随着核废料处置问题的愈发突出，硬中子能谱的快堆被广泛应用于核废料嬗变，主要嬗变次锕系核素。其中，加速器驱动次临界反应堆（ADSR）是专为嬗变设计的次临界快堆之一。快堆的硬能谱特征给中子学计算的能量、空间和角度，尤其是时间处理带来困难。另外，堆芯中大量装载次锕系核素会导致堆芯安全系数变差。因此，准确评估快堆的瞬态特性具有重要的学术意义和应用价值。本文主要围绕临界和次临界快堆的堆芯瞬态进行研究。
首先，针对液态金属冷却快堆，建立了瞬态输运计算方法，包括中子输运动力学方法、核热耦合方法以及均匀化参数产生方法。（1）研究了中子输运动力学方法：能量采用多群近似，显式区分瞬发和缓发中子的能谱差异，不必采用有效值形式的缓发中子份额；空间基于任意三棱柱网格，能够处理六角形组件以及ADSR中部的不规则散裂靶件区域的复杂几何；利用勒让德-等权重求积组处理角度的60度对称关系，同时基于OpenMP的角度并行技术提高计算效率；借助准静态近似处理强刚性特征，采用预估校正的准静态策略（PCQM），避免幅度和形状函数间的非线性迭代。（2）研究了输运动力学与堆芯热工水力学的耦合方法：稳态采用算子分裂策略通过迭代提供初始值；瞬态采用显式时间步进方式进行耦合，减少计算量。（3）研究了均匀化参数产生方法：通过蒙特卡洛方法产生均匀化的少群截面参数和动力学参数，以考虑均匀化过程中的能谱以及空间耦合；生成物理的缓发中子份额，消除有效缓发中子份额产生过程中权函数选取引入的误差。研制了快堆的瞬态分析程序DAISY，通过动力学基准题以及耦合问题的验证，表明该程序能够满足快堆物理特点以及复杂非结构几何的要求。分析了时间步长的敏感性，PCQM离散的步长可以达到全隐式离散的约20倍，半隐式离散的约4倍。
其次，采用瞬态输运模型评估了钠冷临界快堆嬗变次锕系核素对瞬态的影响。通过核素微观截面和动力学参数比较了各种次锕系核素对瞬态相关参数的影响，包括燃料多普勒常数、冷却剂密度系数以及缓发中子份额，发现偶中子数的237Np、241Am和243Am影响较大。将DAISY程序应用于BN-600钠冷快堆的瞬态分析中，针对含武器级钚以及次锕系核素的两种混合氧化物燃料装载堆芯，分别进行了不同功率水平下的控制棒失控提升瞬态分析。发现6%质量份额的次锕系核素装载对瞬态过程影响显著，为保持和非嬗变堆芯接近的裕量，嬗变堆芯的运行功率至少需要下降30%以上。
最后，针对铅铋共晶冷却ADSR嬗变方案，在堆芯不同燃耗深度下采用简化模型分析了无保护失流瞬态、无保护堆芯超功率瞬态以及束流超功率瞬态过程。鉴于燃料棒包壳温度是瞬态过程中最严格的限制，采用了累积损伤因子评估瞬态过程中包壳的高温蠕变失效行为。发现无保护失流瞬态是最严重的过程，尤其是寿期末状态。嬗变方案在该瞬态发生1710秒后，包壳即达到蠕变失效准则。堆芯燃耗时，对瞬态过程影响最大的因素是功率和流量分布变化，其次为次临界度变化，反馈系数和动力学参数变化的影响基本可以忽略。