加速器驱动次临界系统(ADS)与临界系统相比具有不同的中子学和热工水力学动态特性。瞬态分析是评估和验证反应堆安全设计的重要内容和方法。本文以FDS团队设计的10MWth加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆为分析研究对象,开发次临界点堆动力学计算程序,利用RELAP5建立该反应堆分析模型,开展该反应堆的无保护瞬态分析,具体研究工作如下：首先,以该次临界系统为研究对象,开发适用于次临界反应堆瞬态过程分析的中子动力学程序。本文基于有外源的次临界点堆动力学数学模型,经理论推导,开发次临界点堆动力学程序并验证其功能,得到能用于次临界堆中子学动态特性分析的次临界点堆动力学程序。其次,对该次临界系统进行控制体划分建立RELAP5模型,包括系统中的部件模型(堆芯模型、换热器模型、二回路模型等)和整个系统模型,开展各个模型的热工水力学验证。其中,次临界堆芯模型和换热器模型的验证采用不同流态下的压降测试,二回路模型的验证采用热工参数对比方法,整个系统模型的验证旨在稳态计算。验证结果表明,次临界堆芯模型、换热器模型、二回路模型和整个系统模型满足后期瞬态计算要求。最后,开展该次临界反应堆的无保护失热阱瞬态(ULOHS)和无保护超功率瞬态(UTOP)分析。对ULOHS类瞬态,研究了单个回路给水管道断裂事故和两个回路给水泵惰转事故。结果表明,单个回路给水管道断裂事故较为严重。对UTOP瞬态,研究了不同次临界度(keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99)下意外引入反应性+1p超功率事故和不同次临界度(Keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99)下质子束流超功率事故。结果表明,束流超功率事故对反应堆安全的影响相对严重。通过对ULOHS和UTOP两类瞬态的分析,表明：1)加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆具有较好的安全性；2)加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆具有良好的稳定性；3)加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆的次临界度越深,反应性扰动影响越小；4)加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆的次临界度越深,外源扰动影响越大；5)加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆次临界度越深,缓发中子作用越弱。