聚变驱动次临界堆作为未来新型先进核能系统首先要考虑其安全性。无论从反应堆安全设计方面还是人类环境保护方面，都要求必须对该类先进核能系统进行可靠的瞬态安全分析。　　 本文总结了聚变驱动次临界堆的基本安全原理，对与聚变驱动次临界堆相关的瞬态工况进行了分类与定义。事故工况被划分为嬗变包层系统故障引发事故、聚变中子源装置系统故障引发事故、以及裂变燃料进入真空室可能导致反应堆坍塌的极限事故。瞬态事故发生时，及时关闭聚变外中子源的“保护性”措施可以消除发生严重事故的可能。而未及时关闭聚变外中子源的“无保护性”瞬态事故后果一般较为严重，常被作为重点分析对象。二维中子学与热工水力学耦合计算方法的聚变驱动次临界堆瞬态安全分析程序平台NTC2D被开发和校验。程序的中子学计算部分，采用了离散纵标(SN)中子输运原理，更适应次临界嬗变堆芯结构非对称性和中子通量强烈各向异性的特点；程序的热工水力学计算部分，采用多速度场、多相流、多介质欧拉流体力学方程；中子学与热工水力学之间通过各自部分的关键参数计算结果相互传递完成耦合。利用外加中子源直圆管例题对NTC2D进行了校验，在中子学和热工水力学方面分别与国际上通用中子输运计算程序(DORT，TORT，MCNP)和商用计算流体力学软件(FLUNET，PHOENICS)以及解析方法的计算结果比较，初步验证了程序的正确性和适用性。使用NTC2D对聚变驱动次临界堆典型方案中具有代表性的“无保护性”瞬态事故工况进行了分析，其分析结果为该先进反应堆安全设计提供参考：无保护性失流事故，导致冷却剂温度增幅显著，须防止LiPb可能汽化的“空泡”效应；强制引入500pcm正反应性的无保护性瞬态过功率事故，导致冷却剂温度增幅较弱；等离子体外中子源过功率事故，导致反应堆功率相应增加而反应性下降的现象，它体现了次临界堆的反应性控制与堆功率控制安全功能分离的特点。在事故工况安全分析中，发现和解释了循环颗粒燃料温度反应性负反馈的固有安全特性，而由循环颗粒燃料导致缓发中子先驱核从堆芯丧失的影响需要被考虑。