核临界安全问题存在于整个核燃料循环过程中。纵观国际上发生的临界事故,意识到在燃料前后端处理过程中的多个重要设备中,均涉及到裂变材料溶液的临界安全问题。本工作首先对瞬态分析理论方法进行研究,并实现了裂变材料溶液临界事故瞬态分析程序的开发。裂变材料溶液的临界事故瞬态分析为中子动力学与热工水力耦合问题。其中中子动力学问题采用因子分解法进行求解,其中幅函数采用龙格-库塔方法,形状函数的求解采用格林函数节块法；热工水力学问题采用了压力修正的simple方法进行计算。程序中的中子学模型部分可以考虑三维笛卡尔坐标下及圆柱坐标系下的中子学行为,热工水力学可对二维笛卡尔及R-Z柱坐标下的单相流问题进行分析。论文最后利用裂变材料溶液瞬态分析程序对日本临界安全实验设施TRACY进行了数值模拟,分析了硝酸铀溶液系统中反应性、功率随时间的变化,并对计算结果中温度值与TRACY实验结果进行了对比,对比结果吻合良好,程序可以用于对裂变溶液临界安全瞬态分析的初步研究。论文最后指出,对于裂变溶液临界安全问题的瞬态变化问题需从多个角度进行考虑。并列举了基于裂变溶液所涉及理论、数值计算方法、设备及加工工艺几方面的考虑,可以对程序进行优化的几个方面。