熔盐堆是以流动的氟化物作为燃料的新型反应堆堆型，具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理、可持续发展、防核扩散等优点，被第四代国际核能论坛确定为六种第四代先进核能系统的候选堆型之一。TMSR液态钍基熔盐堆是中国科学院在先导科技专项之钍基熔盐堆核能系统项目的研究目标之一，主要是发展第四代先进核能系统技术。但核能发展的经验告诉我们，反应性引入分析一直是反应堆安全研究的重点，这在熔盐堆中也不例外。由于熔盐堆中使用的燃料具有流动性，具有高温、低压、强腐蚀性等特性，在燃料形态、堆芯温度、堆芯压力等方面不同于传统的固体燃料反应堆，从而其反应性引入分析也具有不同之处。本文以TMSR液态钍基熔盐堆为研究对象，分析了熔盐堆的始发事件和事故类型，建立熔盐堆的反应性引入分析模型，并计算和分析了在LiF-BeF2-ZrF4-UF4、LiF-BeF2-ZrF4-ThF4-UF4无钍和含钍两种不同燃料下的反应性相关参数、有效缓发中子，最后初步研究了反应性阶跃引入、反应性线性引入、燃料熔盐失流、燃料入口温度过冷等不同反应性引入状态情况下的功率和温度瞬变情况。通过本研究，可以了解TMSR液态钍基熔盐堆在反应性引入事件瞬变下的堆芯状态，对熔盐堆的安全分析具有重要的意义。首先文中在调研和分析压水堆、高温气冷堆、钠冷快堆事故分类方法和事故类型的基础上，依据国内HAF、HAD以及IAEA等关于研究堆的事故分类方法，探讨开展对熔盐堆的始发事件和事故类型的分析，初步提出了熔盐堆的反应性引入事件、二回路熔盐排热减少、二回路熔盐排热增加、系统或设备的放射性泄露、未能紧急停堆的预期瞬态和外部事件等六类始发事件，并按照熔盐堆中事件或事故所产生的放射性释放后果，将熔盐堆中的运行工况分成了正常运行、预计运行事件、稀有事故、极限事故四类。反应性相关设计参数特别是燃料温度反馈系数、慢化剂温度反馈系数等是反应性引入瞬变影响分析的基础，也是反应堆安全特性研究的主要参数。文中使用了MCNP5软件计算分析了TMSR液态钍基熔盐堆在LiF-BeF2-ZrF4-UF4、LiF-BeF2-ZrF4-ThF4-UF4无钍和含钍两种燃料下的燃料温度系数、石墨温度系数，同时借鉴经验公式法对反应性功率系数进行了计算和分析。研究结果显示TMSR液态钍基熔盐堆在无钍和含钍两种燃料下的燃料温度系数、石墨温度系数、功率系数都为负值，具有固有安全特性。熔盐堆中使用的液体燃料具有流动性，从而使得缓发中子先驱核会随着燃料的流动在堆外的回路发生衰变，这将影响到堆芯中有效缓发中子份额，最终也将会影响到反应性的变化。文中依据已建立的中子动力学扩散模型推导了熔盐堆有效缓发中子份额的方程，并将其应用到TMSR液态钍基熔盐堆在LiF-BeF2-ZrF4-UF4、LiF-BeF2-ZrF4-ThF4-UF4无钍和含钍两种不同燃料下燃料流动性对缓发中子影响的计算和分析中。分析结果发现TMSR液态钍基熔盐堆含钍燃料与无钍燃料在不同质量流速下的缓发中子变化趋势基本一致，但含钍燃料比无钍燃料的缓发中子浓度要低些，并且缓发中子群中第4群的缓发中子浓度总数最多，这群缓发中子对反应性的贡献也是最大。同时发现堆芯中缓发中子浓度最大值的位置随着熔盐质量流速的增加会发生漂移，并且是朝着堆芯燃料熔盐出口的方向移动。根据液体燃料流动性的特点，依据反应堆的中子数守恒原则，从反应堆的中子输运模型出发，推导了液态燃料的中子扩散模型，建立了具有流动燃料的熔盐堆点堆中子动力学模型和堆芯热传输模型。模型的求解使用了Matlab2009软件中具有延迟项方程的变步长dde23算法。最后将建立的模型应用到MSRE熔盐实验堆中，进行了有效缓发中子损失份额、启泵与停泵间的瞬变进行了基准验证，结果显示了模型的正确性和可靠性。文中最后还研究了TMSR液态钍基熔盐堆在LiF-BeF2-ZrF4-UF4、LiF-BeF2-ZrF4-ThF4-UF4无钍和含钍两种不同燃料中反应性阶跃引入、反应性线性引入、燃料熔盐失流、燃料入口温度过冷的不同反应性引入状态情况下的功率和温度瞬变情况。计算结果发现，在无钍燃料满功率运行时反应性阶跃引入的最大值为0.5%k/k，反应性线性持续引入10秒的最大值速率为0.06%k/k/sec，燃料入口温度降低的最大值为125℃；而在含钍燃料满功率运行时反应性阶跃引入的最大值为0.4%k/k，反应性线性持续引入10秒的最大值速率为0.06%k/k/sec，燃料入口温度降低的最大值为100℃，在这些值以内的瞬变是可以满足TMSR液态钍基熔盐堆的安全要求。