中子时空动力学是核反应堆分析研究中重要而且复杂的问题之一,需要数值求解时间相关的中子输运方程或是由其近似处理后得到的中子扩散方程。由于后者的形式较简单,计算量少,所以已经得到了广泛的应用。然而,该模型的近似性决定了这类瞬态分析方法与程序的局限性。随着计算机硬件和数值计算方法的发展,研究的重点逐步从原来的扩散模型转移到输运模型上来。近几年,基于输运理论的瞬态计算得到了长足的发展,并开发了相应的瞬态分析程序。这些研究验证了在目前计算条件下用输运理论求解核反应堆动态问题的可行性。本文在详细研究现有输运瞬态分析方法与程序的基础上,对一种新的求解三维瞬态中子输运问题的方法进行全面研究,包括理论方法研究、算法组织、计算框架设计以及相应瞬态分析程序研制。该方法通过模拟瞬态过程中系统内中子和缓发中子先驱核的动态行为来求解核反应堆动力学问题。由于该方法以输运理论为基础,基于随机性方法,采用连续中子点截面,在时间上以连续处理代替离散化,所以它在瞬态问题类型、能谱、几何结构和材料组分等方面都具有普适性。为了突出该方法在时间上连续模拟的特点,称其为直接模拟方法。结合973项目——超临界水堆关键科学问题的基础研究,以超临界水堆组件为研究对象,用本文研制的瞬态分析程序TMCC分析了在不同瞬态条件下,中子注量率分布随时间的变化情况,并对计算结果进行了验证与分析。最后,对典型的核反应堆瞬态过程——控制棒位置调整,进行了模拟计算与分析。在直接模拟方法整体研究的基础上,对相关的随机数发生器和临界计算方法开展了进一步研究。对于前者,设计了一种新的改进随机数发生器的算法;在临界计算方法方面,完成了基于传统方法的临界计算模块的开发及其与瞬态计算模块的耦合,并针对直接模拟方法对临界计算模块的特殊要求,初步研究了用于本征值计算的时间法并编程实现。