快堆技术的发展，对世界能源可持续性的长期考虑是至关重要的。仿真技术在核能领域的技术优势，能够为我们加快快堆技术研究工作提供重要技术手段。反应堆从停闭到启动以及功率改变，都是需要通过引入不同的反应性来实现的。如果反应性引入不当，就可能造成反应性引入事故，进而危及反应堆的安全。因此，研究功率随引入反应性的响应和变化规律是反应堆安全分析的一项重要工作。快堆的反应性扰动要比轻水堆来得更迅速，考虑的反应性效应也更加复杂。为了确保反应堆的安全运行，要求操作人员在反应堆运行现场对瞬变过程作出快速判断，开发精确、有效、迅速的仿真模型和计算方法对核反应堆运行安全具有实际意义。本文以中国实验快堆（CEFR）为仿真研究对象，建立了考虑各种反应性效应的CEFR堆芯物理仿真模型。堆芯物理计算采用带六组缓发中子的点堆中子动力学模型，应用高斯精细时程积分法求解点堆方程。高斯精细时程积分法对时间步长要求较低，计算精度和计算速度较常用的数值积分方法有明显优势。本文还建立了CEFR主要反应性反馈效应的计算模型、CEFR堆芯冷却剂平均温度和燃料平均温度计算模型以及停堆后功率计算模型。对于停堆后的功率及反应性变化情况，采用经验公式进行衰变热功率的计算。另外，本文也考虑了燃耗对反应堆的影响，这里作了合理的简化处理，只是考虑燃耗引起的反应性对堆芯的影响，并没有进行详细的燃耗计算。编制了CEFR堆芯物理仿真计算程序，计算结果与实际反应堆情况有很好的吻合，能够很好地反映CEFR的功率、温度及反应性变化情况，能够对实验快堆进行初步的安全分析与评价。