The　transient　analysis　of　unprotected　accident　is　significant　in　safety　analysis　of　sodium-cooled　fast　reactor.　Based　on　MOX-3600　and　MET-1000　benchmarks　published　by　OECD/NEA,　SARAX　code　system　was　applied　to　do　transient　calculation　for　different　sodium-cooled　fast　reactors.　Various　reactivity　feedback　effects　in　the　reactor　were　analyzed,　and　the　changes　of　fuel　temperature　and　coolant　temperature　during　unprotected　loss　of　flow　(ULOF)　transient　and　unprotected　transient　over　power　(UTOP)　transient　were　calculated.　The　results　show　that　SARAX　code　system　can　give　reasonable　results　of　parameter　prediction　in　transient　analysis　of　fast　reactor.　ULOF　transient　is　more　severe　for　sodium-cooled　fast　reactor　in　that　it　will　cause　the　boiling　of　sodium　and　then　cause　severe　accident.　©　2019,　Editorial　Board　of　Atomic　Energy　Science　and　Technology.　All　right　reserved.