This paper presents a preliminary study on neutron physics characteristics of a light water cooled fission blanket for a new type subcritical fusion–fission hybrid reactor aiming at electric power generation with low technical limits of fission fuel. The major objective is to study the fission fuel cycling performance in the blanket, which may possess significant impacts on the feasibility of the new concept of fusion–fission hybrid reactor with a high energy gain (M) and tritium breeding ratio (TBR). The COUPLE2 code developed by the Institute of Nuclear and New Energy Technology of Tsinghua University is employed to simulate the neutronic behaviour in the blanket. COUPLE2 combines the particle transport code MCNPX with the fuel depletion code ORIGEN2. The code calculation results show that soft neutron spectrum can yield M > 20 while maintaining TBR >1.15 and the conversion ratio of fissile materials CR > 1 in a reasonably long refuelling cycle (>five years). The preliminary results also indicate that it is rather promising to design a high-performance light water cooled fission blanket of fusion–fission hybrid reactor for electric power generation by directly loading natural or depleted uranium if an ITER-scale tokamak fusion neutron source is achievable.
本論文は、核分裂燃料に対する技術的制約が低い、発電を目的とした新型の未臨界核融合–核分裂ハイブリッド炉用の軽水冷却核分裂ブランケットの中性子物理特性に関する予備的研究を提示する。主な目的は、ブランケット内の核分裂燃料サイクル性能を研究することであり、これは、高いエネルギー利得（M）とトリチウム増殖比（TBR）を有する核融合–核分裂ハイブリッド炉という新概念の実現可能性に重要な影響を与える可能性がある。清華大学原子力・新エネルギー技術研究院によって開発されたCOUPLE2コードを用いて、ブランケット内の中性子挙動をシミュレートする。COUPLE2は、粒子輸送コードMCNPXと燃料燃焼コードORIGEN2を組み合わせたものである。コード計算結果は、軟らかい中性子スペクトルが、TBR > 1.15 および核分裂性物質の転換比 CR > 1 を維持しつつ、合理的に長い燃料交換サイクル（5年以上）において M > 20 をもたらし得ることを示している。予備的結果はまた、ITER規模のトカマク核融合中性子源が達成可能であれば、天然ウランまたは劣化ウランを直接装荷することにより、発電用の核融合–核分裂ハイブリッド炉の高性能軽水冷却核分裂ブランケットを設計することがかなり有望であることを示している。