Conceptual design of a power-producing fusion-fission hybrid reactor was carried out based on the new concept of the blanket containing equilibrium fissile fuel. The blanket safety performance was analysed on residual heat removal and accidental criticality. The concept of a direct enrichment fusion breeder blanket using UO2 powder was also presented and studied.The impact of uncertainties in neutron cross section data on design parameters such as tritium breeding ratio was analysed including the uncertainties of the secondary angular and energy distribution of neutrons. The uncertainty of the tritium breeding ratio due to cross-sections is about 6% for a commercial tokamak reactor. The errors of the design parameters due to the approximations in the multigroup transport calculation were also quantitatively estimated. The methods for the analyses were developed.The computer codes for nuclear analysis and design were developed. Those are: (1) BISON for one-dimensional transport and burnup calculation, (2) SUSD for the cross section sensitivity and uncertainty analysis, (3) TRISTAN for three-dimensional radiation transport calculation and (4) MEDUSA-IB for one-dimensional hydrodynamic calculation of the implosion and thermonuclear burn of an ion beam driven ICF target.
核分裂性燃料を平衡状態で含有するブランケットという新概念に基づき、発電用核融合核分裂ハイブリッド炉の概念設計を実施した。ブランケットの安全性性能を、残留熱除去および事故時臨界について解析した。UO2粉末を用いた直接濃縮核融合増殖ブランケットの概念も提示し、検討した。中性子断面積データの不確かさがトリチウム増殖比などの設計パラメータに及ぼす影響を、中性子の二次角度分布およびエネルギー分布の不確かさを含めて解析した。断面積に起因するトリチウム増殖比の不確かさは、商業用トカマク炉で約6%である。多群輸送計算における近似による設計パラメータの誤差も定量的に評価した。これらの解析手法を開発した。核解析および設計のための計算機コードを開発した。それらは、(1)一次元輸送および燃焼計算用のBISON、(2)断面積感度および不確かさ解析用のSUSD、(3)三次元放射線輸送計算用のTRISTAN、および(4)イオンビーム駆動ICFターゲットの爆縮および熱核燃焼の一次元流体力学計算用のMEDUSA-IBである。