Bu çalışmada üretken füzyon-fîsyon hibrid reaktöründe 48 aylık bir peryod süresince $UF_6$ yakıtının gençleştirilmesi araştırılmıştır. Nükleer ısı transferini fisil yakıt üretim bölgesinden dışarı atmak için flibe, tabii lityum ve gaz soğutucu seçilmişir. 5 MW/m ilk duvar füzyon nötron enerji yükü altında üç soğutucu modunda % 5-8 arasında fisil yakıt zenginleştirme değeri elde edilmiştir. Füzyon sürücüsü için gerekli füzyon yakıtı olan trityum üretimi özellikle tabii lityum soğutuculu modda en iyi performans göstermiştir. Operasyon süresince, tüm soğutucu modlarında plütonyumun denaturasyonu için füzyon nötronlarına göre iki yıllık bir zaman gerektirmektedir. Bu süre boyunca üretken reaktörler için yüksek kalitede fisil yakıt üretmek mümkün olmaktadır. Özellikle filibe soğutuculu modda $^{240}Pu$ birikimi diğer soğutuculu modlardan daha fazladır. Blanket enerji çoğalım katsayısı ( M )oldukça yüksek olup ve 48. ay sonunda operasyon başlangıcına göre özellikle flibe soğutuculu modda % 30 oranında artmıştır.

In this study, fuel enrichment of UFe in a hybrid fusion-fision reactor of period, is investigated during a period of 48 months. Flibe, natural lithium and gas coolant have been chosen to remove nuclear heat transfer from the fissile fuel generation zone to outside. Under the conditions of first wall fusion neutron energy load of 5 MW/m2 and three coolant mode, a fissile fuel enrichment value of 5-8 % is performed. Tritium breeding as fusion fuel needed for fusion driver has shown the best performance specifically in natural lithium mode. Throughout the process at full coolant mode, denaturation of plutonium requires two year period relative to fusion neutrons. During this period it is possible to breed high quality fissile fuel for hybrid reactors. In flibe coolant mode, especially, accumulation of $^{240}Pu$ is more than the other coolant modes. M blanket energy multiplication factor is very high and it increases the initial value of 30 % in flibe mode after a period of 48 mounths.