[2B18-21] MOX再処理・サイクル評価

[2B20] 核燃料サイクルシミュレータNMB4.0への回収ウラン再濃縮機能の実装

*阿部 拓海¹、西原 健司¹ (1. 日本原子力研究開発機構)

キーワード：核燃料サイクル、回収ウラン、ウラン再濃縮、諸量評価、NMB4.0

JAEAで開発している核燃料サイクルシミュレータNMB4.0に、回収ウランを再濃縮した際の新燃料組成を数値的に計算するモデルを実装した。この機能を使用し、我が国の今後の原子力利用にて回収ウランの再濃縮を行った場合について、劣化ウランのU-235割合等をパラメータとして天然ウラン消費量などの諸量評価を行った。本発表では、当該機能で用いられている計算手法および諸量評価の結果を報告する。