RETRAN

RETRAN

RETRAN(REactor TRANsient)は、米国のEPRI(Electric Power Research Institute)で開発が続けられている、軽水炉発電プラントにおける過渡事象を解析するコードです。特徴としては初期定常設定機能、各種の制御回路モデル、スリップを考慮した2相流モデル、三次元核動特性解析機能等があります。
 当社では、RETRANコードを販売し、米国EPRIやCSA社で実際にRETRANの開発整備に携わった技術者が技術的な相談に対応し、問題解決とサポートを行っています。

TRACE

TRACE

TRACE(TRAC/RELAP Advanced Computational Engine)コードは、米国のロスアラモス国立研究所で開発されたTRACコードと、アイダホ国立研究所開発されたRELAPコードを主体としてUSNRC(U. S. Nuclear Regulatory Commission)の支援により合体させた最新の原子炉過渡事象解析コードです
特徴としては圧力容器内の三次元的取り扱い、二流体モデル、二相流動パターンに依存する構成方程式群が組み込まれている「最適評価コード」であります。
 当社では、コードの性能評価、解析モデルの作成・改良の技術サポートを行っています。

RELAP

RELAP

RELAP(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)シリーズは40年以上に亘り米国のINL(Idaho National Laboratory)で開発が続けられてきた原子炉過渡事象解析コードです。最新バージョンであるRELAP5では、完全な二流体モデルが採用され、非擬縮性ガスも取り扱える「最適評価コード」です。
 当社では、コードの性能評価及び調査・改良、解析モデルの開発・作成等の技術サポート、及び本コードを用いた実機プラント安全評価解析のための技術コンサルティングを行っています。

COBRA

COBRA

COBRA(COolant Boiling in Rod Arrays)コードは、原子炉の炉心における熱流動を詳細に解析するコードです。解析対象とする炉心流路を、計算上の複数の水平方向セル(サブチャンネル)に分割し、さらに各サブチャンネルを軸方向に分割して、各ノード毎にエネルギ、質量及び運動量保存則を解くことによって、詳細な燃料の熱的な裕度を評価するためにDNBR評価を行います。

COBRA-TF

COBRA-TF


COBRA(COolant Boiling in Rod Arrays)コードは、原子炉の炉心における熱流動を詳細に解析するコードです。解析対象とする炉心流路を、計算上の複数の水平方向セル(サブチャンネル)に分割し、さらに各サブチャンネルを軸方向に分割して、各ノード毎にエネルギ、質量及び運動量保存則を解くことによって、詳細な燃料の熱的な裕度を評価するためにDNBR評価を行います。
 サブチャンネル解析分野では、COBRA系統のコードのように、均質流モデルをベースにしたコードとは別に、COBRA-TFコードのように、2流体モデルをベースにしたコードも脚光を浴びてきており、当社でも早くからCOBRA-TFコードに関する研究開発に従事して、実績と経験を蓄積しています。

VIPRE

VIPRE

VIPRE(Versatile Internals and Component Program for Reactors)コードは、EPRI(Electric Power Research Institute)の支援の下、従来のCOBRAコードに対して改良を加え、USNRC(U. S. Nuclear Regulatory Commission)の認可を取得したコードです。米国では燃料の詳細な熱的評価を行うために、広く許認可で用いられています。
当社では、VIPREコードの販売と技術サポートを行っています。

CONTEMPT

CONTEMPT

 CONTEMPTコードは、米国のINL(Idaho National Laboratory)により開発された、原子力発電プラントから発生した核分裂生成物を、環境に放出させないための最後のバリアである格納容器内の熱流動を解析するコードです。格納容器に設置されている、事故時の圧力上昇を緩和するシステム等を考慮した解析が行えます。
 当社では、本コード性能評価のための調査・改良、解析モデルの作成・改良等の技術サポートを行っています。

EUREKA2

EUREKA2

EUREKA2コードは、制御棒が引き抜かれる等で原子炉に正の反応度が投入され、出力が急上昇するいわゆる反応度投入事象を解析するために、日本原子力研究開発機構で開発されたコードです。反応度投入事象で重要となる物理挙動を評価するモデルが組み込まれており、流体モデルはRELAP4を基にしています。
 当社では、本コードの開発に従事したエンジニアを擁して、コード調査・改良、解析モデルの作成・改良等の技術サポート、及び実機プラントの反応度事故解析に対する技術コンサルティングを行っております。

MAAP

MAAP

MAAP(Modular Accident Analysis Program)コードは、炉心ヒートアップ、被覆材酸化、水蒸気発生、デブリ形成等の諸現象が原子炉1次系、格納容器等にいかなる影響 を与えるかを検討するために、IDCORプロジェクトによって作成されたコードです。
MAAPコードは、各事故過程のみを独立に扱う多数のサブルーチンより成り、これらをモジュラー形式で集合して一連の事故シーケンスをフォローする構成となっております。現在は米国電力研究所(EPRI)が中心となり、コードメンテナンスとモデル改良が継続されています。
 当社では、プラントモデルのメンテナンスや解析にかかわる技術コンサルティングのサービスを提供しております。

MACCS

MACCS

MACCSは米国SNL(Sandia National Laboratories)により開発されたコードで、放射性物質が万が一大気中に放出される場合を想定し、物質の大気中拡散、人的被曝影響、影響緩和策等々のモデル化と解析を行うコードです。
 当社では、コード調査・改良、解析モデルの作成等の技術サポートを行っております。

SECOM2

SECOM2


SECOM2は日本原子力研究開発機構により開発されたコードで、地震時のシステム信頼性解析を行うコードです。
 当社では、コード調査・改良、解析モデルの作成等の技術サポートを行っております。

RISKMAN

RISKMAN


RISKMAN for Windowsは、米国のPLG社で開発され、米国のABSコンサルティング社で改良が続けられている確率論的安全評価(PSA)ソフトウエアパッケージです。これまで、原子炉をはじめ、航空機や化学プラントなどの大規模かつ複雑なシステムのリスクマネジメントに利用されてきた実績を持ちます。RISKMAN for Windowsは、PSAが行われた初期から長い開発と改良の歴史を持ち、最新のASME標準をも満たしています。
 当社では、本ソフトウエアパッケージの販売を行うほか、種々のPSAモデルの整備経験のある技術者が対応し、問題解決とサポートを行っています。

PCTRAN

PCTRAN


PCTRANはMST(Micro Simulation Technology)社が開発している、パソコン上で稼働する原子力プラントの簡易シミュレータです。弁、ポンプ等の動作をマウスにより操作できる等、GUI(Graphical User Interface)を多用する事で、容易な操作を可能としています。当社では、販売並びに技術サポートを行っています。