COBRA(Coolant Boiling in Rod Array)は、米国のPNNL(Pacific Northwest National Laboratory)で開発されたサブチャネル熱水力解析コードであり、原子炉炉心の燃料集合体内における詳細熱水力解析を行うことができます。
当社では、COBRA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炉心熱水力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。
