VIPRE(Versatile Internals and Component Program for Reactors)は、米国のEPRIで開発されたサブチャネル熱水力解析コードであり、PWR及びBWR炉心の燃料集合体内の詳細熱水力解析を行うことができます。
当社では、VIPRE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。
GOTHIC(Generation of Thermal-Hydraulic Information for Containments)は、米国EPRIにより開発が継続されている多次元熱流動解析コードであり、原子力発電プラントの格納容器、原子炉建屋、補助建屋等の各種建屋内における熱水力挙動を解析することができます。
当社では、GOTHICコードを販売し、コードの性能評価、解析モデルの開発・作成、解析事例の調査・研究等の技術サポートを行っています。
Apros(Advanced Process Simulation Environment)は、フィンランドのVTT(VTT Technical Research Centre of Finland)とFortum社で開発されている動的シミュレーションコードであり、プラント全体の動特性、過渡事象、シビアアクシデント等を統合的に解析することができます。
当社では、Aprosコードの調査、技術サポート、及び本コードを用いた解析のための技術コンサルティングを行っています。
CONTEMPT(Containment Temperature and Pressure)は、米国NRCで開発された格納容器解析コードであり、原子力発電プラントの格納容器の温度・圧力応答を解析することができます。
当社では、CONTEMPTコードの性能評価、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は、原子炉の反応度事故時の挙動を解析するためのコードです。一次冷却系の熱水力挙動、燃料挙動、空間中性子動特性挙動を連成的に解析することができます。
当社では、EUREKA2コードの性能評価、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。
PARCS (Purdue Advanced Reactor Core Simulator) は、米国原子力規制委員会 (U.S. NRC) が開発・公式採用している3次元の炉心中性子計算コードです。定常状態および時間依存の多群中性子拡散方程式およびSP3方程式を解くことで、原子炉内の核特性や過渡挙動をシミュレートし、安全評価に活用されています。TRACEコードと連成計算をすることで核出力の変化と冷却材の温度・圧力変化を同時に解くことが可能になります。
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。
FRAPCON/FRAPTRANは、米国原子力規制委員会（NRC）が開発した定常状態における軽水炉の燃料棒の熱的・機械的挙動を計算するためのコンピューターコードです。主にパシフィック・ノースウェスト国立研究所（PNNL）と共同で保守・開発が行われています。FRAPCONでは長期の核燃料サイクルを、FRAPTRANでは長期における燃料棒の応答計算、燃焼度上昇時の燃料温度、内圧、被覆管の歪み等の挙動計算を行います。FRAPTRANではFRAPCONでの長期の核燃料サイクル後の燃料の状態を引き継いだ短期の過渡事象解析を行います。
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。
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(TRAC/RELAP Advanced Computational Engine)は、米国NRC(米国原子力規制委員会)で開発されているシステム熱水力解析コードであり、最大3次元の質量、運動量、エネルギー保存式を解くことができ、軽水型原子炉システムの過渡及び事故解析を行うことができます。
当社では、TRACEコードのインストール、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。
RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)は、米国NRC（米国原子力規制委員会）の研究開発組織であるINL(Idaho National Laboratory)で開発されたシステム熱水力解析コードであり、軽水炉プラントの過渡及び事故解析を行うことができます。
当社では、RELAP5コードのインストール、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。
