PCTRAN  Nuclear Power Plant Simulator
--AP1000版
PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。从1985年引入以来，PCTRAN已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的仿真软件。从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。
在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。组合的放射性释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。PCTRAN可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。它的图形用户界面使操作起来十分方便。所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。
进步到应用非能动冷却概念的第三代先进反应堆后，MST是唯一一家可以提供包括全部堆型模拟软件的公司，包括GE ABWR，ESBWR，Westinghouse AP1000，Areva EPR，Atmea or Mitsubishi APWR。每一个模型都已经与设计文件进行核实验证过程序的真实性。
瞬态模拟
瞬态的选择是菜单驱动的，包含了核电站所有的可能扰动，例如：
∙正常运行控制-启动，停堆，功率线性提升
∙失水事故（LOCA）或蒸汽管路破裂
∙失去流量，单相或两相自然循环
∙带旁通或不带旁通的汽轮机跳机，全长断电
∙蒸汽发生器传热管破裂
∙给水瞬变
∙未紧急停堆的预计瞬态（ATWS）
∙安全壳或乏燃料贮存装置的损坏（例如飞机失事撞击）
∙的蓄意破坏导致反应性事件，火灾或丧失柴油
∙上述事件的组合
严重事故模型
堆芯用六个垂直节点作为模型。每一个都产生一部分的衰变热。当边界热量转移速率小于堆芯产热，堆芯节点将会加热到熔融。熔化的燃料将会塌下到压力容器的底部。压力容器的底盖也会加热到熔点。熔融物将会跌落到安全壳地坑中。在燃料损毁的过程中，首先包壳中的裂变气体会释放出来。接着如果燃料和包壳继续熔融，燃料同位素也将释放。除了碘和惰性气体外，还有碱金属，碲，钡，铈，镧系元素等等。这些浓度升高的放射性核素将会通过压力容器的破口，安全阀和安全壳的破口进入环境中。
PCTRAN在功能多样性和人机交互方面功能强大。使用者可以在任何时间手动停堆或者泵，打开安全阀，不理会ECCS或者改变大量的控制系统的设定值。所有的瞬变参数都可在执行或运行后形成趋势图。数据可以保存为Access或者Excel文件为以后使用。再启动的能力可以实际是一个瞬态模拟达到无限长的时间。
reactor软件辐射监测系统（RMS）的源项&区域剂量预测
作为可选的功能，延展的模拟可以追踪裂变产物通过主要释放途径的输运。正常和事故状况下的全部核
电站主要区域，排水和进程中的辐射探测器读数将会显示在一个分开的模拟器中。碘，惰性气体和其它基于导则1.183中修正的源项的裂变产物将会周期性的计算。应急计划区的烟羽释放将会在基于不同风速和刚性系数下进行预测计算。
可用的核电站模型
MST已经在Windows下完成了下面的模型
∙GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment
∙GE ABWR and ESBWR
∙Westinghouse 2-loop  (Point Beach), 3-loop (Turkey Point) and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah) ∙Westinghouse AP1000
∙Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400, C-E PWR’s of 2x4 hot/cold loops (St Lucie and Fort Calhoun), System 80+,
∙B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)
∙Framatome PWR’s (Guangdong), Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR
∙ABB BWR’s (TVO)
∙Russian VVER-440 and 1000 of horizontal steam generators, G3 AES92
上述的模型都是“plant specific”用最大努力实现核电站的设计和性能。在建模上采用详细的记录并依据核电站的最终安全评估报告（FSAR）和所知的数据证实。该软件已经被美国，日本，瑞士和台湾的政府管理机构以及超过一百个其它机构采用。
Westinghouse, Areva or Mitsubishi PWR NSSS Mimic
PWR Severe Accident (Core-melt, Containment Failure and Radiological Release)
Westinghouse AP1000 Passive Containment Cooling System