軽水炉安全性解析コードRELAP5/MOD3の変換とFACOM VP2600用ベクトル化

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: 軽水炉安全性解析コードRELAP5/MOD3の変換とFACOM VP2600用ベクトル化
• 著者・編者: 石黒 美佐子; 根本 俊行; 平塚 篤
• 著者標目: 石黒 美佐子; 根本 俊行; 平塚 篤
• 出版年月日等: 1991-03
• 出版年（W3CDTF）: 1991-03
• 並列タイトル等: Implementation of reactor safety analysis code RELAP5/MOD3 and its vectorization on supercomputer FACOM VP2600
• タイトル（掲載誌）: JAERI-M 91-051
• 本文の言語コード: eng
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: RELAP5/MOD3はアイダホ国立研究所(INEL)で開発された最新の軽水炉安全性解析コードで、加圧水型原子炉の熱流動をシミュレートするために使用されている。コードは、原研と米国原子力規則委員会との間のROSA-IV協定における技術情報交換の一環として原研に導入された。まず、INELから提供された元版からIBMバージョンを抽出し、それを原研のFACOM M-780用に交換し、その後、FACOM VP2600で効率的に処理するためにベクトル化した。ヘクトル化版コードは、スカラー計算に比較して約3倍速くなっている。現在のベクトル化率は78\%である。本報告書では、FACOM計算機への変換方法とベクトル化方法について述べる。
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: RELAP5/MOD3はアイダホ国立研究所(INEL)で開発された最新の軽水炉安全性解析コードで、加圧水型原子炉の熱流動をシミュレートするために使用されている。コードは、原研と米国原子力規則委員会との間のROSA-IV協定における技術情報交換の一環として原研に導入された。まず、INELから提供された...