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

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 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
• Author/Editor: 石黒 美佐子; 根本 俊行; 平塚 篤
• Author Heading: 石黒 美佐子; 根本 俊行; 平塚 篤
• Publication Date: 1991-03
• Publication Date (W3CDTF): 1991-03
• Alternative Title: Implementation of reactor safety analysis code RELAP5/MOD3 and its vectorization on supercomputer FACOM VP2600
• Periodical title: JAERI-M 91-051
• Text Language Code: eng
• Target Audience: 一般
• Note (General): 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。
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 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
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 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...