Implementation of reactor safety analysis code RELAP5/MOD3 and its vectorization on supercomputer FACOM VP2600

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

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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。

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使用言語	:	English
報告書番号	:	JAERI-M 91-051
ページ数	:	70 Pages
発行年月	:	1991/03
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-91-051.pdf:1.48MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-91-051
キーワード	:	Nuclear Reactor; Reactor Safety; PWR; LOCA; Loss of Coolant Flow Analysis; RELAP5; Vectorization
使用施設	:
広報プレスリリース	:
論文解説記事 (成果普及情報誌)	:
受委託・共同研究相手機関	:
他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses
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登録番号 : M19910051
抄録集掲載番号 : 190284

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