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佐々木 明; 周藤 佳子; 横田 恒*
JAERI-Data/Code 2002-003, 54 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-003.pdf:4.26MB
Java言語は、インターネット技術の要素として開発され、広く活用されるようになっているが、その基幹にあるオブジェクト指向の概念が、多種多様のオリジナルなデータを扱う大規模計算機シミュレーションとその可視化にも有用なことを示す。すなわちJava言語を活用することによって、れまで市販の可視化ツールを用いないとできなかった可視化表現を行い、しかもそれをユーザーが自分のプログラムの中で意のままにあやつるという、研究の現場で永く望まれていたことが実現する可能性が開かれると考えられる。本報告書では、Java言語を用いた実験,シミュレーション結果の可視化技術について検討し、1次元,2次元データの可視化,解析のためのプログラム開発に応用した例を示す。
上島 豊; 荒川 拓也*; 佐々木 明; 横田 恒*
JAERI-Data/Code 99-051, p.23 - 0, 2000/01
JAERI-Data-Code-99-051.pdf:0.98MB
日本で100並列を越える並列計算が、実際に行われるようになったのは、つい数年ほど前からである。日本原子力研究所(原研)のIntel製Paragon XP/S 15GP256
那珂研究所
、75MP834関西研究所は、本格的超並列計算機の先駆けとして光量子、核融合の大規模、超並列計算を目的に導入されている。これらの計算機を使って超並列計算を行うためは、多くの超並列計算プログラムが移植や新規作成されている。これらのプログラムは、従来、ワークステーションやベクトル計算機上で動作していたものをそのまま移植したものか、並列用にアルゴリズムの変更を施したものである。異なる計算機及びオペレーティングシステム(OS)のもとでのプログラム開発には、細心の注意とノウハウが必要であるが、Paragonに到ってはユーザ数が極めて少ないため、ノウハウの集積と環境の標準化が大変困難な状況にある。原研関西研究所におけるParagon XP/S 75MP834上での超並列計算プログラム開発において得た情報をParagon上でのスカラー超並列プログラム開発ガイドとしてJAERI-Data/Code 98-030にまとめた。本報告書では、超並列計算機が持つ特殊性が際立つ入出力周りにテーマを限定して、より高速かつ安定に入出力を実行できる方法をFortranとCのプログラム実例入りで解説する。
上島 豊*; 荒川 拓也*; 佐々木 明; 横田 恒*
JAERI-Data/Code 98-030, 69 Pages, 1998/10
JAERI-Data-Code-98-030.pdf:2.07MB
ここ4,5年前までは、最も高速な計算機といえば、いわゆるスーパーコンピュータと呼ばれるベクトル型計算機であった。この型の計算機は4,5年で計算速度が10倍ずつ高速になってきた。しかし、現在、1CPUの演算速度が限界に達してきている。日本でこれを超える計算機として100並列を越える並列計算機が、実際に行われるようになったのは、つい数年前ほどからである。日本原子力研究所(原研)のIntel製Paragon XP/S 15GP256那珂研究所(那珂研)、75MP834関西研究所(関西研)は、このような計算機の先駆けとして光量子、核融合の大規模超並列計算を行う目的に導入されている。これらの計算機を使って超並列計算を行うために、多くの超並列計算プログラムが移植や新規作成されている。しかし、超並列計算機に関しては、ユーザ数が極めて少ないため、ノウハウの集積と環境の標準化が大変困難な状況にある。そのため、原研関西研究所におけるParagon XP/S 75MP834上での超並列計算プログラム開発において得た情報をParagon上での超並列プログラム開発の指針としてまとめた。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1
10
n/cm
secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。