J. Plasma Fusion Res. Vol.95, No.9 (2019)４２３‐４２６

小特集

統合コードによる磁場閉じ込め核融合
プラズマシミュレーションの現状と今後の展望
Simulation of Magnetically Confined Fusion Plasmaby Integrated Code and Its Prospect

１．核融合プラズマシミュレーションに向けた統合コード開発
1. Development of Integrated Code for Fusion Plasma Simulation
林伸 彦，福 山淳１），村 上 定 義１），横 山 雅 之２），藤 田 隆 明３）

HAYASHI Nobuhiko, FUKUYAMA Atsushi１）, MURAKAMI Sadayoshi１）,
YOKOYAMA Masayuki２）and FUJITA Takaaki３）
量子科学技術研究開発機構，１）京都大学大学院工学研究科，２）自然科学研究機構核融合科学研究所，
３）

名古屋大学大学院工学研究科（原稿受付：２０１
９年５月２０日）

核融合プラズマの様々な物理現象が連携する自律的，複雑な現象を扱う有効な手段の１つとして，統合コードが開発，利用されている．本小特集では，主に磁場閉じ込め核融合プラズマの統合コードとそれを構成する物
理モデルの概要，国内外の開発状況，物理解明や実験解析，シナリオ構築への適用例，今後の展望，等について体系的にまとめる．その中で本章は，小特集の最初の章として，統合コードの必要性・構想・方向性について概略する．また，日本の原型炉開発に向けた統合コードの開発工程と各工程の目標，将来の JT-60SA と国際熱核融合実験炉 ITER の実験に対する役割とそれぞれを利用したモデル検証のスケジュール，等について述べる．そして，本小特集で統合コードの詳細を説明するのに必要な第２章から第５章までの全体構成について述べ，次章に繋げる．
Keywords:
Integrated code, magnetic confinement, modeling, simulation

１．
１ はじめにコードは，物理解明や実験解析だけでなく，運転シナリオ核融合プラズマの物理解明や実験解析には，数値シミュ構築や炉設計にも活用されている．統合コードは，現在もレーションが重要な役割を果たす．核融合プラズマは，空日々，物理モデル等の改良・追加が進められていると共間的にはプラズマ全体にわたって，時間的には放電時間にに，近年では用途に応じて，第一原理コードそのものや機わたって，様々な時空間スケールの物理現象が相互に影響械学習を用いたモデルも開発され組み合わされる等，予測を与えて自律的，複雑な挙動を示す．単一の第一原理シ精度・信頼性の向上が図られ開発が進められている．

ミュレーションコードで異なった時空間スケールの多階層磁場閉じ込め核融合プラズマの統合コードに関する本学の現象を扱う試みが進みつつあるが，現在でも非常に挑戦

会誌記事としては，２００５年の解説記事［１］で国内における的な課題である．一方，このようなプラズマを扱う有効な核燃焼プラズマ統合コード構想（BPSI: Burning Plasma

手段の１つとして，磁場閉じ込め核融合プラズマを対象Simulation Initiative）を中心に，京都大学で開発されていに，プラズマの輸送コードを中心として，MHD（Magnetoる統合コード TASK のモデルや結果について紹介されてHydrodynamics）平 衡 コ ー ド，加 熱・電 流 駆 動 コ ー ド，いる．また，小特集及びプロジェクトレビューの一部としMHD 安定性解析コード，ダイバータコード等，時空間スて，核融合科学研究所（核融合研）で開発されている統合ケールの特定の階層を扱う各種コードを組み合わせて結合

コード TASK3D について計画の概要や開発の進展，炉設した統合コードが開発・利用されている．この様な統合計ツールとして見た場合の統合コードの役割が述べられて

National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology, Naka, IBARAKI 311-0193, Japancorresponding author’s e-mail: hayashi.nobuhiko@qst.go.jp

４２３!2019 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.95, No.9 September 2019

ジュールを結合したものである．統合コードを構成する物

いる［２，３］．
本小特集では，より広く，統合コードとそれを構成する理モジュール群の詳細については，第２章で述べる．工学

物理モデルの概要，国内外の開発状況，物理解明や実験解

モジュールについては，紙面の都合上割愛するが，物理モ

析，シナリオ構築への適用例，今後の展望，等について体ジュールに並び重要である．特に，核融合プラズマでは，系的にまとめる．その中で本章は，小特集の最初の章とし外部からの加熱に比べ核融合反応による自己加熱が支配的て，統合コードの必要性・構想・方向性について概略す

であり，プラズマの自律性が強い状況で制御する必要がある．また，関連した日本の原型炉開発に向けた統合コード

り，従来の PID 制御以上の先進制御が必要になることが予の開発工程と各工程の目標，将来の JT-60SA や国際熱核融想される．また，核融合プラズマを確実に制御するための合実験炉 ITER 等の実験に対する役割とそれぞれを利用し計測器や制御コントローラの選定を行う計装制御の検討にたモデル検証のスケジュールについて述べる．そして，本も，統合コードの果たす役割は重要である．
上記の統合コードの構想は国内では BPSI でまとめられ，小特集で統合コードの詳細を説明するのに必要な第２章か現状主に３つの統合コードの開発が進められている．量子ら第５章までの全体構成について述べ，次章に繋げる．

科学技術研究開発機構が中心に開発している TOPICS［２］，

１．
２ 統合コード開発の現状

京都大学と核融合研と九州大学が中心に開発している

様々な物理・工学モデルを統合したシミュレーション

TASK［３］，名古屋大学が中心に開発している TOTAL［４］

コードは，核融合プラズマ実験の解析ツールとして役立つである．各々の統合コードには他にはないモデルがあり，だけでなく，核融合プラズマで現れる様々な相互結合現象必要に応じて他の統合コードがもつモデルを導入して協力の理解，核融合プラズマ挙動の予測にも有効である．

した研究を行っている．これらの国内の統合コードの詳細

統合コードに必要なモデルは，以下に例として挙げるよと国外の開発状況は第３章で述べる．さらに，これらの統うに物理課題だけでなく工学課題も包含しなければならな合コードを用いた物理解明の実例を第４章で紹介する．

い．

１．
３ 核融合原型炉に向けた統合コード開発の課題−物理課題：
・熱／粒子／運動量それぞれの輸送と閉じ込め原型炉では燃料増倍率を確保するために計測や加熱装置・新古典輸送物理用のポートの数が制限されると考えられることから，核融・乱流物理

合プラズマの動的挙動を確実かつ正確に予測できるシミュ・MHD 不安定性

レータ開発が必要になる．全ての重要な物理・工学課題を・高エネルギー粒子物理網羅した統合コードはシミュレータになりえる．しかし，・粒子補給／加熱・電流駆動

統合コードによる予測の信頼性を向上させるためには，用・スクレイプオフ層（SOL）／ダイバータ，プラズマ−壁相いているモデル・コードの実験による検証が必須である．

互作用

大型ヘリカル装置（LHD）等の既存装置の実験および将来・運転シナリオ（着火からシャットダウンまで）の JT-60SA や ITER の実験を用いたモデル検証を効率良く−工学課題：

行うために，実験家を含めてより多くのユーザーが容易に・外部コイル電流／電圧

運転シナリオ検討に利用できる等の実験との連携を考えた・電磁力・熱負荷開発・整備が必要である．未だ実験が行われていないプラ・計測モデリング

ズマの挙動を予測し，その予測を確認するための実験（運・モデルに基づいた実時間制御転シナリオ）を策定・提案し，データを取得して検証する

・統合制御システム（プラズマ位置・形状，温度・密度等ということを，統合コードの開発プロセスの１つとして行う必要がある．の分布，MHD 不安定等の同時制御）上記の課題の各々を取り扱えるコードをまず開発・改良

日本の核融合原型炉開発に向けたアクションプランのして，各々の課題に関連する物理機構を理解し予測する必チェックアンドレビュー（C&R）［４］には，「原型炉を見据要がある．世界には既に理論モデルから第一原理コードまえた高ベータ定常プラズマ運転技術の確立」の項目に統合で様々なレベルのモデル・コードがあり，それらを活用でコードに関する記述があり，図１に示す様に，２０２５年からきる．そして，複数の物理機構が結合した現象を理解して数年以内の第２回中間 C&R に「ダイバータを含む統合シプラズマの自律的，複雑な挙動を予測するためには，上記ミュレーションの JT-60SA 等による検証」，２０３０年代の原課題を記述するモデル・コードをモジュール化し，それら型炉段階への移行判断で「ITER 燃焼制御の知見を踏まえを統合したコードを開発する必要がある．ただし，各モた統合シミュレーションにより，非誘導定常運転の見通しジュールには扱える時空間スケールに限りがある等，利用を得る」となっている．この C&R と移行判断をクリアできに制限があることが考えられるので，モジュールの統合にるように統合コードの開発を進めねばならない．そのたあたっては第一原理シミュレーションと実験と比較して注め，原型炉設計合同特別チームの理論・シミュレーション意深く検証する必要がある．従来の統合コードは基本的にワーキンググループのもとで，統合コードや第一原理コーは，MHD 平衡における磁気面を横切る１次元のプラズマドを含めた開発計画が議論され，まとめられた［５］．
ITER と原型炉におけるプラズマの予測・制御や運転の輸 送 を 解 く 輸 送コ ー ド を 中 心 に，各 種 物 理・工 学 モ
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Special Topic Article

1. Development of Integrated Code for Fusion Plasma Simulation

N. Hayashi et al.と簡易化によるシミュレータ構築の２つの要求に適応した統合コード開発が必要であろう．統合コードで使用するモデル開発に関しては，当然，第一原理シミュレーションと実験の知見が必須である．そのため，アクションプランにある第一原理シミュレーションコード開発計画と連携して，第一原理コード自体を統合コードに結合するだけでなく，第一原理シミュレーションの結果を模擬できる簡易化したモデルの開発も欠かせない．また，実験データに基づ
図１

く経験（比例）則も簡易化したモデルとして活用できるが，統合コードに関わる核融合炉原型炉開発に向けたアクションプランのチェックアンドレビュー（C&R）の達成目標と，原型炉段階への移行判断，JT-60SA と ITER の実 験 ス ケ
ジュール．

別途，物理解明が必要となる．物理解明やシミュレータの目的に応じて様々なレベルのモデルを開発し使えるようにすべきである．現状でモデルがないものに関しては，まずシ ナ リ オ の 設 計 を め ざ し た モ デ ル・コ ー ド の 検 証 は，簡易的なもので良いので最低限のモデルを開発し，改良しJT-60SA 計画［６，７］の主要な目的の１つである．図２に示ていくことを考える必要がある．上記で述べたモデルの高す様に，JT-60SA 実験で，高ベータ・高自発電流割合のプ度化や簡易化の最近の進展は，第５章で紹介する．

ラズマでの検証を行う．一連の予測・実験策定・検証方法

特定の統合コードの枠にとらわれずに統合コードの開発のサイクルを構築・確立して ITER を用いた研究の効率を協力して進めるためには，モジュールの相互利用が容易化，原型炉の予測と運転シナリオ策定に活用する．そして，にできるようにする必要があり，そのためにモジュール間ITER 実験が開始されれば，燃焼プラズマでモデル・コーのデータ交換等のインターフェースを定義する共通のフドの検証を行い，JT-60SA と ITER の両方の検証から，原レームワークが欠かせない．このフレームワークは，モ型炉の予測・シミュレータの信頼性向上を図ることが考えジュールの相互利用だけでなく，複数のモデル同士の比較られている．

検証や実験との比較検証にも役立つ．国内的には BPSI の原型炉に向けて統合コードに求められる役割を担うた

基 に 開 発 さ れ た BPSD（Burning Plasma Simulation

め，現状不足している物理・工学モデルの開発や既存モデData）というデータインターフェースに基づくフレームルの改良等を行い，その統合コードを基に運転シナリオのワークがあり，TASK 系の統合コードを中心に活用されて作成や制御検討等に使うシミュレータを開発する必要があいる．一方，ITER 機構には IMAS（Integrated Modelling

る．物理解明のためにモデルを追加することやモデル自体

and Analysis Suite）［８］というフレームワークの開発が進めの改良を行って，統合コードのモデルを高度化することられており，各国のコードのモジュール化および統合，国は，高い計算機資源を要求し長時間の計算を要するおそれ

際トカマク物理活動（ITPA : International Tokamak Phys-がある．モジュールによっては，スーパーコンピュータのics Activity）におけるシミュレーション・実験データの交

大規模並列計算や GPGPU 等をもつ特定の計算機での実行換に利用されている．これらのフレームワークを活用したを必要とする場合もある．そのために，統合コードの全て協力が，統合コードの効率的な開発に求められる．上記ののモジュールを同一計算機で動かすことを想定するだけでフレームワークに関しては，第３章で紹介する．

なく，ネットワーク上にある複数の計算機を使って計算資

コードの検証には，精度確認（同じ現象を扱う複数の源の有効利用と分散並列処理による高速化を図る．これにコード間ベンチマーク等）と妥当性検証（コードの結果とは，最新の計算科学の知見の導入が必要であろう．一方，実験結果との比較）の２つがある．上で述べたフレーム

シミュレータには，運転シナリオ作成や計装制御検討，実ワークを用いることができれば確認・検証を効率的に行う

時間制御等，様々なレベルのものがあるが，概して少ないことができ，コードの不確実性の特定とその定量化を容易

計算機資源で短時間の計算を求められる．そのため，デーに実現できる．そして，実験の測定データを活用してモデタベースや機械学習等も用いたモデルの簡易化が求められ

ルとコードを改良することにより，予測の不確実性を最小る．したがって，これからはモデル高度化による物理解明化しつつ，その不確実性を定量化することで予測の信頼性を向上させることができる．

１．
４ まとめ
本章は，小特集の最初の章として，統合コードの必要性・構想・方向性を概略し，関連した日本の原型炉開発に向けた統合コードの開発工程と目標，JT-60SA や ITER等の実験に対する役割とそれぞれを利用したモデル検証のスケジュールについて述べた．第２章から第５章では，次の構成で統合コードの詳細を説明する．第２章で統合コー
図２

理論モデルとシミュレーションコードによる予測と実験との比較による検証の計画．

ドを構成する物理モジュール群について，第３章で国内外の統合コードの開発状況を紹介する．そして統合コードを
４２５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.95, No.9 September 2019［４］文部科学省核融合科学技術委員会：
http : / / www. mext. go. jp / b ̲ menu / shingi / gijyutu /gijyutu2/074/index.htm［５］原型炉設計合同特別チーム，理論・シミュレーション
ワ ー キ ン グ グ ル ー プ 報 告 書：http://id.nii.ac.jp/1657/00074926/［６］JT-60SA Research Plan v4.0, http://www.jt60sa.org/pdfs/JT-60SA̲Res̲Plan.pdf［７］林 伸 彦，福 山 淳：プラズ マ･核 融 合 学 会 誌 88, 678(2012).
［８］F. Imbeaux et al., Nucl. Fusion 55, 123006 (2015).

使った実験解析や物理解明，運転シナリオ構築の実例を第４章で示す．第５章で統合コード開発の今後の展望として，進展著しい情報科学等の最新の知見を取り入れ，従来の枠に囚われない開発について紹介する．最後の第６章でまとめる．

参考文献［１］福山 淳，矢木雅敏：プラズマ・核融合学会誌 81, 747(2005).
［２］横山雅之：プラズマ・核融合学会誌 92, 601 (2016).
［３］横山雅之：プラズマ・核融合学会誌 92, 814 (2016).

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