The error field diagnostics based on magnetic measurements outside the plasma is discussed. The analysed methods rely on measuring the plasma dynamic response to the finite-amplitude external magnetic perturbations, which are the error fields and the pre-programmed probing pulses. Such pulses can be created by the coils designed for static error field correction and for stabilization of the resistive wall modes, the technique developed and applied in several tokamaks, including DIII-D and JET. Here analysis is based on the theory predictions for the resonant field amplification (RFA). To achieve the desired level of the error field correction in tokamaks, the diagnostics must be sensitive to signals of several Gauss. Therefore, part of the measurements should be performed near the plasma stability boundary, where the RFA effect is stronger. While the proximity to the marginal stability is important, the absolute values of plasma parameters are not. This means that the necessary measurements can be done in the diagnostic discharges with parameters below the nominal operating regimes, with the stability boundary intentionally lowered. The estimates for ITER are presented. The discussed diagnostics can be tested in dedicated experiments in existing tokamaks. The diagnostics can be considered as an extension of the 'active MHD spectroscopy' used recently in the DIII-D tokamak and the EXTRAP T2R reversed field pinch.
プラズマ外部の磁気測定に基づく誤差磁場診断について議論する。解析される手法は、有限振幅の外部磁気摂動、すなわち誤差磁場と事前にプログラムされたプロービングパルスに対するプラズマの動的応答の測定に依存する。そのようなパルスは、静的誤差磁場補正用および抵抗性壁モードの安定化用に設計されたコイルによって生成でき、この技術はDIII-DやJETを含む複数のトカマクで開発・適用された。ここでの解析は、共鳴磁場増幅（RFA）の理論予測に基づく。トカマクにおいて所望のレベルの誤差磁場補正を達成するには、診断は数ガウスの信号に対して感度がなければならない。したがって、測定の一部はプラズマ安定性境界の近くで実施されるべきであり、そこではRFA効果がより強い。限界安定性への近接性は重要であるが、プラズマパラメータの絶対値は重要ではない。これは、必要な測定は、公称運転領域より低いパラメータを有する診断放電において、安定性境界を意図的に低下させて実施できることを意味する。ITERに対する推定値が提示される。議論された診断は、既存のトカマクにおける専用実験で試験できる。この診断は、最近DIII-DトカマクおよびEXTRAP T2R逆転磁場ピンチで使用された「アクティブMHD分光法」の拡張と見なすことができる。