The nonlinear response of a low-beta tokamak plasma to non-axisymmetric fields offers an alternative to direct measurement of the non-axisymmetric part of the vacuum magnetic fields, often termed 'error fields'. Possible approaches are discussed for determination of error fields and the required current in non-axisymmetric correction coils, with an emphasis on two relatively new methods: measurement of the torque balance on a saturated magnetic island, and measurement of the braking of plasma rotation in the absence of an island. The former is well suited to ohmically heated discharges, while the latter is more appropriate for discharges with a modest amount of neutral beam heating to drive rotation. Both can potentially provide continuous measurements during a discharge, subject to the limitation of a minimum averaging time. The applicability of these methods to ITER is discussed, and an estimate is made of their uncertainties in light of the specifications of ITER's diagnostic systems. The use of plasma response-based techniques in normal ITER operational scenarios may allow identification of the error field contributions by individual central solenoid coils, but identification of the individual contributions by the outer poloidal field coils or other sources is less likely to be feasible.
低ベータ・トカマクプラズマの非軸対称場に対する非線形応答は、しばしば「誤差磁場」と呼ばれる真空磁場の非軸対称部分の直接測定に代わる手段を提供する。誤差磁場と非軸対称補正コイルに必要な電流を決定するための可能なアプローチについて、比較的新しい2つの方法に重点を置いて議論する。すなわち、飽和磁気島におけるトルクバランスの測定と、磁気島が存在しない場合のプラズマ回転の制動の測定である。前者はオーミック加熱放電に適しており、後者は回転を駆動するための中程度の中性粒子ビーム加熱を伴う放電により適している。両方とも、最小平均時間の制限を受けるものの、放電中の連続測定を潜在的に提供できる。これらの方法のITERへの適用可能性が議論され、ITERの計測システムの仕様に照らしてそれらの不確かさの推定が行われる。通常のITER運転シナリオにおけるプラズマ応答ベースの手法の使用は、個々の中心ソレノイドコイルによる誤差磁場の寄与の同定を可能にするかもしれないが、外部ポロイダル磁場コイルや他の源による個々の寄与の同定は実現可能性が低い。