During the 2016 NSTX-U experimental campaign, locked modes in the plasma edge presented clear evidence of the presence of error fields. Extensive metrology and plasma response modeling with IPEC and M3D-C1 have been conducted to understand the various sources of error fields in NSTX-U as built in 2016, and to determine which of these sources have the greatest effect on the plasma. In particular, modeling finds that the error field from misalignment of the toroidal field (TF) coils may have a significant effect on the plasma. The response to the TF error field is shown to depend on the presence of a q = 1 surface, in qualitative agreement with experimental observations. It is found that certain characteristics of the TF error field present new challenges for error field correction. Specifically, the error field spectrum differs significantly from that of coils on the low-field side (such as the NSTX-U error field correction coils), and does not resonate strongly with the dominant kink mode, thus potentially requiring a multi-mode correction. Furthermore, to mitigate heat fluxes using poloidal flux expansion, the pitch angle at the divertor plates must be small (∼). It is shown that uncorrected error fields may result in potentially significant local perturbation to the pitch angle. Estimates for coil alignment tolerances in NSTX-U are derived based on consideration of both heat flux and core resonant fields independently.
2016年のNSTX-U実験キャンペーン中、プラズマ端部におけるロックモードは、誤差磁場の存在を示す明確な証拠を示した。NSTX-Uにおける様々な誤差磁場源を理解し、どの源がプラズマに最も大きな影響を与えるかを決定するために、広範な計測とIPECおよびM3D-C1を用いたプラズマ応答モデリングが実施された。特に、モデリングにより、トロイダル磁場（TF）コイルの位置ずれに起因する誤差磁場がプラズマに有意な影響を与える可能性があることが判明した。TF誤差磁場への応答は、q = 1面の存在に依存することが示され、これは実験観測と定性的に一致する。TF誤差磁場の特定の特性は、誤差磁場補正に新たな課題をもたらすことが判明した。具体的には、その誤差磁場スペクトルは、低磁場側のコイル（NSTX-U誤差磁場補正コイルなど）のものとは有意に異なり、主要なキンクモードと強く共鳴しないため、多モード補正が必要となる可能性がある。さらに、ポロイダル磁束拡大を用いて熱流束を緩和するには、ダイバータ板におけるピッチ角が小さいこと（〜）が必要である。補正されない誤差磁場は、ピッチ角に有意な局所摂動をもたらす可能性があることが示された。NSTX-Uにおけるコイル整列公差の推定値は、熱流束とコア共鳴磁場の両方を独立に考慮して導出された。