Results from three-dimensional modeling of plasma edge transport and plasma–wall interactions during application of resonant magnetic perturbation (RMP) fields for control of edge-localized modes in the ITER standard 15 MA Q = 10 H-mode are presented. The full 3D plasma fluid and kinetic neutral transport code EMC3-EIRENE is used for the modeling. Four characteristic perturbed magnetic topologies are considered and discussed with reference to the axisymmetric case without RMP fields. Two perturbation field amplitudes at full and half of the ITER ELM control coil current capability using the vacuum approximation are compared to a case including a strongly screening plasma response. In addition, a vacuum field case at high q95 = 4.2 featuring increased magnetic shear has been modeled.Formation of a three-dimensional plasma boundary is seen for all four perturbed magnetic topologies. The resonant field amplitudes and the effective radial magnetic field at the separatrix define the shape and extension of the 3D plasma boundary. Opening of the magnetic field lines from inside the separatrix establishes scrape-off layer-like channels of direct parallel particle and heat flux towards the divertor yielding a reduction of the main plasma thermal and particle confinement. This impact on confinement is most accentuated at full RMP current and is strongly reduced when screened RMP fields are considered, as well as for the reduced coil current cases.The divertor fluxes are redirected into a three-dimensional pattern of helical magnetic footprints on the divertor target tiles. At maximum perturbation strength, these fingers stretch out as far as 60 cm across the divertor targets, yielding heat flux spreading and the reduction of peak heat fluxes by 30%. However, at the same time substantial and highly localized heat fluxes reach divertor areas well outside of the axisymmetric heat flux decay profile. Reduced RMP amplitudes due to screening or reduced RMP coil current yield a reduction of the width of the divertor flux spreading to about 20–25 cm and cause increased peak heat fluxes back to values similar to those in the axisymmetric case. The dependencies of these features on the divertor recycling regime and the perpendicular transport assumptions, as well as toroidal averaged effects mimicking rotation of the RMP field, are discussed in the paper.
ITER標準15 MA Q = 10 Hモードにおけるエッジ局在モード制御のための共鳴磁場摂動（RMP）磁場印加中のプラズマ端部輸送およびプラズマ・壁相互作用の三次元モデリング結果を示す。モデリングには完全三次元プラズマ流体・運動論的中性粒子輸送コードEMC3-EIRENEを用いる。4つの特徴的な摂動磁場トポロジーを考慮し、RMP磁場のない軸対称ケースと比較して考察する。真空近似を用いたITER ELM制御コイル電流能力の全量および半量における2つの摂動磁場振幅を、強い遮蔽プラズマ応答を含むケースと比較する。さらに、磁気シアの増大を特徴とする高q95 = 4.2における真空磁場ケースもモデリングした。4つの摂動磁場トポロジーすべてにおいて三次元プラズマ境界の形成が見られる。共鳴磁場振幅とセパラトリックスにおける有効動径磁場が三次元プラズマ境界の形状と広がりを決定する。セパラトリックス内部からの磁力線の開放により、ダイバータへの直接的な平行粒子・熱流束のスクレイプオフ層様チャネルが確立され、主プラズマの熱・粒子閉じ込めの低減が生じる。この閉じ込めへの影響は全RMP電流時に最も顕著であり、遮蔽されたRMP磁場を考慮した場合および低減されたコイル電流の場合には大幅に低減される。ダイバータフラックスはダイバータターゲットタイル上の三次元パターンのヘリカル磁気フットプリントへと再配向される。最大摂動強度時には、これらのフィンガーはダイバータターゲット上で60 cmにまで伸び、熱流束の拡散とピーク熱流束の30%低減をもたらす。しかし同時に、軸対称熱流束減衰プロファイルの外側のダイバータ領域にもかなりの量の高度に局在化した熱流束が到達する。遮蔽またはRMPコイル電流低減によるRMP振幅の低減は、ダイバータフラックス拡散幅を約20〜25 cmに減少させ、ピーク熱流束を軸対称ケースと同様の値に増加させる。これらの特徴のダイバータリサイクリング領域および垂直輸送仮定への依存性、ならびにRMP磁場の回転を模擬するトロイダル平均効果について、本論文で考察する。