Plasma response to 3D resonant magnetic perturbations (RMPs), applied for the purpose of controlling type-I edge localized modes (ELMs) in ITER with the baseline ELM control coils, is computed using a toroidal, resistive, full magneto-hydrodynamic model. Considered are five representative ITER plasmas, designed for different phases of the ITER exploration. The plasma response, measured by the plasma boundary corrugation, is found to be similar for the two DT scenarios at full plasma current (15 MA) and full toroidal field (5.3 T) but different fusion gain factors (Q = 5 versus Q = 10), indicating similar ELM control performance with the same RMP coil current configuration. The other plasma scenarios, with proportionally scaled down plasma current and toroidal field, can have different plasma boundary corrugation. The key plasma parameter affecting the response is the plasma toroidal flow near the pedestal region, which significantly varies depending on the transport model assumption for the toroidal momentum. Lower pedestal flow leads to a stronger edge peeling response from the plasma and thus probably a better ELM control. The optimal coil configuration for controlling type-I ELMs is similar for all four ITER plasmas with similar safety factor but different current levels, but is significantly different for the case at half plasma current (7.5 MA) and full field (5.3 T). On the other hand, for the purpose of controlling the radial profile of the plasma toroidal rotation in ITER using 3D fields, the relative amplitude of the toroidal torque density, between the plasma core and edge region, is optimized. Generally, a strong coupling between the core and edge torques is observed, largely due to the middle row ELM control coils. The best decoupling scheme of the core-edge torque distribution thus de-emphasizes the role of the middle row coils. Optimal coil current configurations are found for the ITER 15 MA/5.3 T Q = 10 plasma, that synergistically maximize the plasma edge-peeling response (indication for good ELM control) and the toroidal torque near the plasma edge (good for RMP field penetration through pedestal).
プラズマの3次元共鳴磁場摂動（RMP）に対する応答は、ITERにおけるタイプI周辺局在モード（ELM）の制御を目的として、ベースラインELM制御コイルを用いて適用されるものであり、トロイダル・抵抗性・完全磁気流体力学モデルを用いて計算される。検討対象は、ITERの様々な運転段階に合わせて設計された5つの代表的プラズマである。プラズマ応答は、プラズマ境界の起伏によって評価されるが、全プラズマ電流（15 MA）および全トロイダル磁場（5.3 T）における2つのDTシナリオでは、核融合増倍率（Q = 5 対 Q = 10）が異なるにもかかわらず、同様の応答を示し、同じRMPコイル電流配位で同様のELM制御性能が得られることが示唆される。他のプラズマシナリオでは、プラズマ電流とトロイダル磁場を比例的に縮小しており、プラズマ境界の起伏は異なる可能性がある。応答に影響を与える主要なプラズマパラメータは、ペデスタル領域近傍のプラズマ・トロイダル流であり、これはトロイダル運動量に関する輸送モデルの仮定に大きく依存する。ペデスタル流が低いほど、プラズマからのエッジ剥離応答が強くなり、ELM制御がおそらく向上する。タイプI ELM制御のための最適なコイル配位は、安全係数が類似しているが電流レベルが異なる4つのITERプラズマでは同様であるが、プラズマ電流が半分（7.5 MA）で全トロイダル磁場（5.3 T）の場合には大きく異なる。一方、3次元磁場を用いたITERプラズマのトロイダル回転の動径分布を制御する目的では、プラズマコアとエッジ領域間のトロイダルトルク密度の相対振幅が最適化される。一般に、コアとエッジのトルク間には強い結合が観測され、これは主に中央列のELM制御コイルに起因する。したがって、コア・エッジ間のトルク分布の最適な分離スキームは、中央列コイルの役割を軽視するものである。ITERの15 MA/5.3 T/Q = 10プラズマに対して、プラズマのエッジ剥離応答（ELM制御の良好な指標）とペデスタルを通じたRMP磁場の浸透に有利なエッジ近傍のトロイダルトルクを相乗的に最大化する最適なコイル電流配位が見出された。