Both linear and quasi-linear aspects of the plasma response to the resonant magnetic perturbation (RMP) field are numerically investigated for various H-mode scenarios in ITER, covering the pre-fusion power operation and the fusion power operation phases. Linear response computations for eight ITER scenarios, with varying plasma current and toroidal magnetic field, reveal that the best coil current phasing for controlling the type-I edge localized modes (ELMs) scales roughly linearly with the edge safety factor. The coil phasing is defined as the relative toroidal phase of the coil currents between different rows, for a given toroidal harmonic. Quasi-linear initial value simulation, which is the focus of the present study, shows that application of the n = 3 (n is the toroidal mode number) RMP field has a minimum side effect on the plasma core momentum confinement but potentially a large effect on the global particle transport. Generally, the RMP field with the best (worst) coil phasing for ELM control produces the strongest (weakest) effect on the plasma edge flow and the overall density. This robustly holds for all eight ITER scenarios. Consequently, in order to minimize the RMP induced side effects while achieving ELM control (suppression) in ITER, a compromise is necessary in choosing the coil current configuration.
プラズマの共鳴磁場摂動（RMP）に対する応答の線形および準線形の両側面を、ITERにおける様々なHモードシナリオについて数値的に調査した。これは、核融合運転前期間と核融合運転期間の両方を対象としている。プラズマ電流とトロイダル磁場を変化させた8つのITERシナリオに対する線形応答計算から、タイプIエッジ局在モード（ELM）の制御に最適なコイル位相は、エッジ安全係数とほぼ線形にスケーリングすることが明らかになった。ここで、コイル位相は、所定のトロイダル高調波に対する異なる列間のコイル電流の相対トロイダル位相として定義される。本研究の焦点である準線形初期値シミュレーションは、n＝3（nはトロイダルモード数）のRMP場を適用すると、プラズマコアの運動量閉じ込めへの影響は最小限であるが、全体の粒子輸送には大きな影響を及ぼす可能性があることを示している。一般に、ELM制御に最適な（最悪の）コイル位相を持つRMP場は、プラズマエッジの流れと全体密度に対して最も強い（最も弱い）影響を及ぼす。この結果は、8つのITERシナリオすべてにおいて頑健に成り立つ。したがって、ITERでELM制御を達成しつつRMP誘起の副作用を最小化するためには、コイル電流配位の選択において妥協点を見出す必要がある。