A systematic and comprehensive numerical investigation is carried out in order to understand linear and quasi-linear effects of the applied resonant magnetic perturbations (RMPs) on the plasma, during the initial phase of ITER operation at 5 MA plasma current and 1.8 T toroidal field, assuming a limited number of available power supplies (PSs) for controlling the type-I edge localized modes (ELMs) and taking into account uncertainties associated with predicting the plasma toroidal rotation in ITER. Utilizing the plasma surface displacement near the X-point as a proxy for the ELM control capability by RMPs, the coil phasing optimization finds optima that are not sensitive to the variation of the assumed plasma toroidal flow, nor to the choice of toroidal waveform of the coil current distribution. Several assumptions regarding the number of PSs available in this initial phase have been explored, comprising 9 and 13 for current waveforms with n = 3 symmetry: using the equatorial coil row alone, upper and lower rows of coils and the three rows of ELM control coils. The resulting effects on ELM control (through the X-point displacement proxy) and core and edge torques have been evaluated. Optimization and comparison for the three ELM control coil configurations—all three rows, upper and lower rows, and equatorial row—reveal a strong coupling between the core and edge plasma response—both linear and quasi-linear—for these ITER plasma conditions. The equatorial ELM control coil row has the strongest effects on core and edge plasma response, but provides no flexibility in its optimization; this can only be achieved by optimizing the current waveform with the upper and lower rows. A quantitative comparison of the achievable optimization of ELM control and core plasma response with the three configurations of coils has been performed, assuming that nine PSs will be available in the initial ITER operation.
ITER運転初期段階の5 MAプラズマ電流、1.8 Tトロイダル磁場において、type-I周辺局在モード（ELM）を制御するために利用可能な限られた数の電源（PS）を仮定し、ITERにおけるプラズマのトロイダル回転を予測することに伴う不確実性を考慮して、印加された共鳴磁場摂動（RMP）のプラズマに対する線形および準線形効果を理解するために、体系的かつ包括的な数値調査が実施された。RMPによるELM制御能力の代理指標としてX点近傍のプラズマ表面変位を利用すると、コイル位相最適化により、想定されるプラズマのトロイダル流の変動にも、コイル電流分布のトロイダル波形の選択にも影響されない最適解が見出される。この初期段階で利用可能なPS数に関するいくつかの仮定が検討され、n = 3対称性を持つ電流波形に対して9台と13台が含まれる：赤道面コイル列のみ、上部・下部コイル列、および3列のELM制御コイルを用いる場合である。結果として得られるELM制御（X点変位の代理指標による）およびコア・周辺部トルクへの影響が評価された。3つのELM制御コイル構成（全3列、上部・下部列、赤道面列）の最適化と比較により、これらのITERプラズマ条件において、コアと周辺部のプラズマ応答（線形および準線形の両方）の間に強い結合があることが明らかになった。赤道面ELM制御コイル列はコアおよび周辺部のプラズマ応答に最も強い影響を与えるが、その最適化には柔軟性がない。これは上部・下部列による電流波形の最適化によってのみ達成可能である。初期のITER運転で9台のPSが利用可能であると仮定して、3つのコイル構成によるELM制御とコアプラズマ応答の達成可能な最適化の定量的比較が実施された。