Computations in toroidal geometry are systematically performed for the plasma response to 3D magnetic perturbations produced by ferritic inserts (FIs) and test blanket modules (TBMs) for four ITER plasma scenarios: the 15 MA baseline, the 12.5 MA hybrid, the 9 MA steady state, and the 7.5 MA half-field helium plasma. Due to the broad toroidal spectrum of the FI and TBM fields, the plasma response for all the n = 1–6 field components are computed and compared. The plasma response is found to be weak for the high-n (n > 4) components. The response is not globally sensitive to the toroidal plasma flow speed, as long as the latter is not reduced by an order of magnitude. This is essentially due to the strong screening effect occurring at a finite flow, as predicted for ITER plasmas. The ITER error field correction coils (EFCC) are used to compensate the n = 1 field errors produced by FIs and TBMs for the baseline scenario for the purpose of avoiding mode locking. It is found that the middle row of the EFCC, with a suitable toroidal phase for the coil current, can provide the best correction of these field errors, according to various optimisation criteria. On the other hand, even without correction, it is predicted that these n = 1 field errors will not cause substantial flow damping for the 15 MA baseline scenario.
トロイダル幾何学における計算は、フェライト挿入物(FI)およびテストブランケットモジュール(TBM)によって生成される3次元磁場摂動に対するプラズマ応答について、4つのITERプラズマシナリオ、すなわち15 MAベースライン、12.5 MAハイブリッド、9 MA定常状態、および7.5 MA半磁場ヘリウムプラズマに対して体系的に実行される。FIおよびTBM磁場の広いトロイダルスペクトルにより、全n=1–6磁場成分に対するプラズマ応答が計算され比較される。プラズマ応答は、高n(n>4)成分に対して弱いことが見出される。応答は、後者が一桁減少しない限り、トロイダルプラズマ流速度に対して全体的に敏感ではない。これは本質的に、ITERプラズマについて予測されるように、有限流において生じる強い遮蔽効果によるものである。ITER誤差磁場補正コイル(EFCC)は、モードロッキングを回避する目的で、ベースラインシナリオに対してFIおよびTBMによって生成されるn=1磁場誤差を補償するために使用される。コイル電流の適切なトロイダル位相を有するEFCCの中段が、様々な最適化基準に従って、これらの磁場誤差の最良の補正を提供できることが見出される。一方、補正がなくても、これらのn=1磁場誤差は15 MAベースラインシナリオに対して実質的な流れの減衰を引き起こさないと予測される。