Mitigation of runaway electrons (REs) by three-dimensional (3D) magnetic field perturbations is numerically investigated for the ITER 15 MA baseline D–T scenario, utilizing the MARS-F code (Liu et al Phys. Plasmas7 3681) with a drift orbit test particle tracing module. Considered are two types of 3D fields: the n = 3 (n is the toroidal mode number) resonant magnetic perturbation (RMP) utilized for the purpose of controlling the edge localized modes in ITER, and perturbations generated by the n = 1 magneto-hydrodynamic (MHD) instabilities in a post-disruption plasma. The RMP field, applied to a pre-disruption plasma, is found to be moderately effective in mitigating the RE seeds in ITER when vacuum field model is assumed. Up to ∼40% loss fraction is possible at 90 kA-turn coil current. The mitigation efficiency is however substantially reduced, down to less than 5%, when the plasma response is taken into account. This is due to strong screening of the resonant magnetic field components by the plasma response resulting in much less field line stochasticity. On the other hand, the MARS-F modeling, based on the DINA-simulated post-disruption equilibria, shows that the n = 1 resistive kink instabilities develop in these plasmas, as the edge safety factor qa evolves and drops below integer numbers. RE mitigation by these MHD instabilities is sensitive to the eigenmode structure. The best mitigation is achieved as qa drops below 3, when a global kink instability occurs that encompasses both internal and external components. This global instability is found to be capable of mitigating over 80% MeV-level passing RE orbits at a field perturbation |δB|/B0 that is comparable to that observed in DIII-D experiments, and full mitigation if the perturbation amplitude is doubled. The 'wetted' area on the ITER limiting surface, due to MHD instability induced RE loss, generally increases with the perturbation amplitude (together with increasing loss fraction). At the highest perturbation level assumed in this study, the wetted area reaches ∼60% of the total limiting surface area. The lost RE orbits mainly strike the outer divertor region of the limiting surface, with some fraction also hitting a wide area along the inboard side of the surface.
ITERの15 MAベースラインD–Tシナリオにおける逃走電子（RE）の三次元（3D）磁場摂動による緩和を、MARS-Fコード（Liu et al. Phys. Plasmas 7, 3681）とドリフト粒子追跡モジュールを用いて数値的に調査した。考慮した3D磁場は2種類である：ITERにおける周辺局在モード（ELM）の制御を目的として用いられるn = 3（nはトロイダルモード数）共鳴磁場摂動（RMP）、および破壊後プラズマにおけるn = 1磁気流体力学（MHD）不安定性によって生成される摂動である。破壊前プラズマに印加されたRMP場は、真空場モデルを仮定した場合、ITERにおけるREシードの緩和に中程度の効果があることが判明した。90 kA-turnのコイル電流で最大約40%の損失割合が可能である。しかしながら、プラズマ応答を考慮すると、緩和効率は大幅に低下し、5%未満となる。これは、プラズマ応答による共鳴磁場成分の強い遮蔽の結果、磁力線の確率化が大幅に減少するためである。一方、DINAでシミュレーションされた破壊後平衡に基づくMARS-Fモデリングは、周辺安全係数q_aが時間発展し整数値を下回るにつれて、これらのプラズマにおいてn = 1抵抗性キンク不安定性が発生することを示している。これらのMHD不安定性によるRE緩和は、固有モード構造に敏感である。最良の緩和は、q_aが3を下回り、内部成分と外部成分の両方を含むグローバルなキンク不安定性が発生したときに達成される。このグローバル不安定性は、DIII-D実験で観測されたものに匹敵する磁場摂動|δB|/B0において、MeVレベルの通過RE軌道の80%以上を緩和できることが判明し、摂動振幅を2倍にすれば完全な緩和が達成される。MHD不安定性によって誘起されるRE損失によるITERリミッター表面の「濡れ」面積は、一般に摂動振幅とともに増加する（損失割合の増加を伴う）。本研究で仮定した最高摂動レベルでは、濡れ面積はリミッター表面全体の約60%に達する。損失したRE軌道は主にリミッター表面の外側ダイバータ領域に衝突するが、一部は表面の内側に沿った広い領域にも衝突する。