The three-dimensional plasma boundary displacements induced by applied non-axisymmetric magnetic perturbations have been measured in ASDEX Upgrade, DIII-D, JET, MAST and NSTX. The displacements arising from applied resonant magnetic perturbations (RMPs) are measured up to ±5% of the minor radius in present-day machines. Good agreement can be found between different experimental measurements and a range of models—be it vacuum field line tracing, ideal three-dimensional MHD equilibrium modelling, or nonlinear plasma amplification. The agreement of the various experimental measurements with the different predictions from these models is presented, and the regions of applicability of each discussed. The measured displacement of the outboard boundary from various machines is found to correlate approximately linearly with the applied resonant field predicted by vacuum modelling (though it should be emphasized that one should not infer that vacuum modelling accurately predicts the displacement inside the plasma). The RMP-induced displacements foreseen in ITER are expected to lie within the range of those predicted by the different models, meaning less than ±1.75% (±3.5 cm) of the minor radius in the H-mode baseline and less than ±2.5% (±5 cm) in a 9 MA plasma. Whilst a displacement of 7 cm peak-to-peak in the baseline scenario is marginally acceptable from both a plasma control and heat loading perspective, it is important that ITER adopts a plasma control system which can account for a three-dimensional boundary corrugation to avoid an n = 0 correction which would otherwise locally exacerbate the displacement caused by the applied fields.
ASDEX Upgrade、DIII-D、JET、MASTおよびNSTXにおいて、印加された非軸対称磁場摂動によって誘起される三次元プラズマ境界変位が測定された。印加された共鳴磁場摂動（RMP）による変位は、現行装置において小半径の±5%まで測定されている。異なる実験測定値と、真空磁力線追跡、理想三次元MHD平衡モデリング、あるいは非線形プラズマ増幅といった一連のモデルとの間には、良好な一致が見られる。様々な実験測定値とこれらのモデルからの異なる予測との一致が提示され、各モデルの適用範囲が議論されている。様々な装置からの外側境界の測定変位は、真空モデリングによって予測される印加共鳴磁場とほぼ線形に相関することが見出された（ただし、真空モデリングがプラズマ内部の変位を正確に予測すると解釈すべきではないことを強調すべきである）。ITERにおいて予測されるRMP誘起変位は、異なるモデルによって予測される範囲内に収まると期待され、すなわちHモードベースラインでは小半径の±1.75%（±3.5 cm）未満、9 MAプラズマでは±2.5%（±5 cm）未満であることを意味する。ベースラインシナリオにおける7 cmのピーク間変位は、プラズマ制御と熱負荷の両方の観点からかろうじて許容可能であるが、ITERが、印加された磁場によって引き起こされる変位を局所的に悪化させるであろうn=0補正を回避するために、三次元境界の起伏を考慮に入れることができるプラズマ制御システムを採用することが重要である。