The requirements of the DIII-D physics program have led to the development of many operational control results with direct relevance to ITER. These include new algorithms for robust and sustained stabilization of neoclassical tearing modes with electron cyclotron current drive, model-based controllers for stabilization of the resistive wall mode in the presence of ELMs, coupled linear–nonlinear algorithms to provide good dynamic axisymmetric control while avoiding coil current limits, and adaptation of the DIII-D plasma control system (PCS) to operate next-generation superconducting tokamaks. Development of integrated plasma control (IPC), a systematic approach to model-based design and controller verification, has enabled successful experimental application of high reliability control algorithms requiring a minimum of machine operations time for testing and tuning. The DIII-D PCS hardware and software and its versions adapted for other devices can be connected to IPC simulations to confirm control function prior to experimental use. This capability has been important in control system implementation for tokamaks under construction and is expected to be critical for ITER.
DIII-D物理プログラムの要件により、ITERに直接関連する多くの運転制御成果の開発がもたらされた。これらには、電子サイクロトロン電流駆動による新古典テアリングモードのロバストかつ持続的な安定化のための新しいアルゴリズム、ELM存在下での抵抗性壁モードの安定化のためのモデルベース制御器、コイル電流限界を回避しながら良好な動的軸対称制御を提供する線形・非線形結合アルゴリズム、および次世代超伝導トカマクを運転するためのDIII-Dプラズマ制御システム（PCS）の適応が含まれる。モデルベース設計と制御器検証への体系的なアプローチである統合プラズマ制御（IPC）の開発により、試験と調整のための機械運転時間を最小限に抑えつつ、高い信頼性を有する制御アルゴリズムの実験的適用が成功裏に実現された。DIII-D PCSのハードウェアとソフトウェア、および他の装置に適応されたそのバージョンは、IPCシミュレーションに接続して、実験使用前に制御機能を確認することができる。この機能は、建設中のトカマクにおける制御システム実装において重要であり、ITERにとって決定的に重要になると期待されている。