The ITER plasma control system has the same functional scope as the control systems in present tokamaks. These are plasma operation scenario sequencing, plasma basic control (magnetic and kinetic), plasma advanced control (control of RWMs, NTMs, ELMs, error fields, etc) and plasma fast shutdown. This chapter considers only plasma initiation and plasma basic control. This chapter describes the progress achieved in these areas in the tokamak experiments since the ITER Physics Basis (1999 Nucl. Fusion39 2577) was written and the results of assessment of ITER to provide the plasma initiation and basic control. This assessment was done for the present ITER design (15 MA machine) at a more detailed level than it was done for the ITER design 1998 (21 MA machine) described in the ITER Physics Basis (1999 Nucl. Fusion39 2577). The experiments on plasma initiation performed in DIII-D and JT-60U, as well as the theoretical studies performed for ITER, have demonstrated that, within specified assumptions on the plasma confinement and the impurity influx, ITER can produce plasma initiation in a low toroidal electric field (0.3 V m−1), if it is assisted by about 2 MW of ECRF heating. The plasma basic control includes control of the plasma current, position and shape—the plasma magnetic control, as well as control of other plasma global parameters or their profiles—the plasma performance control. The magnetic control is based on more reliable and simpler models of the control objects than those available at present for the plasma kinetic control. Moreover the real time diagnostics used for the magnetic control in many cases are more precise than those used for the kinetic control. Because of these reasons, the plasma magnetic control was developed for modern tokamaks and assessed for ITER better than the kinetic control. However, significant progress has been achieved in the plasma performance control during the last few years. Although the physics basis of plasma operation and control is similar in ITER and present tokamaks, there is a principal qualitative difference. To minimize its cost, ITER has been designed with small margins in many plasma and engineering parameters. These small margins result in a significantly narrower operational space compared with present tokamaks. Furthermore, ITER operation is expensive and component damage resulting from purely operational errors might lead to a high and avoidable repair cost. These factors make it judicious to use validated plasma diagnostics and employ simulators to 'pre-test' the combined ITER operation and control systems. Understanding of how to do this type of pre-test validation is now developed in present day experiments. This research push should provide us with fully functional simulators before the first ITER operation.
ITERプラズマ制御システムは、現在のトカマクにおける制御システムと同じ機能範囲を有する。これらは、プラズマ運転シナリオのシーケンス制御、プラズマ基本制御（磁気制御および運動論的制御）、プラズマ先進制御（RWM、NTM、ELM、誤差磁場などの制御）、およびプラズマ高速停止である。本章では、プラズマ立ち上げとプラズマ基本制御のみを扱う。本章では、ITER物理ベース（1999 Nucl. Fusion 39 2577）が執筆されて以来、トカマク実験においてこれらの分野で達成された進展と、プラズマ立ち上げおよび基本制御を実現するためのITERの評価結果について述べる。この評価は、ITER物理ベース（1999 Nucl. Fusion 39 2577）に記載された1998年設計（21 MA装置）のITER設計よりも詳細なレベルで、現在のITER設計（15 MA装置）に対して実施された。DIII-DおよびJT-60Uで実施されたプラズマ立ち上げ実験と、ITERのために実施された理論研究により、プラズマ閉じ込めおよび不純物混入に関する特定の仮定の下で、ITERは約2 MWのECRF加熱の支援を受ければ、低いトロイダル電場（0.3 V m⁻¹）でプラズマ立ち上げを実現できることが実証された。プラズマ基本制御には、プラズマ電流、位置および形状の制御（プラズマ磁気制御）に加え、他のプラズマ全体パラメータまたはその分布の制御（プラズマ性能制御）が含まれる。磁気制御は、現在プラズマ運動論的制御のために利用可能なものよりも、より信頼性が高く単純な制御対象モデルに基づいている。さらに、磁気制御に使用される実時間診断は、多くの場合、運動論的制御に使用されるものよりも高精度である。これらの理由から、プラズマ磁気制御は現代のトカマク向けに開発され、運動論的制御よりもITERに対して良好に評価された。しかしながら、ここ数年でプラズマ性能制御においても顕著な進展が達成されている。プラズマ運転および制御の物理的基礎はITERと現在のトカマクで類似しているが、原理的な質的差異が存在する。コストを最小化するため、ITERは多くのプラズマおよび工学的パラメータにおいて小さなマージンで設計されている。これらの小さなマージンは、現在のトカマクと比較して著しく狭い運転領域をもたらす。さらに、ITERの運転は高コストであり、純粋に運転上の誤りに起因する構成要素の損傷は、高額で回避可能な修復コストにつながる可能性がある。これらの要因により、検証済みのプラズマ診断を用い、シミュレータを活用して統合されたITER運転および制御システムを「事前試験」することが賢明である。この種の事前試験検証の方法論は、現在の実験装置において発展しつつある。この研究努力により、最初のITER運転までに完全に機能するシミュレータが提供されるはずである。