高约束模式（H模）放电是目前托卡马克装置中的一个典型运行方案,也被认为是未来托卡马克装置最具应用前景的运行模式。台基是H模放电的一个显著特征,台基高度影响等离子体总储能和托卡马克约束性能。因此,准确预测台基结构对于评估和优化当前和未来托卡马克的性能至关重要。基于剥离-气球模（Peeling-Ballooning mode,PBM）和动理学气球模（Kinetic Ballooning mode,KBM）两种约束条件,EPED模型能确定等离子体台基结构。通过与实验数据的广泛比较,表明EPED模型可以对一些托卡马克装置中观察到的台基结构提供相对较好的解释。在EPED基础上,我们发展了 REPED模型。REPED与EPED模型的原理基本相同,主要区别在于REPED使用CORSICA代码中的TEQ平衡程序来构建平衡,而EPED模型中用的是TOQ程序。本论文使用REPED模型来预测H模等离子体放电的台基结构,并将预测结果与实验测量值进行比较。首先,从实验上研究了 EAST上8炮I类边界局域模（Edge-localized modes,ELM）H模放电的台基宽度和高度,并尝试利用REPED模型来预测它们的台基高度。通过数据分析发现平均台基宽度ΔΨ与台基极向比压的平方根βp,ped1/2相关,并且与关系式ΔΨ=0.12βp,ped1/2吻合得较好。研究还表明不同的加热方式对EAST上ΔΨ与βp,ped1/2的比例系数基本没有影响。基于台基宽度模型,REPED模型可以预测H模放电的台基结构。在此基础上,我们进一步比较了所选放电实验测量的台基高度和REPED预测的高度,结果表明REPED模型可以用于预测EAST上一定实验压强范围内的台基高度。国际热核实验反应堆（International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER）装置计划在非核放电阶段,使用氦（He）或氢（H1）等离子体来测试工程组件和等离子体诊断系统。为了能在ITER中顺利进行这些放电实验,当前不少实验装置进行了 He和H1相关实验,研究它们在H模放电下的等离子体行为。通过对DⅢ-D上He等离子体H模放电实验中的台基宽度和高度的分析,我们发现台基宽度ΔΨ与βp,ped1/2相关,且与表达式ΔΨ=0.095βp,ped1/2有较好的一致性。我们利用REPED模型预测He放电下的台基结构,发现预测结果与测量值比较接近,说明REPED/EPED模型同样适用于DⅢ-D上He等离子体放电的台基结构预测。此外,在He和D等离子体主要参数相近的情况下,实验和模拟结果都表明它们的台基高度基本一致,He的台基宽度比D宽7%左右。旨在填补ITER与商业聚变堆（Demonstration reactor,DEMO）之间空白的中国聚变工程试验堆（Chinese Fusion Engineering Test Reactor,CFETR）目前处于设计阶段。REPED模型被用来预测CFETR两个运行阶段的台基结构。在得到REPED预测的台基结构后,我们进一步通过TEQ平衡程序和Sauter自举电流模型构建有自洽台基结构的CFETR平衡。这些平衡提供了堆芯等离子体的基本要素（如位形,压强,电流和安全因子分布）,可用于磁流体力学、输运、加热以及电流驱动等物理问题的研究。对于CFETR设计考虑的雪花（Snowflake,SF）偏滤器位形,我们进一步利用REPED模型计算比较标准（Standard,SD）和SF偏滤器位形下的台基结构,发现SF偏滤器位形下的台基高度比SD要稍微高一些。这表明SF偏滤器位形不仅能减少靶板偏滤器上的热负荷,还能改善H模等离子体的约束性能。