В данной работе рассматривается новый метод моделирования систем магнитного управления формой и током плазмы с кодом восстановления равновесия плазмы в обратной связи токамака. При моделировании процессов магнитного управления плазмой в токамаках на плазмо-физических кодах типа TSC, CORSICA (США), TOSCA (Япония), PET, DINA (Россия) коды восстановления не применяются в обратной связи, т.к. граница плазмы (сепаратриса) находится непосредственно из решения уравнения Града-Шафранова в коде моделирования эволюции плазмы и для целей выяснения показателей качества систем магнитного управления плазмой восстановление равновесия не требуется. Такой подход использовался, в частности, для ITER. В экспериментах на токамаках для получения границы плазмы на диверторной фазе разряда применяются специальные коды восстановления равновесия плазмы, в которых по магнитным измерениям вне плазмы восстанавливается распределение плотности тока плазмы, полоидального магнитного потока и определяется сепаратриса. При этом решается обратная краевая задача плохо обусловленная по Адамару, что требует регуляризации (в частности, по Тихонову) и применения специальных подходов для повышения точности оценки положения сепаратрисы плазмы. Поскольку код восстановления необходимо применять в экспериментах по управлению формой плазмы, то целесообразно провести детальное исследование систем управления плазмой и настройку кодов восстановления на стадии моделирования систем магнитного управления плазмой, сократить дорогостоящее время эксперимента при внедрении в него системы управления плазмой и уменьшить риск возникновения нештатных ситуаций при работе будущих термоядерных реакторов типа ITER (Франция) и термоядерных электростанция типа DEMO (Япония).