In the next step magnetic fusion devices like DEMO, a large fraction of power, more than 95%, needs to be dissipated before the plasma impacts the dedicated regions on the wall, the so-called divertor targets. The divertor detachment is one of the solutions envisaged to protect target tiles by keeping the radiation front detached from the target, thus radiating most of the heating power on a larger surface, keeping the heat flux deposit on the target at a manageable level, and reducing the sputtering and accumulation of impurities. The present work is devoted to investigating the strategies to control detachment in the tokamak single null divertor configuration, which is planned for the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) experiment presently in construction at Cadarache. The detachment must be feedback controlled in real-time to guarantee the continuous production of energy by the reactor and a long life of the plasma-facing components. To develop reliable feedback control methods, the first step is to use good control variables and actuators. With the help of edge numerical simulations and reduced models, this thesis aims to find the more appropriate control variable that will be used in a feedback scheme to adjust the actuators available in fusion reactors. 2D numerical simulations are obtained using SOLEDGE3X-EIRENE transport code with input parameters specially defined to reproduce the experimental scenarios in tokamaks, and more precisely in the TCV tokamak located in Switzerland and the WEST tokamak located in Cadarache, France. Profile feedback control has been developed as an interpretative tool to extract edge plasma transport coefficients from experimental data. Simulation results are compared with available experimental measurements and show good agreement. Modeling density scan is performed via adjusting deuterium gas puffing or impurity seeding to achieve different levels of detachment.The impacts of wall geometry (like divertor closure), impurities, and input power on detachment have been discussed. Simulation results show that the case with a more closed divertor has better performance in trapping the neutral particles and has higher neutral pressure near the target. Increasing the neutral pressure or impurity concentration in the divertor leads to greater power dissipation, thus facilitating the access to the detached regime. Both considering more closed divertor configurations and increasing nitrogen seeding will induce the divertor detachment at lower upstream separatrix density, up to 24% in the cases we have considered. The threshold values of variables like target heat flux, and radiation front height in the divertor for detachment are found to be not significantly affected by the change of divertor closure and impurities concentration. Higher input power can significantly increase the detachment threshold in upstream plasma density, divertor neutral pressure, target particle flux, etc. The dependence of numerical results from few physical quantities is also analyzed with the help of reduced models to find the observables that mostly affect the detachment process. Finally, the relative advantage of the different observables regarding detachment controllability is evaluated. A new criterion for detachment is proposed, which provides a good indicator of the optimal detachment condition in all the analyzed plasma scenarios (the situations with different levels of divertor closure, impurities concentration, and input power). Several strategies for controlling the divertor detachment have been designed based on good control variables and compared with existing control methods. The robustness of a control strategy for WEST tokamak has been investigated by numerical simulations, and it will be tested in future experiments.; Dans les machines de fusion magnétique de prochaine génération, comme DEMO, une grande partie de la puissance injectée et produite par les réactions de fusion doit être dissipée avant que le plasma n'entre en contact avec la paroi au niveau de composants appelés « cibles » dans le divertor. Le détachement du plasma est l'une des solutions envisagées pour protéger les tuiles des cibles en maintenant le front de rayonnement à une certaine distance de la cible. Ceci permet d’évacuer sous forme de rayonnement la majeure partie de la puissance de chauffage sur une plus grande surface et de maintenir le flux de chaleur à des niveaux compatibles avec leur design. Ce travail de thèse se concentre sur l'étude des caractéristiques du plasma détaché dans différentes configurations divertor de deux tokamaks : « TCV », situé en Suisse, et « WEST » situé à Cadarache, en France. Le détachement doit être contrôlé en temps réel pour garantir à la fois une production d’énergie continue par le réacteur, et une durée de vie longue pour composants face au plasma. Pour développer des méthodes de contrôle de rétroaction fiables, la première étape consiste à sélectionner les bonnes variables de contrôle et les bons actionneurs (injection de gaz, d’impureté, etc.). A l’aide de simulations numériques de bord et de modèles réduits, cette thèse vise à trouver la variable de contrôle la plus appropriée qui sera utilisée dans un système de rétroaction pour contrôler les actionneurs disponibles dans les réacteurs de fusion. Des simulations numériques 2D sont obtenues en utilisant le code de transport SOLEDGE3X-EIRENE avec des paramètres d'entrée spécialement définis pour reproduire les scénarios expérimentaux. Pour obtenir ces paramètres, une méthode de contrôle par rétroaction sur le profil du plasma a été développée comme un outil permettant de déterminer les coefficients de transport radial du plasma de bord à partir des données expérimentales. Les résultats des simulations sont comparés aux mesures expérimentales disponibles et montrent un bon accord. Les impacts de la forme géométrique de la paroi (comme le degré de fermeture du divertor), de la quantité d’impuretés injectées, et de la puissance d'entrée sont discutés. Les résultats de la simulation montrent que le cas avec un divertor plus fermé montre de meilleures performances pour piéger les particules neutres, avec une pression neutre plus élevée près de la cible. L’augmentation à la fois de la pression de neutres ou de la concentration en impuretés dans le divertor entraîne une plus grande dissipation de puissance, et facilite l'accès au régime détaché. Un divertor plus fermé, ainsi que l’injection d’azote peuvent permettre au plasma de se détacher avec une densité plasma dans la région centrale plus faible (jusqu'à 24%) dans les cas que nous avons examinés. Les valeurs seuils à partir desquelles le plasma détache pour les paramètres tels que le flux de chaleur sur la paroi et la hauteur du front de rayonnement ne sont pas significativement affectés par la modification de la fermeture du baffle ou la concentration d'impuretés. Une puissance d'entrée plus élevée peut augmenter de manière significative le seuil de détachement en termes de densité du plasma en amont, de la pression neutre du divertor, du flux de particules cibles, etc. La dépendance des résultats numériques pour quelques quantités physiques est également analysée à l’aide de modèles réduits pour trouver les observables qui affectent principalement le processus de détachement.Enfin, les avantages relatifs des différentes observables au regard la contrôlabilité du détachement sont analysés. Un nouveau critère pour le détachement est proposé, fournissant un bon indicateur de l’état de détachement optimal dans tous les scénarios de plasma analysés (les situations avec différents degré de fermeture du divertor, concentration d’impuretés, et puissance d’entrée). Plusieurs stratégies de contrôle du détachement du divertor sont conçues en fonction des variables de contrôle choisies et comparées aux méthodes de contrôle existantes. La robustesse d’une stratégie de contrôle du tokamak WEST est étudiée par des simulations numériques, et sera testée dans de futures expériences.