Lista över fusionsexperiment

Målkammare för Shiva-lasern , använd för fusionsexperiment med tröghetsinneslutning från 1978 tills den togs ur drift 1981

Plasmakammare av TFTR , använd för fusionsexperiment med magnetisk inneslutning, som producerade 11 MW fusionseffekt 1994

Experiment inriktade på att utveckla fusionskraft görs undantagslöst med dedikerade maskiner som kan klassificeras enligt de principer de använder för att begränsa plasmabränslet och hålla det varmt.

Den stora uppdelningen är mellan magnetisk inneslutning och tröghetsinneslutning . Vid magnetisk inneslutning motverkas tendensen hos den heta plasman att expandera av Lorentzkraften mellan strömmar i plasman och magnetfält som produceras av externa spolar. Partikeldensiteterna tenderar att ligga i intervallet 10 ¹⁸ till 10 ²² m ⁻³ och de linjära dimensionerna i intervallet 0,1 till 10 m . Partikel- och energiinneslutningstiderna kan variera från under en millisekund till över en sekund, men själva konfigurationen upprätthålls ofta genom inmatning av partiklar, energi och ström under tider som är hundratals eller tusentals gånger längre. Vissa koncept är kapabla att upprätthålla en plasma på obestämd tid.

Däremot, med tröghetsinneslutning, finns det inget som motverkar expansionen av plasmat. Instängningstiden är helt enkelt den tid det tar för plasmatrycket att övervinna partiklarnas tröghet , därav namnet. Densiteterna tenderar att ligga i intervallet 10 ³¹ till 10 ³³ m ⁻³ och plasmaradien i intervallet 1 till 100 mikrometer. Dessa förhållanden erhålls genom att bestråla en millimeterstor fast pellet med en nanosekundlaser eller jonpuls. Det yttre lagret av pelleten är ablerat gånger ^en reaktionskraft som komprimerar de centrala 10 % av bränslet med en faktor på 10 eller 20 till 103 ^eller 104 fast densitet. Dessa mikroplasma sprids under en tid som mäts i nanosekunder. För en fusionskraftreaktor kommer det att behövas en upprepningshastighet på flera per sekund.

Magnetisk inneslutning

Inom området för magnetiska inneslutningsexperiment finns det en grundläggande uppdelning mellan toroidala och öppna magnetfälttopologier . Generellt sett är det lättare att innehålla en plasma i riktningen vinkelrät mot fältet än parallellt med den. Parallell inneslutning kan lösas antingen genom att böja fältlinjerna tillbaka på sig själva till cirklar eller, mer vanligt, ringformiga ytor, eller genom att dra ihop bunten av fältlinjer i båda ändar, vilket gör att en del av partiklarna reflekteras av spegeleffekten . De toroidformade geometrierna kan delas upp ytterligare beroende på om själva maskinen har en toroidal geometri, dvs en solid kärna genom plasmans centrum. Alternativet är att avstå från en solid kärna och förlita sig på strömmar i plasman för att producera toroidfältet.

Spegelmaskiner har fördelar i en enklare geometri och bättre potential för direkt omvandling av partikelenergi till el. De kräver generellt högre magnetfält än toroidformade maskiner, men det största problemet har visat sig vara inneslutning. För god inneslutning måste det finnas fler partiklar som rör sig vinkelrätt mot fältet än det som rör sig parallellt med fältet. En sådan icke- Maxwellsk hastighetsfördelning är emellertid mycket svår att upprätthålla och energiskt kostsam.

Speglarnas fördel med enkel maskingeometri bibehålls i maskiner som producerar kompakta toroider , men det finns potentiella nackdelar för stabiliteten att inte ha en central ledare och det är generellt sett mindre möjlighet att styra (och därmed optimera) den magnetiska geometrin. Kompakta toroidkoncept är i allmänhet mindre välutvecklade än de för toroidformade maskiner. Även om detta inte nödvändigtvis betyder att de inte kan fungera bättre än vanliga koncept, är osäkerheten mycket större.

Något i en klass för sig är Z-pinch , som har cirkulära fältlinjer. Detta var ett av de första koncepten som prövades, men det visade sig inte vara särskilt framgångsrikt. Dessutom fanns det aldrig ett övertygande koncept för att förvandla den pulsade maskinen som kräver elektroder till en praktisk reaktor.

Den täta plasmafokusen är en kontroversiell och "icke-mainstream" enhet som förlitar sig på strömmar i plasman för att producera en toroid. Det är en pulsad enhet som är beroende av ett plasma som inte är i jämvikt och som har potential för direkt omvandling av partikelenergi till elektricitet. Experiment pågår för att testa relativt nya teorier för att avgöra om enheten har en framtid.

Toroidal maskin

Toroidformade maskiner kan vara axiellt symmetriska, som tokamak och reversed field pinch (RFP), eller asymmetriska, som stellaratorn . Den ytterligare frihetsgraden som uppnås genom att ge upp toroidal symmetri kan i slutändan vara användbar för att producera bättre inneslutning, men kostnaden är komplexiteten i tekniken, teorin och den experimentella diagnostiken. Stellaratorer har vanligtvis en periodicitet, t.ex. en femfaldig rotationssymmetri. RFP:n har, trots vissa teoretiska fördelar som ett lågt magnetfält vid spolarna, inte visat sig vara särskilt framgångsrik.

Tokamak

Enhetsnamn	Status	Konstruktion	Drift	Plats	Organisation	Stor/mindre radie	B-fält	Plasmaström	Syfte	Bild
T-1 (Tokamak-1)	Stänga av	?	1957–1959	Moskva	Kurchatov-institutet	0,625 m / 0,13 m	1 T	0,04 MA	Första tokamak
T-3 (Tokamak-3)	Stänga av	?	1962–?	Moskva	Kurchatov-institutet	1 m / 0,12 m	2,5 T	0,06 MA
ST (Symmetrisk Tokamak)	Stänga av	Modell C	1970–1974	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	1,09 m / 0,13 m	5,0 T	0,13 MA	Första amerikanska tokamak, konverterad från Model C stellarator
ORMAK (Oak Ridge tokaMAK)	Stänga av		1971–1976	Oak Ridge	Oak Ridge National Laboratory	0,8 m / 0,23 m	2,5 T	0,34 MA	Först för att uppnå 20 MK plasmatemperatur
ATC (adiabatisk toroidkompressor)	Stänga av	1971–1972	1972–1976	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,88 m / 0,11 m	2 T	0,05 MA	Demonstrera kompressionsplasmauppvärmning
Pulsator	Stänga av	1970–1973	1973–1979	Garching	Max Planck-institutet för plasmafysik	0,7 m / 0,12 m	2,7 T	0,125 MA	Upptäckt av högdensitetsdrift med tokamaks
TFR (Tokamak de Fontenay-aux-Roses)	Stänga av		1973–1984	Fontenay-aux-Roses	CEA	1 m / 0,2 m	6 T	0,49 MA
T-10 (Tokamak-10)	Operativ		1975-	Moskva	Kurchatov-institutet	1,50 m / 0,37 m	4 T	0,8 MA	Största tokamak av sin tid
PLT (Princeton Large Torus)	Stänga av		1975–1986	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	1,32 m / 0,4 m	4 T	0,7 MA	Först att uppnå 1 MA plasmaström
Mikrotor	Stänga av	?	1976–1983?	Los Angeles	UCLA	0,3 m / 0,1 m	2,5 T	0,12 MA	Plasmaföroreningskontroll och diagnostisk utveckling
Makrotor	Stänga av	?	1970-80-talen	Los Angeles	UCLA	0,9 m / 0,4 m	0,4 T	0,1 MA	Förstå plasmarotation som drivs av radiell ström
ISX-B	Stänga av	?	1978–?	Oak Ridge	Oak Ridge National Laboratory	0,93 m / 0,27 m	1,8 T	0,2 MA	Supraledande spolar, försök med högbetadrift
T-7 (Tokamak-7)	Återvunnet → HT-7	?	1979–1985	Moskva	Kurchatov-institutet	1,2 m / 0,31 m	3 T	0,3 MA	Första tokamak med supraledande toroidformade fältspolar
ASDEX (Axially Symmetric Divertor Experiment)	Återvunnet → HL-2A	1973–1980	1980–1990	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	1,65 m / 0,4 m	2,8 T	0,5 MA	Upptäckten av H-läget 1982
TEXTOR ( Tokamak Experiment for Technology Oriented Research )	Stänga av	1976–1980	1981–2013	Jülich	Forschungszentrum Jülich	1,75 m / 0,47 m	2,8 T	0,8 MA	Studera plasma-vägg interaktioner
TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor)	Stänga av	1980–1982	1982–1997	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	2,4 m / 0,8 m	6 T	3 MA	Försökte vetenskapligt break-even, nådde rekord fusionseffekt på 10,7 MW och temperatur på 510 MK
JET (Joint European Torus)	Operativ	1978–1983	1983-	Culham	Culham Center for Fusion Energy	2,96 m / 0,96 m	4 T	7 MA	Rekord för fusionsutgångseffekt 16,1 MW
Novillo	Stänga av	NOVA-II	1983–2004	Mexico City	Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares	0,23 m / 0,06 m	1 T	0,01 MA	Studera plasma-vägg interaktioner
JT-60 (Japan Torus-60)	Återvunnen → JT-60SA		1985–2010	Naka	Japan Atomic Energy Research Institute	3,4 m / 1,0 m	4 T	3 MA	Högbeta steady-state drift, högsta fusion trippelprodukt
CCT (Continuous Current Tokamak)	Stänga av	?	1986–199?	Los Angeles	UCLA	1,5 m / 0,4 m	0,2 T	0,05 MA	H-mode studier
DIII-D	Operativ	1986	1986-	San Diego	General Atomics	1,67 m / 0,67 m	2,2 T	3 MA	Tokamak optimering
STOR-M (Saskatchewan Torus-modifierad)	Operativ		1987-	Saskatoon	Plasma Physics Laboratory (Saskatchewan)	0,46 m / 0,125 m	1 T	0,06 MA	Studera plasmauppvärmning och onormal transport
T-15	Återvunnet → T-15MD	1983–1988	1988–1995	Moskva	Kurchatov-institutet	2,43 m / 0,7 m	3,6 T	1 MA	Första supraledande tokamak
Tore supra	Återvunnet → WEST		1988–2011	Cadarache	Departement de Recherches sur la Fusion Contrôlée	2,25 m / 0,7 m	4,5 T	2 MA	Stor supraledande tokamak med aktiv kylning
ADITYA (tokamak)	Operativ		1989-	Gandhinagar	Institutet för plasmaforskning	0,75 m / 0,25 m	1,2 T	0,25 MA
KOMPASS (KOMPAKT MONTERING)	Operativ	1980-	1989-	Prag	Institutet för plasmafysik AS CR	0,56 m / 0,23 m	2,1 T	0,32 MA
FTU ( Frascati Tokamak Upgrade )	Operativ		1990-	Frascati	ENEA	0,935 m / 0,35 m	8 T	1,6 MA
START (Small Tight Aspect Ratio Tokamak)	Återvunnet → Proto-Sphera		1990–1998	Culham	Culham Center for Fusion Energy	0,3 m /?	0,5 T	0,31 MA	Första sfäriska Tokamak i full storlek
ASDEX-uppgradering (axiellt symmetrisk avledningsexperiment)	Operativ		1991-	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	1,65 m / 0,5 m	2,6 T	1,4 MA
Alcator C-Mod (Alto Campo Toro)	Operativt (finansierat av Fusion Startups)	1986-	1991–2016	Cambridge	Massachusetts Institute of Technology	0,68 m / 0,22 m	8 T	2 MA	Registrera plasmatryck 2,05 bar
ISTOK (Instituto Superior Técnico TOKamak)	Operativ		1992-	Lissabon	Instituto de Plasmas och Fusão Nuclear	0,46 m / 0,085 m	2,8 T	0,01 MA
TCV ( Tokamak à Configuration Variable )	Operativ		1992-	Lausanne	École Polytechnique Fédérale de Lausanne	0,88 m / 0,25 m	1,43 T	1,2 MA	Instängningsstudier
HBT-EP (High Beta Tokamak-Extended Pulse)	Operativ		1993-	New York City	Columbia University Plasma Physics Laboratory	0,92 m / 0,15 m	0,35 T	0,03 MA	Hög-beta tokamak
HT-7 (Hefei Tokamak-7)	Stänga av	1991–1994	1995–2013	Hefei	Hefei Institutes of Physical Science	1,22 m / 0,27 m	2 T	0,2 MA	Kinas första supraledande tokamak
Pegasus Toroidal Experiment	Operativ	?	1996-	Madison	University of Wisconsin–Madison	0,45 m / 0,4 m	0,18 T	0,3 MA	Extremt lågt bildförhållande
NSTX (National Spherical Torus Experiment)	Operativ		1999-	Plainsboro Township	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,85 m / 0,68 m	0,3 T	2 MA	Studera det sfäriska tokamakkonceptet
Globus-M (UNU Globus-M)	Operativ		1999-	Sankt Petersburg	Ioffe Institutet	0,36 m / 0,24 m	0,4 T	0,3 MA	Studera det sfäriska tokamakkonceptet
ET (Elektrisk Tokamak)	Återvunnet → ETPD	1998	1999–2006	Los Angeles	UCLA	5 m / 1 m	0,25 T	0,045 MA	Största tokamak av sin tid
TCABR ( Tokamak Chauffage Alfvén Brésilien )	Operativ	1980–1999	1999–	Sao Paulo	Universitetet i Sao Paulo	0,615 m / 0,18 m	1,1 T	0,10 MA	Viktigaste tokamak på södra halvklotet
CDX-U (Current Drive Experiment-Upgrade)	Återvunnet → LTX		2000–2005	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,3 m /?	0,23 T	0,03 MA	Studera litium i plasmaväggar
MAST (Mega-Ampere Sfärisk Tokamak)	Återvunnet → MAST-Uppgradering	1997–1999	2000–2013	Culham	Culham Center for Fusion Energy	0,85 m / 0,65 m	0,55 T	1,35 MA	Undersök sfärisk tokamak för fusion
HL-2A (Huan-Liuqi-2A)	Operativ	2000–2002	2002–2018	Chengdu	Southwestern Institute of Physics	1,65 m / 0,4 m	2,7 T	0,43 MA	H-mode fysik, ELM-reducering	[1]
SST-1 (Steady State Superconducting Tokamak)	Operativ	2001-	2005-	Gandhinagar	Institutet för plasmaforskning	1,1 m / 0,2 m	3 T	0,22 MA	Producera en 1000 s långsträckt dubbelnoll-avledareplasma
EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak)	Operativ	2000–2005	2006-	Hefei	Hefei Institutes of Physical Science	1,85 m / 0,43 m	3,5 T	0,5 MA	Överhettad plasma i över 101 s vid 120 M°C och 20 s vid 160 M°C
J-TEXT (Joint TEXT)	Operativ	TEXT (Texas Experimental Tokamak)	2007-	Wuhan	Huazhong University of Science and Technology	1,05 m / 0,26 m	2,0 T	0,2 MA	Utveckla plasmakontroll	[2]
KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research)	Operativ	1998–2007	2008-	Daejeon	National Fusion Research Institute	1,8 m / 0,5 m	3,5 T	2 MA	Tokamak med helt supraledande magneter, 20 s lång drift vid 100 MK
LTX (Lithium Tokamak Experiment)	Operativ	2005–2008	2008-	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,4 m /?	0,4 T	0,4 MA	Studera litium i plasmaväggar
QUEST (Q-shu University Experiment with Steady-State Spherical Tokamak)	Operativ		2008-	Kasuga	Kyushu universitet	0,68 m / 0,4 m	0,25 T	0,02 MA	Studera driften av en sfärisk tokamak i stationär tillstånd
Kazakstan Tokamak för materialtestning (KTM)	Operativ	2000–2010	2010-	Kurchatov	Republiken Kazakstans nationella kärnkraftscentrum	0,86 m / 0,43 m	1 T	0,75 MA	Provning av vägg och avledare
ST25-HTS	Operativ	2012–2015	2015-	Culham	Tokamak Energy Ltd	0,25 m / 0,125 m	0,1 T	0,02 MA	Steady state plasma
WEST (Tungsten Environment in Steady-state Tokamak)	Operativ	2013–2016	2016-	Cadarache	Departement de Recherches sur la Fusion Contrôlée	2,5 m / 0,5 m	3,7 T	1 MA	Supraledande tokamak med aktiv kylning
ST40	Operativ	2017–2018	2018-	Didcot	Tokamak Energy Ltd	0,4 m / 0,3 m	3 T	2 MA	Första högfältssfäriska tokamak
MAST-U (Mega-Ampere Spherical Tokamak Upgrade)	Operativ	2013–2019	2020-	Culham	Culham Center for Fusion Energy	0,85 m / 0,65 m	0,92 T	2 MA	Testa nya avgaskoncept för en sfärisk tokamak
HL-2M (Huan-Liuqi-2M)	Operativ	2018–2019	2020-	Leshan	Southwestern Institute of Physics	1,78 m / 0,65 m	2,2 T	1,2 MA	Förlängd plasma med 200 MK
JT-60SA (Japan Torus-60 super, avancerad)	Operativ	2013–2020	2021–	Naka	Japan Atomic Energy Research Institute	2,96 m / 1,18 m	2,25 T	5,5 MA	Optimera plasmakonfigurationer för ITER och DEMO med full icke-induktiv stationär drift
T-15MD	Operativ	2010–2020	2021-	Moskva	Kurchatov-institutet	1,48 m / 0,67 m	2 T	2 MA	Hybrid fusion/fission reaktor
ITER	Under konstruktion	2013–2025?	2025?	Cadarache	ITER-rådet	6,2 m / 2,0 m	5,3 T	15 MA ?	Demonstrera genomförbarheten av fusion i kraftverksskala med 500 MW fusionseffekt
DTT (Divertor Tokamak testanläggning)	Planerad	2022–2025?	2025?	Frascati	ENEA	2,14 m / 0,70 m	6 T ?	5,5 MA ?	Supraledande tokamak för att studera kraftavgaser	[3]
SPARC	Planerad	2021–	2025	Devens, MA	Commonwealth Fusion Systems och MIT Plasma Science and Fusion Center	1,85 m / 0,57 m	12,2 T	8,7 MA	Kompakt, högfältstokamak med ReBCO- spolar och 100 MW planerad fusionskraft
TÄNDARE	Planerad	?	>2024	Troitzk	ENEA	1,32 m / 0,47 m	13 T	11 MA ?	Kompakt fusionsreaktor med självförsörjande plasma och 100 MW planerad fusionskraft
SST-2 (Steady State Tokamak-2)	Planerad		2027?	Gujarat	Institutet för plasmaforskning	4,42 m / 1,47 m	5,42 T	11.2 MA	Fullfjädrad fusionsreaktor med tritiumuppfödning och upp till 500 MW effekt
CFETR (Kina Fusion Engineering Test Reactor)	Planerad	2020?	2030?		Institutet för plasmafysik, kinesiska vetenskapsakademin	7,2 m / 2,2 m ?	6,5 T ?	14 MA ?	Överbrygga gap mellan ITER och DEMO, planerad fusionseffekt 1000 MW	[4]
ST-F1 (Sfärisk Tokamak - Fusion 1)	Planerad	2027?		Didcot	Tokamak Energy Ltd	1,4 m / 0,8 m ?	4 T	5 MA	Sfärisk tokamak med Q=3 och hundratals MW planerad elektrisk effekt
STEG ( Sfärisk Tokamak för energiproduktion )	Planerad	2032?	2040?	Gainsborough	Culham Center for Fusion Energy	3 m / 2 m ?	?	16,5 MA ?	Sfärisk tokamak med hundratals MW planerad elektrisk effekt
K-DEMO (koreansk fusion demonstration tokamak reaktor)	Planerad	2037?			National Fusion Research Institute	6,8 m / 2,1 m	7 T	12 MA ?	Prototyp för utveckling av kommersiella fusionsreaktorer med cirka 2200 MW fusionseffekt
DEMO (DEMOnstration Power Station)	Planerad	2031?	2044?	?		9 m / 3 m ?	6 T ?	20 MA ?	Prototyp för en kommersiell fusionsreaktor

Stellarator

Enhetsnamn	Status	Konstruktion	Drift	Typ	Plats	Organisation	Stor/mindre radie	B-fält	Syfte	Bild
Modell A	Stänga av	1952–1953	1953–?	Figur 8	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,3 m / 0,02 m	0,1 T	Första stellaratorn	[5]
Modell B	Stänga av	1953–1954	1954–1959	Figur 8	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,3 m / 0,02 m	5 T	Utveckling av plasmadiagnostik
Modell B-1	Stänga av		?-1959	Figur 8	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,25 m / 0,02 m	5 T	Gav 1 MK plasmatemperaturer
Modell B-2	Stänga av		1957	Figur 8	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,3 m / 0,02 m	5 T	Elektrontemperaturer upp till 10 MK	[6]
Modell B-3	Stänga av	1957	1958-	Figur 8	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,4 m / 0,02 m	4 T	Sista figur-8-enhet, instängningsstudier av ohmiskt uppvärmd plasma
Modell B-64	Stänga av	1955	1955	Fyrkant	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	? m/ 0,05 m	1,8 T
Modell B-65	Stänga av	1957	1957	Racerbana	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory				[7]
Modell B-66	Stänga av	1958	1958–?	Racerbana	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory
Wendelstein 1-A	Stänga av		1960	Racerbana	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	0,35 m / 0,02 m	2 T	ℓ=3
Wendelstein 1-B	Stänga av		1960	Racerbana	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	0,35 m / 0,02 m	2 T	ℓ=2
Modell C	Återvunnet → ST	1957–1962	1962–1969	Racerbana	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	1,9 m / 0,07 m	3,5 T	Hittade stora plasmaförluster genom Bohm-diffusion
L-1	Stänga av	1963	1963–1971		Lebedev	Lebedev fysiska institutet	0,6 m / 0,05 m	1 T
SIRIUS	Stänga av		1964–?	Racerbana	Charkiv
TOR-1	Stänga av	1967	1967–1973		Lebedev	Lebedev fysiska institutet	0,6 m / 0,05 m	1 T
TOR-2	Stänga av	?	1967–1973		Lebedev	Lebedev fysiska institutet	0,63 m / 0,036 m	2,5 T
Uragan-1	Stänga av	?	1967–?	Racerbana	Charkiv	National Science Center, Kharkiv Institute of Physics and Technology (NSC KIPT)	1,1 m / 0,1 m	1 T	?
Wendelstein 2-A	Stänga av	1965–1968	1968–1974	Heliotron	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	0,5 m / 0,05 m	0,6 T	Bra plasmainneslutning "München-mysteriet"
Wendelstein 2-B	Stänga av	?-1970	1971–?	Heliotron	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	0,5 m / 0,055 m	1,25 T	Demonstrerade liknande prestanda som tokamaks
L-2	Stänga av	?	1975–?		Lebedev	Lebedev fysiska institutet	1 m / 0,11 m	2,0 T
WEGA (Wendelstein Experiment in Greifswald für die Ausbildung)	Återvunnet → HIDRA	1972–1975	1975–2013	Klassisk stellarator	Greifswald	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	0,72 m / 0,15 m	1,4 T	Testa lägre hybridvärme
Wendelstein 7-A	Stänga av	?	1975–1985	Klassisk stellarator	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	2 m / 0,1 m	3,5 T	Första "rena" stellaratorn utan plasmaström
Heliotron-E	Stänga av	?	1980–?	Heliotron			2,2 m / 0,2 m	1,9 T
Heliotron-DR	Stänga av	?	1981–?	Heliotron			0,9 m / 0,07 m	0,6 T
Uragan-3 (M [ uk ] )	Operativ	?	1982–?	Torsatron	Charkiv	National Science Center, Kharkiv Institute of Physics and Technology (NSC KIPT)	1,0 m / 0,12 m	1,3 T	?
Auburn Torsatron (AT)	Stänga av	?	1984–1990	Torsatron	kastanjebrunt	Auburn University	0,58 m / 0,14 m	0,2 T
Wendelstein 7-AS	Stänga av	1982–1988	1988–2002	Modulär, avancerad stellarator	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	2 m / 0,13 m	2,6 T	Första H-läget i en stellarator 1992
Advanced Toroidal Facility (ATF)	Stänga av	1984–1988	1988–?	Torsatron	Oak Ridge	Oak Ridge National Laboratory	2,1 m / 0,27 m	2,0 T	Högbeta-operation
Compact Helical System (CHS)	Stänga av	?	1989–?	Heliotron	Toki	National Institute for Fusion Science	1 m / 0,2 m	1,5 T
Kompakt Auburn Torsatron (CAT)	Stänga av	?-1990	1990–2000	Torsatron	kastanjebrunt	Auburn University	0,53 m / 0,11 m	0,1 T	Studera magnetiska flödesytor
H-1 (Heliac-1)	Operativ		1992-	Heliac	canberra	Research School of Physical Sciences and Engineering , Australian National University	1,0 m / 0,19 m	0,5 T
TJ-K (Tokamak de la Junta Kiel)	Operativ	TJ-IU	1994-	Torsatron	Kiel, Stuttgart	Universitetet i Stuttgart	0,60 m / 0,10 m	0,5 T	Undervisning
TJ-II (Tokamak de la Junta II)	Operativ	1991-1996	1997-	flexibel Heliac	Madrid	National Fusion Laboratory, Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas	1,5 m / 0,28 m	1,2 T	Studera plasma i flexibel konfiguration
LHD (Large Helical Device)	Operativ	1990–1998	1998-	Heliotron	Toki	National Institute for Fusion Science	3,5 m / 0,6 m	3 T	Bestäm genomförbarheten av en stellaratorfusionsreaktor
HSX (helically symmetric experiment)	Operativ		1999-	Modulär, kvasi-heliskt symmetrisk	Madison	University of Wisconsin–Madison	1,2 m / 0,15 m	1 T	Undersök plasmatransport
Heliotron J (Heliotron J)	Operativ		2000-	Heliotron	Kyoto	Institutet för avancerad energi	1,2 m / 0,1 m	1,5 T	Studera heliotronkonfigurationen med spiralaxel
Columbia icke-neutral Torus (CNT)	Operativ	?	2004-	Cirkulära förreglade spolar	New York City	Columbia University	0,3 m / 0,1 m	0,2 T	Studie av icke-neutrala plasma
Uragan-2( M )	Operativ	1988–2006	2006-	Heliotron, Torsatron	Charkiv	National Science Center, Kharkiv Institute of Physics and Technology (NSC KIPT)	1,7 m / 0,24 m	2,4 T	?
Kvasipoloidal stellarator (QPS)	Inställt	2001–2007	-	Modul	Oak Ridge	Oak Ridge National Laboratory	0,9 m / 0,33 m	1,0 T	Stellaratorforskning
NCSX (National Compact Stellarator Experiment)	Inställt	2004–2008	-	Helias	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	1,4 m / 0,32 m	1,7 T	Hög-β stabilitet
Compact Toroidal Hybrid (CTH)	Operativ	?	2007?-	Torsatron	kastanjebrunt	Auburn University	0,75 m / 0,2 m	0,7 T	Hybrid stellarator/tokamak
HIDRA (Hybrid Illinois Device for Research and Applications)	Operativ	2013–2014 (WEGA)	2014-	?	Urbana , IL	University of Illinois	0,72 m / 0,19 m	0,5 T	Stellarator och tokamak i en enhet
UST_2	Operativ	2013	2014-	modulär tre period kvasi-isodynamisk	Madrid	Karl III universitetet i Madrid	0,29 m / 0,04 m	0,089 T	3D-printad stellarator
Wendelstein 7-X	Operativ	1996–2022	2015-	Helias	Greifswald	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	5,5 m / 0,53 m	3 T	Steady-state plasma i helt optimerad stellarator
SCR-1 (Stellarator of Costa Rica)	Operativ	2011–2015	2016-	Modul	Cartago	Costa Rica Institute of Technology	0,14 m / 0,042 m	0,044 T
CFQS (Chinese First Quasi-Axisymmetric Stellarator)	Under konstruktion	2017 –		Helias	Chengdu	Southwest Jiaotong University, National Institute for Fusion Science i Japan	1 m / 0,25 m	1 T	m=2 kvasi-axisymmetrisk stellarator, modulär

Magnetisk spegel

Bordsskiva/leksaksskiva, Lawrence Livermore National Laboratory , Livermore CA.
DCX/DCX-2, Oak Ridge National Laboratory
ORGA, Akademgorodok, Ryssland.
Baseball I/Baseball II Lawrence Livermore National Laboratory , Livermore CA.
2X/2XIII/2XIII-B, Lawrence Livermore National Laboratory , Livermore CA.
TMX, TMX-U Lawrence Livermore National Laboratory , Livermore CA.
MFTF Lawrence Livermore National Laboratory , Livermore CA.
Gas Dynamic Trap vid Budker Institute of Nuclear Physics , Akademgorodok, Ryssland.

Toroidformad Z-nypa

Perhapsatron (1953, USA)
ZETA (Zero Energy Thermonuclear Assembly) (1957, Storbritannien)

Reversed field pinch (RFP)

ETA-BETA II i Padua, Italien (1979–1989)
RFX (Reversed-Field eXperiment), Consorzio RFX, Padova, Italien
MST (Madison Symmetric Torus), University of Wisconsin–Madison , USA
T2R, Kungliga Tekniska Högskolan , Stockholm, Sverige
TPE-RX, AIST , Tsukuba, Japan
KTX (Keda Torus eXperiment) i Kina (sedan 2015)

Spheromak

Uthålligt Spheromak fysikexperiment

Fält-omvänd konfiguration (FRC)

C-2 Tri Alpha Energy
C-2U Tri Alpha Energy
C-2W TAE Technologies
LSX University of Washington
IPA University of Washington
HF University of Washington
IPA-HF University of Washington

Öppna fältlinjer

Plasma nypa

Trisops – 2 vända pinch guns
FF-2B, Lawrenceville Plasma Physics , USA

Leviterad dipol

Levitated Dipole Experiment (LDX), MIT/ Columbia University , USA

Tröghetsinneslutning

Laserdriven

Enhetsnamn	Status	Konstruktion	Drift	Beskrivning	Maximal lasereffekt	Pulsenergi	Fusionsutbyte	Plats	Organisation	Bild
4 pi laser	Stänga av	196?		Halvledarlaser	5 GW	12 J		Livermore	LLNL	[8]
Lång väg laser	Stänga av	1972	1972	Första ICF-laser med neodymdopat glas (Nd:glas) som lasermedium	5 GW	50 J		Livermore	LLNL	[9]
Enkelstrålesystem (SBS) "67"	Stänga av	1971-1973	1973	Enstråle CO ₂ -laser	200 GW	1 kJ		Los Alamos	LANL
Double Bounce Illumination System (DBIS)	Stänga av	1972-1974	1974-1990	Första privata laserfusionssatsning, YAG-laser, neutronutbyte 10 ⁴ till 3 × 10 ⁵ neutroner		1 kJ	≈ 100 nJ	Ann Arbor, Michigan	KMS Fusion
MERLIN (Medium Energy Rod Laser Incorporating Neodymium), N78 laser	Stänga av	1972-1975	1975-?	Nd:glaslaser	100 GW	40 J		RAF Aldermaston	VÖRDNAD
Cyclops laser	Stänga av	1975	1975	Enkelstråle Nd:glaslaser, prototyp för Shiva	1 TW	270 J		Livermore	LLNL
Janus laser	Stänga av	1974-1975	1975	Tvåstråle Nd:glaslaser demonstrerade laserkompression och termonukleär förbränning av deuterium-tritium	1 TW	10 J		Livermore	LLNL
Gemini laser, Dual-Beam Module (DBM)	Stänga av	≤ 1975	1976	Tvåstråle CO ₂ -laser , tester för Helios	5 TW	2,5 kJ		Los Alamos	LANL
Argus laser	Stänga av	1976	1976-1981	Tvåstråle Nd:glaslaser, avancerade studiet av laser-målinteraktion och banade väg för Shiva	4 TW	2 kJ	≈ 3 mJ	Livermore	LLNL
Vulcan laser (Versicolor Ultima Lux Coherens pro Academica Nostra)	Operativ	1976-1977	1977-	8-stråle Nd:glaslaser, fokuserad laser med högsta intensitet i världen 2005	1 PW	2,6 kJ		Didcot	RAL
Shiva laser	Stänga av	1977	1977-1981	20-stråle Nd:glaslaser; proof-of-concept för Nova; fusionsutbyte av 1011 ^neutroner ; fann att dess infraröda våglängd på 1062 nm var för lång för att uppnå antändning	30 TW	10,2 kJ	≈ 0,1 J	Livermore	LLNL
Helios laser, Eight-Beam System (EBS)	Stänga av	1975-1978	1978	8-stråle CO2 _- laser ; Media på Wikimedia Commons	20 TW	10 kJ		Los Alamos	LANL
HELEN (High Energy Laser Embodying Neodymium)	Stänga av	1976-1979	1979-2009	Tvåstråle Nd:glaslaser	1 TW	200 J		Didcot	RAL
ISKRA-4	Operativ	-1979	1979-	8-stråle jodgaslaser, prototyp för ISKRA-5	10 TW	2 kJ	6 mJ	Sarov	RFNC-VNIIEF
Sprite laser	Stänga av	1981-1983	1983-1995	Första högeffekts kryptonfluoridlaser som används för målbestrålning, λ= 249 nm	1 TW	7,5 J		Didcot	RAL
Gekko XII	Operativ		1983-	12-stråle, Nd:glaslaser	500 TW	10 kJ		Osaka	Institutet för laserteknik
Novette laser	Stänga av	1981-1983	1983-1984	Nd:glaslaser för att validera Novas design, första röntgenlaser	13 TW	18 kJ		Livermore	LLNL
Antares laser, High Energy Gas Laser Facility (HEGLF)	Stänga av		1983	24-strålars största CO ₂ -laser som någonsin byggts. Missade målet med vetenskaplig fusions breakeven, eftersom produktion av heta elektroner i målplasma på grund av laserns långa våglängd på 10,6 μm resulterade i dålig laser/plasmaenergikoppling	200 TW	40 kJ		Los Alamos	LANL
PHAROS laser	Operativ	198?		Tvåstråle Nd:glaslaser	300 GW	1 kJ		Washington DC	NRL
Nova laser	Stänga av		1984-1999	10-stråle NIR och frekvenstrippel 351 nm UV-laser; fusionsutbyte av 1013 ^neutroner ; försökte tända, men misslyckades på grund av vätskeinstabilitet hos mål; ledde till byggandet av NIF	1,3 PW	120 kJ	30 J	Livermore	LLNL
ISKRA-5	Operativ	-1989		12-stråle jodgaslaser, fusionsutbyte 10 ¹⁰ till 10 ¹¹ neutroner	100 TW	30 kJ	0,3 J	Sarov	RFNC-VNIIEF
Aurora laser	Stänga av	≤ 1988-1989	1990	Kryptonfluoridlaser med 96 strålar	≈ 300 GW	1,3 kJ		Los Alamos	LANL
PALS , tidigare "Asterix IV"	Operativ	-1991	1991-	Jodgaslaser , X = 1315 nm	3 TW	1 kJ		Garching , Prag	MPQ , CAS
Trident laser	Operativ	198?-1992	1992-2017	3-stråle Nd:glaslaser; 2 x 400 J strålar, 100 ps – 1 us; 1 stråle ~100 J, 600 fs – 2 ns	200 TW	500 J		Los Alamos	LANL
Nike laser	Operativ	≤ 1991-1994	1994-	56-strålar, mest kapabla Kryptonfluoridlaser för lasermålinteraktioner	2.6 TW	3 kJ		Washington, DC	NRL
OMEGA laser	Stänga av	?-1995	1995-	60-strålar UV-frekvens-tredubblad Nd:glaslaser, fusionsutbyte 10 ¹⁴ neutroner	60 TW	40 kJ	300 J	Rochester	LLE
Electra	Operativ			Kryptonfluoridlaser , 5 Hz drift med 90 000+ bilder kontinuerligt	4 GW	730 J		Washington DC	NRL
LULI2000	Operativ	?	2003-	6-stråle Nd:glaslaser, λ= 1,06 μm , λ= 0,53 μm , λ= 0,26 μm	500 GW	600 J		Palaiseau	École polytechnique
OMEGA EP	Operativ		2008-	60-strålar UV	1,4 PW	5 kJ		Rochester	LLE
National Ignition Facility (NIF)	Operativ	1997-2009	2010-	192-stråle Nd:glaslaser, uppnådde vetenskaplig breakeven med fusionsförstärkning på 1,5 och 1,2 × 10 ¹⁸ neutroner	500 TW	2,05 MJ	3,15 MJ	Livermore	LLNL
Orion	Operativ	2006-2010	2010-	10 strålar, X = 351 nm	200 TW	5 kJ		RAF Aldermaston	VÖRDNAD
Laser Mégajoule (LMJ)	Operativ	1999-2014	2014-	Näst största laserfusionsanläggning, 10 av 22 strållinjer i drift 2022	800 TW	1 MJ		Bordeaux	CEA	[10]
Laser för snabbtändningsexperiment (LFEX)	Operativ	2003-2015	2015-	Uppvärmningslaser med hög kontrast för FIREX, λ= 1053 nm	2 PW	10 kJ	100 μJ	Osaka	Institutet för laserteknik
HiPER (High Power Laser Energy Research Facility)	Inställt	2007-2015	-	Paneuropeiskt projekt för att demonstrera den tekniska och ekonomiska bärkraften av laserfusion för produktion av energi	( 4 PW )	( 270 kJ )	( 25 MJ )
Laser Inertial Fusion Energy (LIFE)	Inställt	2008-2013	-	Ansträngning för att utveckla ett fusionskraftverk som efterträder NIF		( 2,2 MJ )	( 40 MJ )	Livermore	LLNL
ISKRA-6	Planerad	?	?	128 strålar Nd:glaslaser	300 TW ?	300 kJ ?		Sarov	RFNC-VNIIEF