Список термоядерных экспериментов

Статья списка Викимедиа Целевая камера лазера Шива, используемого для термоядерных экспериментов с инерционным удержанием с 1978 года до списания в 1981 году. Плазменная камера TFTR, использовавшаяся для экспериментов по термоядерному синтезу с магнитным удержанием, которая в 1994 году произвела 11 МВт термоядерной мощности.

Эксперименты, направленные на развитие термоядерной энергии. неизменно выполняется с помощью специальных машин, которые можно классифицировать в соответствии с принципами, которые они используют для удержания плазменного топлива и поддержания его в горячем состоянии.

Основное деление находится между магнитным удержанием и инерционным удержанием. В условиях магнитного удержания тенденции горячей плазмы к расширению противодействует сила Лоренца между токами в плазме и магнитными полями, создаваемыми внешними катушками. Плотность частиц обычно находится в диапазоне от 10 до 10 мкм, а линейные размеры в диапазоне от 0,1 до 10 мкм. Время удержания частиц и энергии может варьироваться от менее миллисекунды до более секунды, но сама конфигурация часто сохраняется за счет ввода частиц, энергии и тока в течение времени, которое в сотни или тысячи раз больше. Некоторые концепции способны поддерживать плазму бесконечно долго.

Напротив, при инерционном удержании нет ничего, что могло бы противодействовать расширению плазмы. Время удержания - это просто время, за которое давление плазмы преодолевает инерцию частиц, отсюда и название. Плотность обычно находится в диапазоне от 10 до 10 мкм, а радиус плазмы находится в диапазоне от 1 до 100 мкм. Эти условия достигаются посредством облучения твердой таблетки миллиметрового размера наносекундным лазером или ионным импульсом. Внешний слой таблетки аблирован, обеспечивая силу реакции, которая сжимает центральные 10% топлива в 10 или 20-10-10 раз плотностью твердого тела. Эти микроплазмы рассеиваются за время, измеряемое наносекундами. Для a потребуется частота повторения несколько раз в секунду.

• 1 Магнитное удержание
  • 1.1 Тороидальная машина
    • 1.1.1 Токамак
    • 1.1.2 Стелларатор
    • 1.1.3 Магнитное зеркало
    • 1.1.4 Тороидальный Z-пинч
    • 1.1.5 Пинч с обратным полем (RFP)
    • 1.1.6 Сферомак
    • 1.1.7 Конфигурация с обратным полем (FRC)
  • 1.2 Открытые силовые линии
    • 1.2.1 Плазменный зажим
    • 1.2. 2 Левитирующий диполь
• 2 Инерционное удержание
  • 2.1 Управляемый лазером
    • 2.1.1 Текущие или строящиеся экспериментальные установки
      • 2.1.1.1 Твердотельные лазеры
      • 2.1.1.2 Газовые лазеры
    • 2.1. 2 Разобранные экспериментальные установки
      • 2.1.2.1 Твердотельные лазеры
      • 2.1.2.2 Газовые лазеры
  • 2.2 Z-Pinch
• 3 Инерционное электростатическое удержание
• 4 Синтез намагниченной мишени
• 5 Ссылки

В рамках экспериментов по магнитному удержанию существует основное разделение между топологиями тороидального и открытого магнитного поля . Вообще говоря, легче удерживать плазму в направлении, перпендикулярном полю, чем параллельно ему. Параллельное ограничение может быть решено либо путем изгиба силовых линий обратно на самих себя в окружности или, чаще, тороидальных поверхностей, либо путем сужения пучка силовых линий на обоих концах, что приводит к тому, что некоторые частицы отражаются зеркальный эффект. Тороидальные геометрии могут быть дополнительно подразделены в зависимости от того, имеет ли сама машина тороидальную геометрию, то есть твердый сердечник, проходящий через центр плазмы. Альтернативой является отказ от твердого сердечника и использование токов в плазме для создания тороидального поля.

Зеркальные машины имеют преимущества в более простой геометрии и лучшем потенциале для прямого преобразования энергии частиц в электричество. Как правило, для них требуются более сильные магнитные поля, чем для тороидальных машин, но самой большой проблемой оказалось ограничение. Для хорошего удержания должно быть больше частиц, движущихся перпендикулярно полю, чем частиц, движущихся параллельно полю. Однако такое не максвелловское распределение скоростей очень трудно поддерживать и требует больших затрат энергии.

Преимущество зеркал, заключающееся в простой геометрии станка, сохраняется в станках, которые производят компактные тороиды, но есть потенциальные неудобства для стабильности из-за отсутствия центрального проводника и, как правило, меньше возможностей для управления (и тем самым оптимизировать) магнитную геометрию. Концепции компактного тороида, как правило, менее развиты, чем концепции тороидальных машин. Хотя это не обязательно означает, что они не могут работать лучше, чем основные концепции, их неопределенность намного больше.

В некотором роде отдельный класс - это Z-пинч, который имеет круглые линии поля. Это была одна из первых опробованных концепций, но она не оказалась очень успешной. Кроме того, никогда не было убедительной концепции превращения импульсной машины, требующей электродов, в практический реактор.

Фокус плотной плазмы является спорным и «неосновным» устройством, которое использует токи в плазме для создания тороида. Это импульсное устройство, которое зависит от плазмы, которая не находится в равновесии, и имеет потенциал для прямого преобразования энергии частиц в электричество. Продолжаются эксперименты по проверке относительно новых теорий, чтобы определить, есть ли у устройства будущее.

Тороидальная машина

Тороидальная машина может быть осесимметричной, как токамак и зажим с обратным полем (RFP), или асимметричной, как стелларатор. Дополнительная степень свободы, полученная за счет отказа от тороидальной симметрии, в конечном итоге может быть использована для лучшего удержания, но цена заключается в сложности в разработке, теории и экспериментальной диагностике. Стеллараторы обычно имеют периодичность, например пятеричная вращательная симметрия. RFP, несмотря на некоторые теоретические преимущества, такие как низкое магнитное поле на катушках, оказался не очень успешным.

Tokamak

Имя устройства	Статус	Строительство	Работа	Местоположение	Организация	Большой / Малый радиус	B-поле	Ток плазмы	Назначение	Изображение
T-1	Остановка	?	1957-1959	Москва	Курчатовский институт	0,625 м / 0,13 м	1 T	0,04 MA	Первый токамак
Т-3	остановлен	?	1962-?	Москва	Курчатовский институт	1 м / 0,12 м	2,5 т	0,06 MA
ST (Симметричный токамак)	Завершение работы	Модель C	1970-1974	Princeton	Принстонская лаборатория физики плазмы	1,09 м / 0,13 м	5,0 T	0,13 MA	Первый американский токамак, преобразованный из стелларатора Model C
ORMAK (Oak Ridge tokaMAK)	Остановка		1971-1976	Ок-Ридж	Национальная лаборатория Ок-Ридж	0,8 м / 0,23 м	2,5 T	0,34 MA	Первый, достигший температуры плазмы 20 МК
ATC (адиабатический Тороидальный компрессор)	Выключение	1971-1972	1972-1976	Принстон	Принстонская лаборатория физики плазмы	0,88 м / 0,11 m	2 T	0,05 MA	Демонстрация нагрева плазмы сжатием
TFR (Tokamak de Fontenay-aux-Roses)	Shut вниз		1973-1984	Fontenay-aux-Roses	CEA	1 м / 0,2 м	6 T	0,49
T- 10 (Токамак-10)	Остановка		1975-?	Москва	Курчатовский институт	1,50 м / 0,36 м	4 T	0,6 MA	Крупнейший токамак своего времени
PLT (Princeton Large Torus)	Завершение работы		1975-1986	Princeton	Принстонская лаборатория физики плазмы	1,32 м / 0,4 м	4 T	0,7 MA	Первый, достигший тока плазмы 1 MA
ISX-B	Выключение	?	1978-?	Ок-Ридж	Национальная лаборатория Ок-Ридж	0,93 м / 0,27 м	1,8 T	0,2 MA	Сверхпроводящие катушки, попытка работы с высоким коэффициентом бета
ASDE X (Эксперимент с аксиально-симметричным дивертором)	Переработанный → HL-2A		1980-1990	Гархинг	Институт плазмы Макса Планка	1,65 м / 0,4 м	2,8 T	0,5 MA	Открытие H-режима в 1982 г.
TEXTOR (Эксперимент Tokamak для технологических исследований)	Остановка	1976-1980	1981-2013	Юлих	Forschungszentrum Jülich	1,75 м / 0,47 м	2,8 T	0,8 MA	Изучение взаимодействий между плазмой и стенкой
TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor)	Выключение	1980-1982	1982-1997	Принстон	Принстонская лаборатория физики плазмы	2,4 м / 0,8 м	6 T	3 MA	Попытка безубыточности с научной точки зрения, достижение рекордной мощности термоядерного синтеза 10,7 МВт и температуры 510 мкл
JET (Joint European Torus)	Эксплуатация	1978 -1983	1983-	Culham	Culham Center for Fusion Energy	2,96 м / 0,96 м	4 T	7 MA	R ecord для выходной мощности термоядерного синтеза 16,1 МВт
Novillo	Остановка	NOVA-II	1983-2004	Мехико	Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares	0,23 м / 0,06 м	1 T	0,01 MA	Изучение взаимодействий между плазмой и стенкой
JT-60 (Japan Torus -60)	Вторичное сырье → JT-60SA		1985-2010	Нака	Японский научно-исследовательский институт атомной энергии	3,4 м / 1,0 м	4 T	3 MA	Стационарный режим с высоким бета, наивысший тройной продукт слияния
DIII-D	Эксплуатация	1986	1986-	Сан-Диего	General Atomics	1,67 м / 0,67 м	2,2 T	3 MA	Оптимизация токамаков
STOR-M (модификация тора Саскачевана)	Эксплуатация		1987-	Саскатун	Лаборатория физики плазмы (Саскачеван)	0,46 м / 0,125 m	1 T	0,06 MA	Изучение нагрева и аномального переноса плазмы
T-15	Recycled → T-15MD	1983 -1988	1988-19 95	Москва	Курчатовский институт	2,43 м / 0,7 м	3,6 T	1 MA	Первый сверхпроводящий токамак.
Tore Supra	Recycled → WEST		1988-2011	Cadarache	Département de Recherches sur la Fusion Contrôlée	2,25 м / 0,7 м	4,5 т	2 MA	Большой сверхпроводящий токамак с активным охлаждением
ADITYA (токамак)	Operational		1989-	Gandhinagar	Институт плазменных исследований	0,75 м / 0,25 м	1,2 T	0,25 MA
КОМПАС (КОМПАКТНАЯ СБОРКА)	Эксплуатация	1980-	1989-	Прага		0,56 м / 0,23 м	2,1 T	0,32 MA
FTU (Обновление Frascati Tokamak )	Эксплуатация		1990-	Frascati	ENEA	0,935 м / 0,35 м	8 T	1,6 MA
START (малый Tight Aspect Ratio Tokamak)	Закрытие		1990-1998	Калхэм	Калхэмский центр термоядерной энергии	0,3 м / л	0,5 т	0,31 MA	Первый полный Сферический токамак размера l
Модернизация ASDEX (Эксперимент с аксиально-симметричным дивертором)	Рабочий		1991-	Гархинг	Институт плазмы Макса Планка	1,65 м /0,5 м	2,6 T	1,4 MA
Alcator C-Mod (Alto Campo Toro)	Эксплуатация (финансируется Fusion Startups)	1986-	1991-2016	Кембридж	Массачусетский технологический институт	0,68 м / 0,22 м	8 T	2 MA	рекордное давление плазмы 2,05 бар
ISTTOK (Instituto Superior Técnico TOKamak)	Operational		1992-	Лиссабон	Instituto de Plasmas e Fusão Ядерная	0,46 м / 0,085 м	2,8 T	0,01 MA
TCV (Токамак à Переменная конфигурации)	Эксплуатационная		1992-	Лозанна	Федеральная политехническая школа Лозанны	0,88 м / 0,25 м	1,43 T	1,2 MA	Исследования замкнутого пространства
HBT-EP (High Beta Tokamak-Extended Pulse)	Эксплуатация		1993-	Нью-Йорк	Колумбийский университет Лаборатория физики плазмы	0,92 м / 0,15 м	0,35 T	0,03 MA	высокобета-токамак
HT-7 (Хэфэй Токамак-7)	Закрытие	1991-1994	1995-2013	Хэфэй	Институты Хэфэй физических наук	1,22 м / 0,27 м	2 T	0,2 MA	Первый в Китае сверхпроводящий токамак
Тороидальный эксперимент Пегас	Эксплуатация	?	1996-	Мэдисон	Университет Висконсина-Мэдисона	0,45 м / 0,4 м	0,18 T	0,3 MA	Чрезвычайно низкий аспект коэффициент
NSTX (Национальный эксперимент по сферическому торусу)	Эксплуатация		1999-	Городок Плейнсборо	Принстонская лаборатория физики плазмы	0,85 м / 0,68 м	0,3 T	2 MA	Изучите концепцию сферического токамака
ET (Electric Tokamak)	Recycled → ETPD	1998	1999-2006 гг.	Лос-Анджелес	UCLA	5 м / 1 м	0,25 T	0,045 MA	Самый большой токамак o В свое время
CDX-U (Current Drive Experiment-Upgrade)	Recycled → LTX		2000-2005	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,3 м /? m	0,23 T	0,03 MA	Изучение лития в плазменных стенках
MAST (мегаамперный сферический токамак)	переработанный → MAST-Upgrade	1997-1999	2000-2013	Culham	Culham Center for Fusion Energy	0,85 м / 0,65 м	0,55 T	1,35 MA	Исследовать сферический токамак на предмет слияния
	Переработанный → HL-2M	2000-2002	2002-2018	Чэнду		1,65 м / 0,4 м	2,7 T	0,43 MA	Физика H-режима, подавление ELM	[1]
SST-1 (стабильный сверхпроводящий токамак)	Эксплуатация	2001-	2005-	Гандхинагар	Институт исследований плазмы	1.1 м / 0,2 м	3 T	0,22 MA	Создание удлиненной двойной нулевой диверторной плазмы на 1000 с
EAST (экспериментальный усовершенствованный сверхпроводящий токамак)	Эксплуатация	2000-2005	2006-	Хэфэй	Хэфэйский институт физических наук	1,85 м / 0,43 м	3,5 Тл	0,5 мА	плазма H-режима в течение более 100 с при 50 мк
J-TEXT (Joint TEXT)	Operational	TEXT (Texas EXperimental Tokamak)	2007-	Ухань	Хуачжунский университет науки и технологий	1,05 м / 0,26 м	2,0 T	0,2 MA	Разработка контроля плазмы	[2]
KSTAR (Передовые исследования корейского сверхпроводящего токамака)	Эксплуатация	1998-2007 гг.	2008-	Тэджон		1,8 м / 0,5 м	3,5 T	2 MA	Токамак с полностью сверхпроводящими магнитами
LTX (эксперимент с литиевым токамаком)	Эксплуатационная	2005-2008	2008-	Принстон	Принстонская лаборатория физики плазмы	0,4 ​​м /? m	0,4 ​​T	0,4 ​​MA	Изучение лития в плазменных стенках
QUEST (эксперимент Университета Q-shu со стабильным сферическим токамаком)	Эксплуатация		2008-	Касуга	Университет Кюсю	0,68 м / 0,4 м	0,25 T	0,02 MA	Изучение устойчивой работы сферического токамака
Казахстанский токамак для испытания материалов (KTM)	Эксплуатация	2000-2010 гг.	2010-	Курчатов	Национальный ядерный центр Республики Казахстан	0,86 м / 0,43 м	1 T	0,75 MA	Испытания стены и дивертора
ST25-HTS	Эксплуатация	2012-2015	2015-	Culham	Tokamak Energy Ltd	0,25 м / 0,125 м	0,1 T	0,02 MA	Плазма в стационарном состоянии
WEST (вольфрамовая среда в устойчивом состоянии Tokamak)	Operational	2013-2016	2016-	Cadarache	Département de Recherches sur la Fusion Contrôlée	2,5 м / 0,5 м	3,7 Тл	1 MA	Сверхпроводящий токамак с активным охлаждением
ST40	Эксплуатация	2017-2018	2018-	Didcot	Tokamak Energy Ltd	0,4 ​​м / 0,3 м	3 т	2 MA	Первый сферический токамак с сильным полем
MAST-U (Мега-амперный сферический токамак)	Эксплуатация	2013-2019	2019-	Culham	Culham Center for Fusion Energy	0,85 м / 0,65 м	0,92 T	2 MA	Испытания новой концепции выхлопа для токамака сферической формы
	Эксплуатация	2018-2019	2020-	Лешань		1,78 м / 0,65 м	2,2 T	1,2 MA	Удлиненная плазма с температурой 200M ° C
JT-60SA (Japan Torus-60 super, улучшенный)	В стадии разработки	2013-2020	2020?	Нака	Японский научно-исследовательский институт атомной энергии	2,96 м / 1,18 м	2,25 T	5.5 MA	Оптимизация плазменных конфигураций для ITER и DEMO с помощью fu Все неиндуктивные установившиеся режимы работы
ИТЭР	Строится	2013-2025?	2025?	Кадараш	Совет ИТЭР	6,2 м / 2,0 м	5,3 T	15 MA?	Продемонстрировать осуществимость термоядерного синтеза в масштабе электростанции с термоядерной мощностью 500 МВт
DTT (Дивертор Токамак Испытательный центр)	Запланировано	2022-2025?	2025?	Фраскати	ENEA	2,14 м / 0,70 м	6 T?	5,5 MA?	Сверхпроводящий токамак для изучения выхлопа энергии	[3]
SPARC	Планируется	2021-?	2025?		Commonwealth Fusion Systems и MIT Plasma Science and Fusion Center	1,85 м / 0,57 м	12,2 T	8,7 MA	Компактный высокопольный токамак с катушками ReBCO и планируемой термоядерной мощностью 100 МВт
IGNITOR	Планируется	?	>2024	Troitzk	ENEA	1,32 м / 0,47 м	13 T	11 MA?	Малогабаритный термоядерный реактор с автономной плазмой и 100 МВт планируемой термоядерной мощности
CFETR (China Fusion Engineering Test Reactor)	Запланировано	2020?	2030?		Институт физики плазмы Китайской академии наук	5,7 м?	5 T?	10 MA?	Зазоры между ИТЭР и ДЕМО, планируемая мощность термоядерного синтеза 1000 МВт	[4]
STEP (Сферический токамак для производства энергии )	Запланирован	?	2040?	Калхэм	Калхэмский центр термоядерной энергии	3 м / 2 м?	?	?	Сферический токамак с запланированная электрическая мощность сотен МВт
(корейский демонстрационный термоядерный реактор токамак)	Планируемая	2037?				6,8 м / 2,1 м	7 т	12 MA?	Прототип для разработки коммерческих термоядерных реакторов с термоядерной мощностью около 2200 МВт
DEMO (DEMOnstration Power Station)	Планируется	2031?	2044?	?		9 м / 3 м?	6 T?	20 MA?	Прототип коммерческого термоядерного синтеза реактор

Стелларатор

Название устройства	Статус	Конструкция	Операция	Тип	Местоположение	Организация	Большой / вспомогательный радиус	B-поле	Цель	Изображение
Модель A	Выключение	1952-1953	1953-?	Рисунок-8	Принстон	Принстонская лаборатория физики плазмы	0,3 м / 0,02 м	0,1 T	Первый стелларатор	[5]
Модель B	Выключено	1953-1954	1954-1959	Рисунок 8	Принстон	Принстонская лаборатория физики плазмы	0,3 м / 0,02 m	5 T	Разработка диагностики плазмы
Модель B-1	Выключение		? -1959	Рисунок-8	Принстон	Принстонская лаборатория физики плазмы	0,25 м / 0,02 м	5 T	Получено 1 МК температуры плазмы
Модель B-2	Выключено		1957	Рисунок 8	Принстон	Принстонская лаборатория физики плазмы	0,3 м / 0,02 м	5 T	Температура электронов до 10 МК	[6]
Модель B-3	Отключение	1957	1958-	Рисунок-8	Принстон	Принстонская лаборатория физики плазмы	0,4 ​​м / 0,02 м	4 T	Последнее устройство в виде восьмерки, исследования удержания плазмы с омическим нагревом
Модель B-64	Выключение	1955	1955	Квадрат	Принстон	Принстонская лаборатория физики плазмы	? м / 0,05 м	1,8 T
Модель B-65	Выключение	1957	1957	Racetrack	Принстон	Принстонская лаборатория физики плазмы				[7]
Модель B-66	Выключение	1958	1958 -?	Ипподром	Принстон	Принстонская лаборатория физики плазмы
Вендельштейн 1-А	Выключение		1960	Ипподром	Гархинг	Институт плазмы Макса Планка	0,35 м / 0,02 м	2 T	ℓ = 3
Вендельштейн 1-B	Выключено		1960	Ипподром	Гархинг	Институт плазмы Макса Планка	0,35 м / 0,02 м	2 T	ℓ = 2
Модель C	Вторичная переработка → ST	1957-1962	1962-1969	Ипподром	Princeton	Принстонская лаборатория физики плазмы	1,9 м / 0,07 м	3,5 T	Обнаружены большие потери плазмы из-за диффузии Бома
L-1	Закрытие	1963	1963-1971		Лебедев	Физический институт им. П.Н. Лебедева	0,6 м / 0,05 м	1 T
SIRIUS	Остановка		1964-?		Харьков
ТОР-1	Остановка	1967	1967-1973		Лебедев	Физический институт им. П.Н. Лебедева	0,6 м / 0,05 м	1 T
ТОР-2	Остановка	?	1967-1973		Лебедев	Физический институт им. П.Н. Лебедева	0,63 м / 0,036 м	2,5 T
Wendelstein 2-A	Выключение	1965-1968	1968-1974	Heliotron	Garching	Max- Planck-Institut für Plasmaphysik	0,5 м / 0,05 м	0,6 T	Хорошее удержание плазмы «Мюнхенская тайна»
Wendelstein 2-B	Выключение	? -1970	1971-?	Гелиотрон	Гархинг	Институт плазмы Макса Планка	0,5 м / 0,055 м	1,25 T	Показал аналогичные характеристики с токамаками
L-2	Выключение	?	1975-?		Лебедев	Физический институт им. П.Н. Лебедева	1 м / 0,11 м	2,0 т
WEGA	Вторичная переработка → HIDRA	1972-197 5	1975-2013	Классический стелларатор	Грайфсвальд	Институт плазмы Макса Планка	0,72 м / 0,15 м	1,4 T	Тестовый нагрев нижнего гибрида
Wendelstein 7-A	Выключение	?	1975-1985 гг.	Классический стелларатор	Гархинг	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	2 м / 0,1 м	3,5 T	Первый "чистый" стелларатор без плазменного тока
Heliotron-E	Shut вниз	?	1980-?	Гелиотрон			2,2 м / 0,2 м	1,9 T
Гелиотрон-ДР	Выключение	?	1981-?	Гелиотрон			0,9 м / 0,07 м	0,6 T
([uk ])	Эксплуатационный	?	1982-?	Торсатрон	Харьков	Национальный научный центр, Харьковский физико-технический институт (ННЦ ХФТИ)	1,0 м / 0,12 м	1,3 T	?
Auburn Torsatron (AT)	Выключено	?	1984–1990	Торсатрон	Оберн	Обернский университет	0,58 м / 0,14 м	0,2 T
Wendelstein 7-AS	Завершение работы	198 2-1988	1988-2002	Модульный усовершенствованный стелларатор	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	2 м / 0,13 м	2,6 T	Первый H-режим в стеллараторе в 1992 году
Advanced Toroidal Facility (ATF)	Выключение	1984-1988	1988-?	Торсатрон	Ок-Ридж	Национальная лаборатория Ок-Ридж	2,1 м / 0,27 м	2,0 T	Высокая -бета-операция
Компактная спиральная система (CHS)	Выключение	?	1989-?	Гелиотрон	Toki		1 м / 0,2 м	1,5 T
Compact Auburn Torsatron (CAT)	Выключение	? -1990	1990-2000	Torsatron	Оберн	Обернский университет	0,53 м / 0,11 м	0,1 Тл	Изучение поверхностей магнитного потока
H-1NF	Эксплуатация		1992 -	Гелиак	Канберра	Исследовательская школа физических наук и инженерии, Австралийский национальный университет	1,0 м / 0,19 м	0,5 T
	Эксплуатация	TJ-IU	1994-	Торсатрон	Киль, Штутгарт	Штутгартский университет	0,60 м / 0,10 м	0,5 T	Обучение
TJ-II	Эксплуатация	1991-	1997-	гибкий Heliac	Мадрид	Национальная лаборатория термоядерного синтеза,	1,5 м / 0,28 м	1,2 T	Изучение плазмы в гибкой конфигурации
LHD (большое спиральное устройство)	Эксплуатация	1990-1998	1998-	Гелиотрон	Токи		3,5 м / 0,6 м	3 T	Определить осуществимость стеллараторного термоядерного реактора
HSX (спирально-симметричный эксперимент)	Эксплуатация		1999-	Модульный, квазивирально-симметричный	Мэдисон	Университет Висконсин-Мэдисон	1,2 м / 0,15 м	1 T	исследование переноса плазмы
Гелиотрон J (Гелиотрон J)	Эксплуатация		2000-	Гелиотрон	Киото		1,2 м / 0,1 м	1,5 Т	Исследование спиральное -осевая конфигурация гелиотрона
Columbia Non-нейтральный Torus (CNT)	Operational	?	2004-	Кольцевые замкнутые катушки	Нью-Йорк	Колумбийский университет	0,3 м / 0,1 м	0,2 T	Исследование не нейтральной плазмы
(M )	Эксплуатация	1988-2006 гг.	2006-	Гелиотрон, Торсатрон	Харьков	Национальный научный центр, Харьковский физико-технический институт (ННЦ ХФТИ)	1,7 м / 0,24 м	2.4 T	?
Квазиполоидальный стелларатор (QPS)	Отменено	2001-2007 гг.	-	Модульный	Ок-Ридж	Национальная лаборатория Ок-Ридж	0,9 м / 0,33 м	1,0 T	Исследование стелларатора
NCSX (National Compact Stellarator Experiment)	Отменено	2004-2008 гг.	-	Helias	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	1,4 м / 0,32 м	1,7 T	Стабильность с высоким β
Компактный тороидальный гибрид (CTH)	Оперативный	?	2007? -	Торсатрон	Оберн	Обернский университет	0,75 м / 0,2 м	0,7 T	Гибридный стелларатор / токамак
HIDRA (Гибридное устройство штата Иллинойс для исследований и приложений)	Эксплуатация	2013-2014 (WEGA)	2014-	?	Урбана, Иллинойс		0,72 м / 0,19 м	0,5 T	Стелларатор и Токамак в одном устройстве
UST_2	Эксплуатация	2013	2014-	модульный трехпериодный квазиизодинамический	Мадрид	Карл III Мадридский университет	0,29 м / 0,04 м	0,089 T	Напечатанный на 3D-принтере стелларатор
Wendelstein 7-X	Рабочий	1996-2015	2015-	Гелиас	Грайфсвальд	Институт плазмы Макса Планка	5,5 м / 0,53 м	3 T	Стационарная плазма в полностью оптимизированном стеллараторе
SCR-1 (Стелларатор Коста-Рика)	Эксплуатация	2011-2015 гг.	2016-	Модульное	Cartago	Instituto Tecnológico de Costa Rica	0,14 м / 0,042 м	0,044 T

Магнитное зеркало

• Baseball I / Ba seball II Ливерморская национальная лаборатория Лоуренса, Ливермор, Калифорния
• TMX, TMX-U Ливерморская национальная лаборатория Лоуренса, Ливермор, Калифорния
• MFTF Ливерморская национальная лаборатория, Ливермор, Калифорния.
• Газодинамическая ловушка в Институт ядерной физики им. Будкера, Академгородок, Россия.

Тороидальный Z- pinch

• Maybeatron (1953, США)
• ZETA (Zero Energy Thermonuclear Assembly) (1957, Великобритания)

Пинч с обращенным полем (RFP)

• ETA-BETA II в Падуе, Италия (1979-1989)
• RFX (эксперимент с обратным полем), Consorzio RFX, Падуя, Италия
• MST (Madison Symmetric Torus), Университет Висконсина – Мэдисон, США
• T2R, Королевский технологический институт, Стокгольм, Швеция
• TPE-RX, AIST, Цукуба, Япония
• KTX (Keda Torus eXperiment) в Китае (с 2015 г.)

Spheromak

• Постоянный физический эксперимент на сферомаке

Конфигурация с обратным полем (FRC)

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

Линии открытого поля

Плазменный зажим

• Trisops - 2 направленных тэта-пушки

Левитирующий диполь

• Эксперимент с левитирующим диполем (LDX), MIT / Колумбийский университет, США

Инерционное удержание

с лазерным управлением

Текущие или строящиеся экспериментальные установки

твердотельные лазеры

• National Ignition Facility (NIF ) в LLNL в Калифорнии, США
• Laser Mégajoule из Комиссариата à l'Énergie Atomique в Бордо, Франция (в стадии строительства)
• OMEGA EL Laser в Лаборатории лазерной энергетики, Рочестер, США
• Gekko XII в Институт лазерной техники в Осаке, Япония
• Лазеры ISKRA-4 и ISKRA-5 на Федеральном ядерном центре России r Центр ВНИИЭФ
• , 2 луча 1 кДж / импульс (ИК) Nd: стеклянный лазер в Морских исследовательских лабораториях
• Лазер Vulcan в центральной лазерной лаборатории, Резерфорд Эпплтон Лаборатория, 2,6 кДж / импульс (ИК) лазер на неодимовом стекле
• лазер Trident, в LANL ; Всего 3 балки; 2 пучка по 400 Дж, 100 пс - 1 мкс; 1 луч ~ 100 Дж, 600 фс - 2 нс.

Газовые лазеры

• Лазер NIKE в Морских исследовательских лабораториях, газовый лазер на криптонефториде
• PALS, ранее «Астерикс IV» в Академии наук Чешской Республики, макс. 1 кДж. йодный лазер на выходе на основной длине волны 1,315 мкм

Разобранные экспериментальные установки

Твердотельные лазеры

• 4-пи-лазер, построенные в середине 1960-х в Ливерморской национальной лаборатории Лоуренса
• Лонг лазерный луч, построенный в LLNL в 1972 г.
• Двухлучевой лазер Janus, построенный в LLNL в 1975
• Двухлучевой лазер Cyclops, построенный в LLNL в 1975 году
• Двухлучевой лазер Argus, построенный в LLNL в 1976 году
• 20-лучевой лазер Shiva, построенный в LLNL в 1977 г.
• 24-лучевой лазер OMEGA, завершенный в 1980 г. в университете лаборатории лазерной энергетики в Рочестере
• 10-лучевой лазер Nova (демонтирован) в LLNL. (First shot taken, December 1984 – final shot taken and dismantled in 1999)

Gas lasers

• "Single Beam System" or simply "67" after the building number it was housed in, a 1 kJ carbon dioxide laser at Los Alamos National Laboratory
• , 2 beams, 2.5 kJ carbon dioxide laser at LANL
• , 8 beam, ~10 kJ carbon dioxide laser at LANL — Media at Wikimedia Commons
• at LANL. (40 kJ CO2laser, largest ever built, production of hot electrons in target plasma due to long wavelength of laser resulted in poor laser/plasma energy coupling)
• 96 beam 1.3 kJ total krypton fluoride (KrF) laser at LANL
• few joules/pulse laser at the Central Laser Facility, Rutherford Appleton Laboratory

Z-Pinch

• Z Pulsed Power Facility
• ZEBRA device at the University of Nevada's Nevada Terawatt Facility
• Saturn accelerator at Sandia National Laboratory
• MAGPIE at Imperial College London
• COBRA at Cornell University
• PULSOTRON

• Fusor
• Polywell

• FRX-L
• FRCHX
• General Fusion - under development
• LINUS project