Liste over fusjonseksperimenter - List of fusion experiments

Målkammer for Shiva -laseren , brukt til treghetssperre -fusjonseksperimenter fra 1978 til avvikling i 1981.

Plasmakammer av TFTR , brukt til magnetiske inneslutningsfusjonseksperimenter, som produserte11 MW fusjonskraft i 1994.

Eksperimenter rettet mot å utvikle fusjonskraft utføres alltid med dedikerte maskiner som kan klassifiseres i henhold til prinsippene de bruker for å begrense plasmabrennstoffet og holde det varmt.

Den store skillet er mellom magnetisk innesperring og treghetsinnesperring . I magnetisk innesperring motvirkes tendensen til det varme plasmaet til å ekspandere av Lorentz -kraften mellom strømmer i plasmaet og magnetiske felt produsert av eksterne spoler. Partikkeltettheten har en tendens til å være i området10 ¹⁸ til10 ²²  m ⁻³ og de lineære dimensjonene i området0,1 til 10 m . Partikkel- og energibegrensningstiden kan variere fra under et millisekund til over et sekund, men selve konfigurasjonen opprettholdes ofte gjennom innspill av partikler, energi og strøm i tider som er hundrevis eller tusenvis av ganger lengre. Noen konsepter er i stand til å opprettholde et plasma på ubestemt tid.

I kontrast, med treghetsinnesperring, er det ingenting som motvirker utvidelsen av plasmaet. Innesperringstiden er ganske enkelt den tiden det tar plasmatrykk å overvinne partisitetens treghet , derav navnet. Tettheten har en tendens til å være i området10 ³¹ til10 ³³  m ⁻³ og plasmasradius i området 1 til 100 mikrometer. Disse betingelsene oppnås ved å bestråle en millimeterstørr fast pellet med en nanosekundlaser eller ionepuls. Det ytre laget av pelleten blir ablatert , noe som gir en reaksjonskraft som komprimerer den sentrale 10% av drivstoffet med en faktor på 10 eller 20 til 10 ^3- eller10 ⁴ ganger fast tetthet. Disse mikroplasmaene sprer seg på en tid målt i nanosekunder. For en fusjonskraftreaktor vil en repetisjonshastighet på flere per sekund være nødvendig.

Magnetisk innesperring

Innen feltet eksperimenter med magnetisk innesperring er det en grunnleggende oppdeling mellom toroidale og åpne magnetfelt topologier . Generelt sett er det lettere å inneholde et plasma i retningen vinkelrett på feltet enn parallelt med det. Parallell innesperring kan løses enten ved å bøye feltlinjene tilbake på seg selv i sirkler eller, mer vanlig, toroidale overflater, eller ved å begrense bunten med feltlinjer i begge ender, noe som får noen av partiklene til å reflekteres av speileffekten . Toroidale geometrier kan deles videre i henhold til om maskinen selv har en toroidal geometri, dvs. en solid kjerne gjennom midten av plasmaet. Alternativet er å avstå fra en solid kjerne og stole på strømmer i plasmaet for å produsere det toroidale feltet.

Speilmaskiner har fordeler i en enklere geometri og et bedre potensial for direkte konvertering av partikkelenergi til elektrisitet. De krever generelt høyere magnetfelt enn toroidmaskiner, men det største problemet har vist seg å være innesperring. For god innesperring må det være flere partikler som beveger seg vinkelrett på feltet enn det beveger seg parallelt med feltet. En slik ikke- Maxwellsk hastighetsfordeling er imidlertid svært vanskelig å vedlikeholde og energisk kostbar.

Speilenes fordel med enkel maskingeometri opprettholdes i maskiner som produserer kompakte toroider , men det er potensielle ulemper for stabilitet ved ikke å ha en sentral leder, og det er generelt mindre mulighet for å kontrollere (og dermed optimalisere) den magnetiske geometrien. Kompakte toroidkonsepter er generelt mindre godt utviklet enn for toroidmaskiner. Selv om dette ikke nødvendigvis betyr at de ikke kan fungere bedre enn vanlige konsepter, er usikkerheten involvert mye større.

Noe i en klasse for seg er Z-klemmen , som har sirkulære feltlinjer. Dette var et av de første konseptene som ble prøvd, men det viste seg ikke å være særlig vellykket. Videre var det aldri et overbevisende konsept for å snu den pulserende maskinen som krever elektroder til en praktisk reaktor.

Det tette plasmafokuset er en kontroversiell og "ikke-vanlig" enhet som er avhengig av strømmer i plasmaet for å produsere en toroid. Det er en pulserende enhet som er avhengig av et plasma som ikke er i likevekt og har potensial for direkte konvertering av partikkelenergi til elektrisitet. Eksperimenter pågår for å teste relativt nye teorier for å avgjøre om enheten har en fremtid.

Toroidal maskin

Toroidale maskiner kan være aksialt symmetriske, som tokamak og den omvendte klypen (RFP), eller asymmetriske, som stellaratoren . Den ekstra frihetsgraden som oppnås ved å gi opp toroidal symmetri kan i siste instans være nyttig for å gi bedre innesperring, men kostnaden er kompleksitet i konstruksjon, teori og eksperimentell diagnostikk. Stellaratorer har vanligvis en periodisitet, f.eks. En femdoblet rotasjonssymmetri. RFP, til tross for noen teoretiske fordeler som et lavt magnetfelt ved spolene, har ikke vist seg særlig vellykket.

Tokamak

Enhetsnavn	Status	Konstruksjon	Operasjon	plassering	Organisasjon	Major/Minor Radius	B-feltet	Plasmastrøm	Hensikt	Bilde
T-1 (Tokamak-1)	Skru av	?	1957–1959	Moskva	Kurchatov institutt	0,625 m /0,13 moh	1 T.	0,04 MA	Første tokamak
T-3 (Tokamak-3)	Skru av	?	1962–?	Moskva	Kurchatov institutt	1 m /0,12 m	2,5 T	0,06 MA
ST (symmetrisk Tokamak)	Skru av	Modell C	1970–1974	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	1,09 m /0,13 moh	5,0 T	0,13 MA	Første amerikanske tokamak, konvertert fra Model C -stjerne
ORMAK (Oak Ridge tokaMAK)	Skru av		1971–1976	Oak Ridge	Oak Ridge National Laboratory	0,8 m /0,23 moh	2,5 T	0,34 MA	Først for å oppnå 20 MK plasmatemperatur
ATC (Adiabatic Toroidal Compressor)	Skru av	1971–1972	1972–1976	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,88 m /0,11 moh	2 T.	0,05 MA	Demonstrere kompresjonsplasmaoppvarming
Pulsator	Skru av	1970–1973	1973–1979	Garching	Max Planck Institute for Plasma Physics	0,7 m /0,12 m	2,7 T	0,125 MA	Oppdagelse av operasjoner med høy tetthet med tokamaks
TFR (Tokamak de Fontenay-aux-Roses)	Skru av		1973–1984	Fontenay-aux-Roses	CEA	1 m /0,2 m	6 T	0,49 MA
T-10 (Tokamak-10)	Operasjonelt		1975-	Moskva	Kurchatov institutt	1,50 m /0,37 moh	4 T	0,8 MA	Den største tokamak i sin tid
PLT (Princeton Large Torus)	Skru av		1975–1986	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	1,32 m /0,4 m	4 T	0,7 MA	Først for å oppnå 1 MA plasmastrøm
ISX-B	Skru av	?	1978–?	Oak Ridge	Oak Ridge National Laboratory	0,93 m /0,27 moh	1,8 T	0,2 MA	Superledende spoler, prøv høy beta-drift
T-7 (Tokamak-7)	Resirkulert → HT-7	?	1979–1985	Moskva	Kurchatov institutt	1,2 m /0,31 moh	3 T	0,3 MA	Første tokamak med superledende toroidfeltspoler
ASDEX ( Axially Symmetric Divertor Experiment)	Resirkulert → HL-2A	1973–1980	1980–1990	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	1,65 m /0,4 m	2,8 T	0,5 MA	Oppdagelse av H-modus i 1982
TEKSTOR ( Tokamak -eksperiment for teknologiorientert forskning )	Skru av	1976–1980	1981–2013	Jülich	Forschungszentrum Jülich	1,75 m /0,47 moh	2,8 T	0,8 MA	Studer plasma-vegg-interaksjoner
TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor)	Skru av	1980–1982	1982–1997	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	2,4 m /0,8 m	6 T	3 MA	Forsøkt vitenskapelig break-even, nådde rekordfusjonskraft av 10,7 MW og temperatur på510 MK
JET (Joint European Torus)	Operasjonelt	1978–1983	1983-	Culham	Culham Center for Fusion Energy	2,96 m /0,96 moh	4 T	7 MA	Rekord for fusjon utgangseffekt 16,1 MW
Novillo	Skru av	NOVA-II	1983–2004	Mexico City	Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares	0,23 m /0,06 moh	1 T.	0,01 MA	Studer plasma-vegg-interaksjoner
JT-60 (Japan Torus-60)	Resirkulert → JT-60SA		1985–2010	Naka	Japan Atomic Energy Research Institute	3,4 m /1,0 m	4 T	3 MA	High-beta steady-state drift, høyeste fusjon trippel produkt
DIII-D	Operasjonelt	1986	1986-	San Diego	General Atomics	1,67 m /0,67 moh	2,2 T	3 MA	Tokamak -optimalisering
STOR-M (Saskatchewan Torus-modifisert)	Operasjonelt		1987-	Saskatoon	Plasma Physics Laboratory (Saskatchewan)	0,46 m /0,125 moh	1 T.	0,06 MA	Studer plasmaoppvarming og unormal transport
T-15	Resirkulert → T-15MD	1983–1988	1988–1995	Moskva	Kurchatov institutt	2,43 m /0,7 m	3,6 T	1 MA	Første superledende tokamak
Tore Supra	Resirkulert → VEST		1988–2011	Cadarache	Département de Recherches sur la Fusion Contrôlée	2,25 m /0,7 m	4,5 T	2 MA	Stor superledende tokamak med aktiv kjøling
ADITYA (tokamak)	Operasjonelt		1989-	Gandhinagar	Institutt for plasmaforskning	0,75 m /0,25 moh	1,2 T	0,25 MA
KOMPASS (KOMPAKT MONTERING)	Operasjonelt	1980-	1989-	Praha	Institute of Plasma Physics AS CR	0,56 m /0,23 moh	2.1 T	0,32 MA
FTU ( Frascati Tokamak -oppgradering )	Operasjonelt		1990-	Frascati	ENEA	0,935 m /0,35 moh	8 T	1,6 MA
START (Small Tight Aspect Ratio Tokamak)	Resirkulert → Proto-Sphera		1990–1998	Culham	Culham Center for Fusion Energy	0,3 m /?	0,5 T	0,31 MA	Første sfæriske Tokamak i full størrelse
ASDEX -oppgradering (aksialt symmetrisk divertoreksperiment)	Operasjonelt		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)	Operasjonelt (finansiert av Fusion Startups)	1986-	1991–2016	Cambridge	Massachusetts Institute of Technology	0,68 m /0,22 moh	8 T	2 MA	Registrer plasmatrykk 2,05 bar
ISTTOK (Instituto Superior Técnico TOKamak)	Operasjonelt		1992-	Lisboa	Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear	0,46 m /0,085 moh	2,8 T	0,01 MA
TCV ( Tokamak à Configuration Variable )	Operasjonelt		1992-	Lausanne	École Polytechnique Fédérale de Lausanne	0,88 m /0,25 moh	1,43 T	1.2 MA	Inneslutningsstudier
HBT-EP (High Beta Tokamak-Extended Pulse)	Operasjonelt		1993-	New York City	Columbia University Plasma Physics Laboratory	0,92 m /0,15 m	0,35 T	0,03 MA	High-Beta tokamak
HT-7 (Hefei Tokamak-7)	Skru av	1991–1994	1995–2013	Hefei	Hefei Institutes of Physical Science	1,22 m /0,27 moh	2 T.	0,2 MA	Kinas første superledende tokamak
Pegasus Toroidal Experiment	Operasjonelt	?	1996-	Madison	University of Wisconsin - Madison	0,45 m /0,4 m	0,18 T	0,3 MA	Ekstremt lavt sideforhold
NSTX (National Spherical Torus Experiment)	Operasjonelt		1999-	Plainsboro Township	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,85 m /0,68 moh	0,3 T	2 MA	Studer det sfæriske tokamak -konseptet
ET (elektrisk Tokamak)	Resirkulert → ETPD	1998	1999–2006	Los Angeles	UCLA	5 m /1 m	0,25 T	0,045 MA	Den største tokamak i sin tid
CDX-U (nåværende diskeksperimentoppgradering)	Resirkulert → LTX		2000–2005	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,3 m /?	0,23 T	0,03 MA	Studer litium i plasmaveggene
MAST (Mega-Ampere Sfærisk Tokamak)	Resirkulert → MAST-oppgradering	1997–1999	2000–2013	Culham	Culham Center for Fusion Energy	0,85 m /0,65 moh	0,55 T	1,35 MA	Undersøk sfærisk tokamak for fusjon
HL-2A (Huan-Liuqi-2A)	Operasjonelt	2000–2002	2002–2018	Chengdu	Southwestern Institute of Physics	1,65 m /0,4 m	2,7 T	0,43 MA	H-modus fysikk, ELM-demping	[1]
SST-1 (Steady State Superconducting Tokamak)	Operasjonelt	2001-	2005-	Gandhinagar	Institutt for plasmaforskning	1,1 m /0,2 m	3 T	0,22 MA	Produsere en 1000 s langstrakt dobbelt null -avledningsplasma
ØST (eksperimentell avansert superledende tokamak)	Operasjonelt	2000–2005	2006-	Hefei	Hefei Institutes of Physical Science	1,85 m /0,43 moh	3,5 T	0,5 MA	Overopphetet plasma for over 101 s kl120 M ° C og20 s kl160 M ° C
J-TEKST (Felles TEKST)	Operasjonelt	TEKST (Texas EXperimental Tokamak)	2007-	Wuhan	Huazhong universitet for vitenskap og teknologi	1,05 m /0,26 moh	2,0 T	0,2 MA	Utvikle plasmakontroll	[2]
KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research)	Operasjonelt	1998–2007	2008-	Daejeon	National Fusion Research Institute	1,8 m /0,5 m	3,5 T	2 MA	Tokamak med helt superledende magneter, 20 s -lang drift kl100 MK
LTX (Litium Tokamak -eksperiment)	Operasjonelt	2005–2008	2008-	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,4 m /?	0,4 T	0,4 MA	Studer litium i plasmaveggene
QUEST (Q-shu University Experiment with Steady-State Spherical Tokamak)	Operasjonelt		2008-	Kasuga	Kyushu universitet	0,68 m /0,4 m	0,25 T	0,02 MA	Studer steady state -drift av en sfærisk Tokamak
Kasakhstan Tokamak for materialtesting (KTM)	Operasjonelt	2000–2010	2010-	Kurchatov	National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan	0,86 m /0,43 moh	1 T.	0,75 MA	Test av vegg og avledning
ST25-HTS	Operasjonelt	2012–2015	2015-	Culham	Tokamak Energy Ltd.	0,25 m /0,125 moh	0,1 T	0,02 MA	Steady state plasma
WEST (Tungsten Environment in Steady-state Tokamak)	Operasjonelt	2013–2016	2016-	Cadarache	Département de Recherches sur la Fusion Contrôlée	2,5 m /0,5 m	3,7 T	1 MA	Superledende tokamak med aktiv kjøling
ST40	Operasjonelt	2017–2018	2018-	Didcot	Tokamak Energy Ltd.	0,4 m /0,3 m	3 T	2 MA	Første high field sfærisk tokamak
MAST-U (Mega-Ampere Sfærisk Tokamak-oppgradering)	Operasjonelt	2013–2019	2020-	Culham	Culham Center for Fusion Energy	0,85 m /0,65 moh	0,92 T	2 MA	Test nye eksoskonsepter for en sfærisk tokamak
HL-2M (Huan-Liuqi-2M)	Operasjonelt	2018–2019	2020-	Leshan	Southwestern Institute of Physics	1,78 m /0,65 moh	2,2 T	1.2 MA	Langstrakt plasma med 200 MK
JT-60SA (Japan Torus-60 super, avansert)	Operasjonelt	2013–2020	2021–	Naka	Japan Atomic Energy Research Institute	2,96 m /1,18 moh	2,25 T	5,5 MA	Optimaliser plasmakonfigurasjoner for ITER og DEMO med full ikke-induktiv steady-state drift
T-15MD	Operasjonelt	2010–2020	2021-	Moskva	Kurchatov institutt	1,48 m /0,67 moh	2 T.	2 MA	Hybrid fusjon/fisjon reaktor
ITER	Under konstruksjon	2013–2025?	2025?	Cadarache	ITER -rådet	6,2 m /2,0 m	5.3 T	15 MA  ?	Demonstrere muligheten for fusjon i kraftverksskala med 500 MW fusjonskraft
DTT (Divertor Tokamak testanlegg)	Planlagt	2022–2025?	2025?	Frascati	ENEA	2,14 m /0,70 moh	6 T  ?	5,5 MA  ?	Superledende tokamak for å studere kraftutslipp	[3]
SPARC	Planlagt	2021–?	2025?	Devens	Commonwealth Fusion Systems og MIT Plasma Science and Fusion Center	1,85 m /0,57 moh	12,2 T	8,7 MA	Kompakt, høyfelt tokamak med ReBCO- spoler og100 MW planlagt fusjonskraft
IGNITOR	Planlagt	?	> 2024	Troitzk	ENEA	1,32 m /0,47 moh	13 T	11 MA  ?	Kompakt fusjonsreaktor med selvbærende plasma og 100 MW planlagt fusjonskraft
SST-2 (Steady State Tokamak-2)	Planlagt		2027?	Gujarat	Institutt for plasmaforskning	4,42 m /1,47 moh	5,42 T	11.2 MA	Fullverdig fusjonsreaktor med tritiumavl og opptil 500 MW effekt
CFETR (China Fusion Engineering Test Reactor)	Planlagt	2020?	2030?		Institute of Plasma Physics, Chinese Academy of Sciences	5,7 m /1,6 m  ?	5 T  ?	10 MA  ?	Bro mellom ITER og DEMO, planlagt fusjonskraft 1000 MW	[4]
ST-F1	Planlagt	2027?		Didcot	Tokamak Energy Ltd.	?	4 T	5 MA	Sfærisk tokamak med Q = 3 og hundrevis av MW planlagt elektrisk effekt
TRINN ( Sfærisk Tokamak for energiproduksjon )	Planlagt	2032?	2040?	Culham	Culham Center for Fusion Energy	3 m /2 m  ?	?	?	Sfærisk tokamak med hundrevis av MW planlagt elektrisk effekt
K-DEMO (koreansk fusion demonstrasjon tokamak reaktor)	Planlagt	2037?			National Fusion Research Institute	6,8 m /2,1 m	7 T	12 MA  ?	Prototype for utvikling av kommersielle fusjonsreaktorer med rundt 2200 MW fusjonskraft
DEMO (DEMOnstration Power Station)	Planlagt	2031?	2044?	?		9 m /3 m  ?	6 T  ?	20 MA  ?	Prototype for en kommersiell fusjonsreaktor

Stellarator

Enhetsnavn	Status	Konstruksjon	Operasjon	Type	plassering	Organisasjon	Major/Minor Radius	B-feltet	Hensikt	Bilde
Modell A.	Skru av	1952–1953	1953–?	Figur 8	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,3 m /0,02 m	0,1 T	Første stjerne	[5]
Modell B	Skru av	1953–1954	1954–1959	Figur 8	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,3 m /0,02 m	5 T	Utvikling av plasmadiagnostikk
Modell B-1	Skru av		? -1959	Figur 8	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,25 m /0,02 m	5 T	Gav seg 1 MK plasmatemperatur
Modell B-2	Skru av		1957	Figur 8	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,3 m /0,02 m	5 T	Elektron temperaturer opp til 10 MK	[6]
Modell B-3	Skru av	1957	1958-	Figur 8	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	0,4 m /0,02 m	4 T	Siste figur-8-enhet, innesperringsstudier av ohmisk oppvarmet plasma
Modell B-64	Skru av	1955	1955	Torget	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	? m/0,05 m	1,8 T
Modell B-65	Skru av	1957	1957	Racetrack	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory				[7]
Modell B-66	Skru av	1958	1958–?	Racetrack	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory
Wendelstein 1-A	Skru av		1960	Racetrack	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	0,35 m /0,02 m	2 T.	ℓ = 3
Wendelstein 1-B	Skru av		1960	Racetrack	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	0,35 m /0,02 m	2 T.	ℓ = 2
Modell C	Resirkulert → ST	1957–1962	1962–1969	Racetrack	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	1,9 m /0,07 moh	3,5 T	Fant store plasmatap ved Bohm -diffusjon
L-1	Skru av	1963	1963–1971		Lebedev	Lebedev fysiske institutt	0,6 m /0,05 m	1 T.
SIRIUS	Skru av		1964–?	Racetrack	Kharkiv
TOR-1	Skru av	1967	1967–1973		Lebedev	Lebedev fysiske institutt	0,6 m /0,05 m	1 T.
TOR-2	Skru av	?	1967–1973		Lebedev	Lebedev fysiske institutt	0,63 m /0,036 moh	2,5 T
Uragan-1	Skru av	?	1967–?	Racetrack	Kharkiv	National Science Center, Kharkiv Institute of Physics and Technology (NSC KIPT)	1,1 m /0,1 m	1 T.	?
Wendelstein 2-A	Skru av	1965–1968	1968–1974	Heliotron	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	0,5 m /0,05 m	0,6 T	God plasmainnesperring “München -mysteriet”
Wendelstein 2-B	Skru av	? -1970	1971–?	Heliotron	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	0,5 m /0,055 moh	1,25 T	Demonstrert lignende ytelse som tokamaks
L-2	Skru av	?	1975–?		Lebedev	Lebedev fysiske institutt	1 m /0,11 moh	2,0 T
WEGA (Wendelstein -eksperimentet i Greifswald für die Ausbildung)	Resirkulert → HIDRA	1972–1975	1975–2013	Klassisk stjerne	Greifswald	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	0,72 m /0,15 m	1,4 T	Test lavere hybridoppvarming
Wendelstein 7-A	Skru av	?	1975–1985	Klassisk stjerne	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	2 m /0,1 m	3,5 T	Første "rene" stellarator uten plasmastrøm
Heliotron-E	Skru av	?	1980–?	Heliotron			2,2 m /0,2 m	1.9 T
Heliotron-DR	Skru av	?	1981–?	Heliotron			0,9 m /0,07 moh	0,6 T
Uragan-3 ( M  [ uk ] )	Operasjonelt	?	1982–?	Torsatron	Kharkiv	National Science Center, Kharkiv Institute of Physics and Technology (NSC KIPT)	1,0 m /0,12 m	1,3 T	?
Auburn Torsatron (AT)	Skru av	?	1984–1990	Torsatron	Rødbrun	Auburn University	0,58 m /0,14 m	0,2 T
Wendelstein 7-AS	Skru av	1982–1988	1988–2002	Modulær, avansert stellarator	Garching	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	2 m /0,13 moh	2,6 T	Første H-modus i en stjerne i 1992
Advanced Toroidal Facility (ATF)	Skru av	1984–1988	1988–?	Torsatron	Oak Ridge	Oak Ridge National Laboratory	2,1 m /0,27 moh	2,0 T	Høy beta-operasjon
Compact Helical System (CHS)	Skru av	?	1989–?	Heliotron	Toki	Nasjonalt institutt for fusjonsvitenskap	1 m /0,2 m	1,5 T
Kompakt Auburn Torsatron (CAT)	Skru av	? -1990	1990–2000	Torsatron	Rødbrun	Auburn University	0,53 m /0,11 moh	0,1 T	Studer magnetiske flussoverflater
H-1 (Heliac-1)	Operasjonelt		1992-	Heliac	Canberra	Research School of Physical Sciences and Engineering , Australian National University	1,0 m /0,19 moh	0,5 T
TJ-K (Tokamak de la Junta Kiel)	Operasjonelt	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)	Operasjonelt	1991-	1997-	fleksibel Heliac	Madrid	National Fusion Laboratory, Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas	1,5 m /0,28 moh	1,2 T	Studer plasma i fleksibel konfigurasjon
LHD (stor spiralformet enhet)	Operasjonelt	1990–1998	1998-	Heliotron	Toki	Nasjonalt institutt for fusjonsvitenskap	3,5 m /0,6 m	3 T	Bestem gjennomførbarheten av en stellaratorfusjonsreaktor
HSX (helisk symmetrisk eksperiment)	Operasjonelt		1999-	Modulær, kvasi-helisk symmetrisk	Madison	University of Wisconsin - Madison	1,2 m /0,15 m	1 T.	Undersøk plasmatransport
Heliotron J (Heliotron J)	Operasjonelt		2000-	Heliotron	Kyoto	Institutt for avansert energi	1,2 m /0,1 m	1,5 T	Studer helix-aksen heliotron konfigurasjon
Columbia Ikke-nøytral Torus (CNT)	Operasjonelt	?	2004-	Sirkulære sammenlåste spoler	New York City	Columbia University	0,3 m /0,1 m	0,2 T	Studie av ikke-nøytrale plasmaer
Uragan-2 ( M )	Operasjonelt	1988–2006	2006-	Heliotron, Torsatron	Kharkiv	National Science Center, Kharkiv Institute of Physics and Technology (NSC KIPT)	1,7 m /0,24 moh	2,4 T	?
Kvasipoloidal stellarator (QPS)	avbrutt	2001–2007	-	Modulær	Oak Ridge	Oak Ridge National Laboratory	0,9 m /0,33 moh	1,0 T	Stellarator forskning
NCSX (National Compact Stellarator Experiment)	avbrutt	2004–2008	-	Helias	Princeton	Princeton Plasma Physics Laboratory	1,4 m /0,32 moh	1,7 T	Høy β-stabilitet
Kompakt toroidal hybrid (CTH)	Operasjonelt	?	2007?-	Torsatron	Rødbrun	Auburn University	0,75 m /0,2 m	0,7 T	Hybrid stellarator/tokamak
HIDRA (Hybrid Illinois Device for Research and Applications)	Operasjonelt	2013–2014 (WEGA)	2014-	?	Urbana , IL	University of Illinois	0,72 m /0,19 moh	0,5 T	Stellarator og tokamak i en enhet
UST_2	Operasjonelt	2013	2014-	modulær tre-periode kvasi-isodynamisk	Madrid	Charles III -universitetet i Madrid	0,29 m /0,04 m	0,089 T	3D-trykt stjerne
Wendelstein 7-X	Operasjonelt	1996–2015	2015-	Helias	Greifswald	Max-Planck-Institut für Plasmaphysik	5,5 m /0,53 m	3 T	Steady-state plasma i fullt optimalisert stellarator
SCR-1 (Stellarator of Costa Rica)	Operasjonelt	2011–2015	2016-	Modulær	Cartago	Costa Rica Institute of Technology	0,14 m /0,042 moh	0,044 T
CFQS (Chinese First Quasi-Axisymmetric Stellarator)	Under konstruksjon	2017 -		Helias	Chengdu	Southwest Jiaotong University, National Institute for Fusion Science i Japan	1 m /0,25 moh	1 T.	m = 2 kvasi-aksesymmetrisk stellarator, modulær

Magnetisk speil

• Bordplate/Toytop, Lawrence Livermore National Laboratory , Livermore CA.
• DCX/DCX-2, Oak Ridge National Laboratory
• ORGA, Akademgorodok, Russland.
• 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 ved Budker Institute of Nuclear Physics , Akademgorodok, Russland.

Toroidal Z-klemme

• Maybeatron (1953, USA)
• ZETA (Zero Energy Thermonuclear Assembly) (1957, Storbritannia)

Omvendt feltklemme (RFP)

• ETA-BETA II i Padua, Italia (1979–1989)
• RFX (Reversed-Field eXperiment), Consorzio RFX, Padova, Italia
• MST (Madison Symmetric Torus), University of Wisconsin - Madison , USA
• T2R, Royal Institute of Technology , Stockholm, Sverige
• TPE-RX, AIST , Tsukuba, Japan
• KTX (Keda Torus eXperiment) i Kina (siden 2015)

Spheromak

• Opprettholdt Spheromak Physics Experiment

Field-Reversed Configuration (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

Åpne feltlinjer

Plasmaklype

• Trisops -2 vendte teta- klypepistoler

Levitert dipol

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

Inertial innesperring

Laserdrevet

Nåværende eller under bygging eksperimentelle anlegg

Solid state lasere

• National Ignition Facility ( NIF ) ved LLNL i California, USA
• Laser Mégajoule fra Commissariat à l'Énergie Atomique i Bordeaux, Frankrike (under bygging)
• OMEGA EL Laser ved Laboratory for Laser Energetics , Rochester, USA
• Gekko XII ved Institute for Laser Engineering i Osaka, Japan
• ISKRA-4 og ISKRA-5 lasere ved Russian Federal Nuclear Center VNIIEF
• Pharos laser , 2 stråler 1 kJ/puls (IR) Nd: Glasslaser ved Naval Research Laboratories
• Vulcan laser ved det sentrale laseranlegget, Rutherford Appleton Laboratory , 2,6 kJ/puls (IR) Nd: glasslaser
• Trident laser , på LANL ; 3 bjelker totalt; 2 x 400 J bjelker, 100 ps - 1 us; 1 stråle ~ 100 J, 600 fs - 2 ns.

Gasslasere

• NIKE -laser ved Naval Research Laboratories , Krypton Fluoride gaslaser
• PALS , tidligere "Asterix IV", ved Vitenskapsakademiet i Tsjekkia, maks 1 kJ. utgang jodlaser ved 1,315 mikrometer grunnleggende bølgelengde

Demonterte eksperimentelle anlegg

Solid state lasere

• 4 pi laser bygget på midten av 1960 -tallet ved Lawrence Livermore National Laboratory
• Lang sti laser bygget ved LLNL i 1972
• Janus -laseren med to stråler bygget på LLNL i 1975
• Cyclops -laser med to stråler bygget på LLNL i 1975
• De to bjelke Argus laserinne ved LLNL i 1976
• Shiva -laseren med 20 stråler bygget på LLNL i 1977
• 24 stråle OMEGA -laser ferdigstilt i 1980 ved University of Rochesters Laboratory for Laser Energetics
• 10 -stråles Nova -laser ( demontert ) på LLNL . (Første skudd tatt, desember 1984 - siste skudd tatt og demontert i 1999)

Gasslasere

• "Single Beam System" eller ganske enkelt "67" etter bygningsnummeret det ble plassert i, en 1 kJ karbondioksidlaser ved Los Alamos National Laboratory
• Tvillinglaser , 2 stråler, 2,5 kJ karbondioksidlaser på LANL
• Helios laser , 8 stråler, ~ 10 kJ karbondioksid laser ved LANL - Media på Wikimedia Commons
• Antares laser på LANL . (40 kJ CO ₂ laser, største noensinne bygget, produksjon av varme elektroner i målplasma på grunn av laserens lange bølgelengde resulterte i dårlig laser/plasma energikobling)
• Aurora laser 96 stråle 1,3 kJ total krypton fluor (KrF) laser på LANL
• Sprite laser få joule/pulslaser ved Central Laser Facility, Rutherford Appleton Laboratory

Z-klype

• Z Pulserende kraftanlegg
• ZEBRA -enhet ved University of Nevadas Nevada Terawatt -anlegg
• Saturnakselerator ved Sandia National Laboratory
• MAGPIE ved Imperial College London
• COBRA ved Cornell University
• PULSOTRON

Inertial elektrostatisk innesperring

• Fusor
• Polywell

Magnetisert målfusjon

• FRX-L
• FRCHX
• General Fusion - under utvikling
• LINUS prosjekt

Referanser