핵융합 실험 목록

List of fusion experiments
1978년부터 1981년 해체될 때까지 관성구속융합실험에 사용된 시바레이저의 타깃 챔버
TFTR의 플라즈마 챔버로, 1994년 11MW의 핵융합 전력을 생산한 자기구속 핵융합 실험에 사용

핵융합 동력 개발을 위한 실험은 플라즈마 연료를 제한하고 열을 유지하기 위해 사용하는 원리에 따라 분류할 수 있는 전용 기계로 수행됩니다.

주요 구분은 자기 구속과 관성 구속이다.자기구속에서는 플라즈마 내의 전류와 외부코일에 의해 발생하는 자기장 사이의 로렌츠력에 의해 열 플라즈마의 팽창경향이 상쇄된다.입자 밀도는 10~10m22−3, 선형 치수는 0.1~10m 범위에18 있는 경향이 있다.입자 및 에너지 제한 시간은 1밀리초 미만에서 1초 이상까지 다양할 수 있지만, 대부분의 경우 구성 자체는 입자, 에너지 및 전류의 입력을 통해 수백 또는 수천 배 더 긴 시간 동안 유지됩니다.어떤 개념들은 플라즈마를 무기한 유지할 수 있다.

반면 관성 구속은 플라즈마의 팽창을 상쇄할 수 있는 것이 없다.가두는 시간은 단순히 입자의 관성을 극복하기 위해 플라즈마 압력이 걸리는 시간이며, 따라서 그 이름은 다음과 같습니다.밀도는 10~10m33−3, 플라즈마 반지름은 1~100마이크로미터의 범위에 있는31 경향이 있습니다.이러한 조건은 밀리미터 크기의 고체 펠릿에 나노초 레이저 또는 이온 펄스를 조사함으로써 얻을 수 있습니다.펠릿의 외부 층은 감압되어 연료의 중앙 10%를 10배, 20배3, 10배4 또는 10배의 고체 밀도로 압축하는 반력을 제공합니다.이러한 미세 플라즈마는 나노초 단위로 측정된 시간에 분산됩니다.핵융합 발전소의 경우 초당 수회의 반복률이 필요하다.

자기 구속

자기 제한 실험 분야에서는 트로이덜 토폴로지와 개방 자기장 토폴로지가 기본적으로 구분됩니다.일반적으로 플라즈마를 장과 평행한 것보다 장과 수직인 방향으로 담는 것이 더 쉽다.평행 구속은 필드 라인을 원 모양으로 다시 구부리거나, 보다 일반적으로 트로이덜 표면에 있는 필드 라인 다발을 수축시킴으로써 해결할 수 있으며, 이는 입자의 일부를 미러 효과에 의해 반사되도록 합니다.트로이덜 형상은 기계 자체에 트로이덜 형상이 있는지 여부에 따라 더 세분될 수 있습니다. 즉, 플라즈마 중심을 통과하는 고체 코어가 있는지 여부입니다.다른 방법은 고체 코어를 사용하지 않고 플라즈마 내의 전류에 의존하여 트로이덜 필드를 생성하는 것입니다.

미러 기계는 간단한 기하학적 구조와 입자 에너지를 전기로 직접 변환할 수 있는 더 나은 잠재력을 가지고 있습니다.일반적으로 트로이덜 기계보다 높은 자기장을 필요로 하지만, 가장 큰 문제는 구속으로 판명되었습니다.적절한 구속을 위해서는 필드에 평행하게 움직이는 입자의 수보다 필드에 수직으로 이동하는 입자가 더 많아야 합니다.그러나 이러한 비맥스웰 속도 분포는 유지하기가 매우 어렵고 에너지적으로 비용이 많이 든다.

미러의 단순한 기계 형상의 장점은 콤팩트한 토로이드를 생성하는 기계에서 유지되지만, 중심 도체가 없는 안정성에는 잠재적 단점이 있으며 일반적으로 자기 형상을 제어(따라서 최적화)할 가능성이 적다.콤팩트 트로이드 개념은 일반적으로 트로이덜 기계에 비해 잘 개발되지 않았습니다.이것이 반드시 주류 개념보다 더 잘 작동할 수 없다는 것을 의미하지는 않지만, 관련된 불확실성은 훨씬 더 크다.

클래스 자체로는 원형 필드 라인이 있는 Z 핀치가 있습니다.이것은 최초로 시도된 개념 중 하나였지만, 그다지 성공적이지 못했다.게다가 전극을 필요로 하는 펄스 기계를 실용적인 원자로로 바꾸는 데 있어 설득력 있는 개념은 없었다.

고밀도 플라즈마 포커스는 논란이 많은 "비주류" 장치로, 트로이드를 생성하기 위해 플라즈마 내의 전류에 의존합니다.평형 상태가 아닌 플라즈마에 의존하는 펄스 소자로 입자 에너지가 전기로 직접 전환될 가능성이 있습니다.이 장치에 미래가 있는지 여부를 판단하기 위해 비교적 새로운 이론을 테스트하기 위한 실험이 진행 중이다.

트로이덜 기계

트로이덜 기계는 토카막처럼 축대칭이거나 반전장 핀치(RFP)처럼 비대칭일 수 있습니다.트로이덜 대칭을 포기함으로써 얻을 수 있는 추가적인 자유도는 궁극적으로 더 나은 구속을 만드는 데 사용될 수 있지만, 그 비용은 공학, 이론 및 실험 진단의 복잡성입니다.항성계는 일반적으로 주기성을 가지고 있다. 예를 들어 5배의 회전 대칭이다.RFP는 코일의 자기장이 낮다는 등의 이론적인 이점에도 불구하고 그다지 성공적이지 않았습니다.

토카막[1]

디바이스명 상황 건설 작동 위치 조직 장반경/소반경 B필드 플라즈마 전류 목적 이미지
T-1(도카막-1) 셧다운 ? 1957–1959 Soviet Union 모스크바 쿠르차토프 연구소 0.625 m/0.13 m 1 T 0.04 MA 제1토카막 T-1
T-3(도카막-3) 셧다운 ? 1962–? Soviet Union 모스크바 쿠르차토프 연구소 1 m/0.12 m 2.5 T 0.06 MA
ST(대칭 Tokamak) 셧다운 모델 C 1970–1974 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 1.09 m/0.13 m 5.0 T 0.13 MA 모델 C 스타레이터에서 개조된 최초의 미국 토카막
ORMAK(Oak Ridge tokaMAK) 셧다운 1971–1976 United States 오크리지 오크리지 국립연구소 0.8 m/0.23 m 2.5 T 0.34 MA 플라즈마 온도 20 MK 최초 달성 ORMAK plasma vessel
ATC(단열 트로이덜 압축기) 셧다운 1971–1972 1972–1976 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 0.88 m/0.11 m 2 T 0.05 MA 압축 플라즈마 가열 시연 Schematic of ATC
맥동자[2] 셧다운 1970–1973 1973–1979 Germany 가르칭 막스 플랑크 플라즈마 물리학 연구소 0.7 m/0.12 m 2.7 T 0.125 MA Tokamaks를 사용한 고밀도 작업 발견
TFR(Tokamak de Pontenay-aux-Roses) 셧다운 1973–1984 France 퐁테뉴로즈 CEA 1 m/0.2 m 6 T 0.49 MA
T-10(도카막-10) 동작중 1975- Soviet Union 모스크바 쿠르차토프 연구소 1.50m/0.37m 4 T 0.8 MA 당대 최대의 토카막 Model of the T-10
Princeton Large Torus(PLT) 셧다운 1975–1986 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 1.32m/0.4m 4 T 0.7 MA 최초로 1 MA 플라즈마 전류 달성 Construction of the Princeton Large Torus
마이크로토어[3] 셧다운 ? 1976–1983? United States 로스앤젤레스 UCLA 0.3 m/0.1 m 2.5 T 0.12 MA 플라즈마 불순물 관리 및 진단 개발
마크로터[3] 셧다운 ? 1970~80년대 United States 로스앤젤레스 UCLA 0.9 m/0.4 m 0.4 T 0.1 MA 반경 전류에 의해 구동되는 플라즈마 회전 이해
ISX-B 셧다운 ? 1978–? United States 오크리지 오크리지 국립연구소 0.93m/0.27m 1.8 T 0.2 MA 초전도 코일, 고베타 작동 시도
T-7(도카막-7) 재활용 →HT-7[4] ? 1979–1985 Soviet Union 모스크바 쿠르차토프 연구소 1.2 m/0.31 m 3 T 0.3 MA 초전도 트로이덜 계자 코일을 사용한 최초의 토카막
ASDEX(축대칭 다이버터 실험)[5] 재활용 → HL-2A 1973–1980 1980–1990 Germany 가르칭 Max-Planck-Institut für 플라스마피식 1.65 m/0.4 m 2.8 T 0.5 MA 1982년 H-모드 발견
TEXTOR(기술지향적 [6][7]연구를 위한 도카막 실험) 셧다운 1976–1980 1981–2013 Germany 율리히 포르슝첸트룸 율리히 1.75 m/0.47 m 2.8 T 0.8 MA 혈장-벽 상호 작용 연구
TFTR(도카막 핵융합 시험로)[8] 셧다운 1980–1982 1982–1997 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 2.4 m/0.8 m 6 T 3 MA 과학적 손익분기점을 시도하여 10.7 MW의 기록적인 핵융합 출력과 510 MK의 온도에 도달했습니다. TFTR plasma vessel
JET(유럽 조인트 토러스)[9] 동작중 1978–1983 1983- United Kingdom 쿠람 컬럼 핵융합 에너지 센터 2.96 m/0.96 m 4 T 7 MA 퓨전 출력 전력 기록 16.1 MW JET in 1991
노빌로[10][11] 셧다운 노바II 1983–2004 Mexico 멕시코시티 국립핵연구소 0.23m/0.06m 1 T 0.01 MA 혈장-벽 상호 작용 연구
JT-60(일본 Torus-60)[12] 재활용 →CJ-60SA 1985–2010 Japan 나카 일본 원자력 연구소 3.4 m/1.0 m 4 T 3 MA 고베타 정상 작동, 최고 융합 트리플 제품
CCT(연속 전류 토카막) 셧다운 ? 1986–199? United States 로스앤젤레스 UCLA 1.5 m/0.4 m 0.2 T 0.05 MA H 모드 연구
DII-D[13] 동작중 1986년[14] 1986- United States 샌디에이고 일반 아토믹스 1.67 m/0.67 m 2.2 T 3 MA Tokamak 최적화 DIII-D vacuum vessel
STOR-M(새스캐처원 Torus-수정)[15] 동작중 1987- Canada 사스카툰 플라즈마 물리학 연구소 (사스캐처원) 0.46 m/0.125 m 1 T 0.06 MA 플라즈마 가열 및 이상 수송 연구
T-15 재활용 → T-15MD 1983–1988 1988–1995 Soviet Union 모스크바 쿠르차토프 연구소 2.43 m/0.7 m 3.6 T 1 MA 최초의 초전도 토카막 T-15 on a stamp
찢어진 수프라[16] 재활용 → WEST 1988–2011 France 카다라슈 Départment de Recherches sur la Fusion Controlée 2.25m/0.7m 4.5 T 2 MA 능동 냉각 기능이 있는 대형 초전도 토카막
아디타(토카막) 동작중 1989- India 간디나가르 플라즈마 연구소 0.75 m/0.25 m 1.2 T 0.25 MA
나침반(컴팩트 어셈블리)[17][18] 동작중 1980- 1989- Czech Republic 프라하 플라즈마 물리학 연구소 AS CR 0.56m/0.23m 2.1 T 0.32 MA COMPASS plasma chamber
FTU(Frascati Tokamak 업그레이드) 동작중 1990- Italy 프라스카티 ENEA 0.935 m/0.35 m 8 T 1.6 MA
START(스몰 타이트 애스펙트비 Tokamak)[19] 재활용→스페라 1990–1998 United Kingdom 쿠람 컬럼 핵융합 에너지 센터 0.3m/? 0.5 T 0.31 MA 최초의 실물 크기의 토카막
ASDEX 업그레이드(축대칭 다이버터 실험) 동작중 1991- Germany 가르칭 Max-Planck-Institut für 플라스마피식 1.65 m/0.5 m 2.6 T 1.4 MA ASDEX Upgrade plasma vessel segment
알카토르 C-Mod (Alto Campo Toro)[20] 운영(Fusion Startups 자금 지원) 1986- 1991–2016 United States 케임브리지 매사추세츠 공과대학 0.68 m/0.22 m 8 T 2 MA 혈장 압력 2.05bar를 기록합니다. Alcator C-Mod plasma vessel
ISTTOK(Instituto Superior Técnico TOKamak)[21] 동작중 1992- Portugal 리스본 후상 원자력 연구소 0.46 m/0.085 m 2.8 T 0.01 MA
TCV(Tokamak config 설정 변수)[22] 동작중 1992- Switzerland 로잔 에콜 폴리테크니크 페데랄 드 로잔 0.88 m/0.25 m 1.43 T 1.2 MA 감금 연구 TCV plasma vessel
HBT-EP(고베타 Tokamak 확장 펄스) 동작중 1993- United States 뉴욕 시 컬럼비아 대학교 플라즈마 물리학 연구소 0.92 m/0.15 m 0.35 T 0.03 MA 고베타토카막 HBT-EP sketch
HT-7(헤페이 토카막-7) 셧다운 1991–1994 1995–2013 China 헤페이 허페이 자연과학원 1.22m/0.27m 2 T 0.2 MA 중국 최초의 초전도 토카막
페가수스 트로이덜 실험[23] 동작중 ? 1996- United States 매디슨 위스콘신 대학교 매디슨 0.45 m/0.4 m 0.18 T 0.3 MA 극히 낮은 애스펙트비 Pegasus Toroidal Experiment
NSTX(전국 구상 토러스 [24]실험) 동작중 1999- United States 플레인즈보로 타운십 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 0.85 m/0.68 m 0.3 T 2 MA 구면 토카막 개념 연구 National Spherical Torus Experiment
Globus-M(UNU Globus-M)[25] 동작중 1999- Russia 상트페테르부르크 이오페 연구소 0.36m/0.24m 0.4 T 0.3 MA 구면 토카막 개념 연구
ET(전기 토카막) 재활용 → ETPD 1998 1999–2006 United States 로스앤젤레스 UCLA 5 m/1 m 0.25 T 0.045 MA 당대 최대의 토카막 The Electric Tokamak.jpg
TCABR(도카막 초파지 Alfvén Brésilien) 동작중 1980–1999 1999– Brazil 상파울루 상파울루 대학교 61.5 cm /

18.0 cm

 1.1 T 0.10 MA 남반구에서 가장 중요한 토카막 TCABR lab.jpg
CDX-U(현재 드라이브 실험 업그레이드) 재활용 → LTX 2000–2005 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 0.3m/? 0.23 T 0.03 MA 플라즈마 벽의 리튬 연구 CDX-U setup
MAST(메가암페어 구형 토카막)[26] 재활용 →RCM-업그레이드 1997–1999 2000–2013 United Kingdom 쿠람 컬럼 핵융합 에너지 센터 0.85 m/0.65 m 0.55 T 1.35 MA 구형 토카막의 융접 조사 Plasma in MAST
HL-2A(환류치-2A) 동작중 2000–2002 2002–2018 China 청두 사우스웨스턴 물리학 연구소 1.65 m/0.4 m 2.7 T 0.43 MA H 모드 물리, ELM 경감 [1]
SST-1(정상 초전도 토카막)[27] 동작중 2001- 2005- India 간디나가르 플라즈마 연구소 1.1 m/0.2 m 3 T 0.22 MA 1000s 길쭉한 이중 널 다이버터 플라즈마
실험 고도 초전도 도카막([28]EAST) 동작중 2000–2005 2006- China 헤페이 허페이 자연과학원 1.85m/0.43m 3.5 T 0.5 MA 120M°C에서 101초 이상, 160M°C에서[29] 20초 이상 과열된 플라즈마 Drawing of EAST
J-TEXT(공동 텍스트) 동작중 텍스트(텍사스 EXperimental Tokamak) 2007- China 우한 화중과기대학 1.05 m/0.26 m 2.0 T 0.2 MA 플라즈마 컨트롤 개발 [2]
KSTAR(한국초전도토카막고급연구)[30] 동작중 1998–2007 2008- South Korea 대전 핵융합 연구소 1.8 m/0.5 m 3.5 T 2 MA 완전 초전도 자석을 가진 Tokamak, 100[31] MK에서 20초 길이 작동 KSTAR
LTX(리튬토카막 실험) 동작중 2005–2008 2008- United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 0.4m/? 0.4 T 0.4 MA 플라즈마 벽의 리튬 연구 Lithium Tokamak Experiment plasma vessel
Q-shu University Steady-State Tokamak([32]QUEST(Qu-shu University Tokamak) 동작중 2008- Japan 카스가 규슈 대학 0.68 m/0.4 m 0.25 T 0.02 MA 구면 토카막의 정상 작동에 관한 연구 QUEST
카자흐스탄 재료시험용 토카막(KTM) 동작중 2000–2010 2010- Kazakhstan 쿠르차토프 카자흐스탄 국립 원자력 센터 0.86m/0.43m 1 T 0.75 MA 벽면 및 다이버터 시험
ST25-HTS[33] 동작중 2012–2015 2015- United Kingdom 쿠람 토카막 에너지 0.25m/0.125m 0.1 T 0.02 MA 정상 상태 플라즈마 ST25-HTS with plasma
WEST(정상 상태 Tokamak의 텅스텐 환경) 동작중 2013–2016 2016- France 카다라슈 Départment de Recherches sur la Fusion Controlée 2.5 m/0.5 m 3.7 T 1 MA 능동 냉각을 이용한 초전도 토카막 WEST chamber
ST40[34] 동작중 2017–2018 2018- United Kingdom 디드콧 토카막 에너지 0.4 m/0.3 m 3 T 2 MA 최초의 하이필드 구형 토카막 ST40 engineering drawing
MAST-U(메가암페어 구형 토카막 업그레이드)[35] 동작중 2013–2019 2020- United Kingdom 쿠람 컬럼 핵융합 에너지 센터 0.85 m/0.65 m 0.92 T 2 MA 구형 토카막의 새로운 배기 개념 테스트
HL-2M(환류치-2M)[36] 동작중 2018–2019 2020- China 레산 사우스웨스턴 물리학 연구소 1.78 m/0.65 m 2.2 T 1.2 MA 200 MK의 가늘고 긴 플라즈마 HL-2M
JT-60SA(일본 Torus-60 슈퍼, 어드밴스)[37] 동작중 2013–2020 2021– Japan 나카 일본 원자력 연구소 2.96 m/1.18 m 2.25 T 5.5 MA ITER 및 DEMO를 위한 플라즈마 구성을 최적화하여 유도되지 않는 정상 상태 동작 완전화 panorama of JT-60SA
T-15MD 동작중 2010–2020 2021- Russia 모스크바 쿠르차토프 연구소 1.48 m/0.67 m 2 T 2 MA 하이브리드 핵융합/분열 원자로 T-15MD coil system
반복하다[38] 공사중 2013–2025? 2025? France 카다라슈 ITER 평의회 6.2 m/2.0 m 5.3 T 15 MA? 500 MW의 핵융합 전력으로 발전소 규모에서 핵융합 실현 가능성 입증 Small-scale model of ITER
DTT(다이버터토카막 시험시설)[39][40] 계획된 2022–2025? 2025? Italy 프라스카티 ENEA 2.14 m/0.70 m 6 T? 5.5 MA? 배기가스 연구를 위한 초전도 토카막 [3]
SPARC[41][42] 계획된 2021–? 2025? United States 데벤스 영연방 핵융합 시스템 및 MIT 플라즈마 과학 및 핵융합 센터 1.85 m/0.57 m 12.2 T 8.7 MA ReBCO 코일과 100 MW의 계획 핵융합 전력을 갖춘 콤팩트한 하이필드 토카막
점화 장치[43] 계획되어[44] 있다 ? >외부 Troitzk ENEA 132m/0.47 m 13T 11MA? 계획된 융합 발전의 지속적 플라즈마 및 100MW과 소형 핵 융합 원자로이다.
SST-2(정상 Tokamak-2)[45] 계획된 2027? Gujarat 연구원 플라즈마 연구 보다 4.42m/1.47 m 5.42T 11.2MA 삼중 수소의 번식과Full-fledged 핵 융합로에 500MW출력이다.
CFETR(중국 핵 융합 공학시 험로)[46]. 계획된 2020? 2030? China 연구원 플라즈마 물리학, 중국인 아카데미. 5.7m/1.6? 5 T? 10 MA? ITER와 DEMO 사이의 브리지 갭, 계획된 퓨전 전력 1000 MW [4]
ST-F1[47] 계획된 2027? United Kingdom 디드콧 토카막 에너지 ? 4 T 5 MA Q=3의 구형 토카막 및 수백 MW의 계획된 전기 출력
STEP(에너지 생산용 구형 토카막) 계획된 2032? 2040? United Kingdom 쿠람 컬럼 핵융합 에너지 센터 3m/2m? ? ? 수백 MW의 전력 출력을 계획한 구형 토카막
K-DEMO(한국형 핵융합 실험용 토카막 원자로)[48] 계획된 2037? South Korea 핵융합 연구소 6.8 m/2.1 m 7 T 12 MA? 약 2200 MW의 핵융합 출력을 가진 상업용 핵융합로 개발 시제품 Engineering drawing of planned KDEMO
DEMO(시범 발전소) 계획된 2031? 2044? ? 9m/3m? 6 T? 20 MA? 상업용 핵융합로 시제품 Artist's conception of DEMO

스텔라레이터

디바이스명 상황 건설 작동 유형 위치 조직 장반경/소반경 B필드 목적 이미지
모델 A 셧다운 1952–1953 1953–? 그림 8 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 0.3 m/0.02 m 0.1 T 제1성운기 [5]
모델 B 셧다운 1953–1954 1954–1959 그림 8 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 0.3 m/0.02 m 5 T 혈장 진단 기술 개발
모델 B-1 셧다운 ?-1959 그림 8 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 0.25m/0.02m 5 T 1 MK 플라즈마 온도 산출
모델 B-2 셧다운 1957 그림 8 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 0.3 m/0.02 m 5 T 최대 10 MK의 전자 온도 [6]
모델 B-3 셧다운 1957 1958- 그림 8 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 0.4 m/0.02 m 4 T 마지막 그림 8 장치, 옴 가열 플라즈마의 구속 연구
모델 B-64 셧다운 1955 1955 광장 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 ? m/0.05 m 1.8 T
모델 B-65 셧다운 1957 1957 레이스 트랙 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 [7]
모델 B-66 셧다운 1958 1958–? 레이스 트랙 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소
웬델슈타인 1-A 셧다운 1960 레이스 트랙 Germany 가르칭 Max-Planck-Institut für 플라스마피식 0.35m/0.02m 2 T ℓ=3
웬델슈타인 1-B 셧다운 1960 레이스 트랙 Germany 가르칭 Max-Planck-Institut für 플라스마피식 0.35m/0.02m 2 T ℓ=2
모델 C 재활용 →ST 1957–1962 1962–1969 레이스 트랙 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 1.9 m/0.07 m 3.5 T Bohm 확산에 의한 큰 플라즈마 손실 발견
L-1 셧다운 1963 1963–1971 Soviet Union 레베데프 레베데프 물리 연구소 0.6 m/0.05 m 1 T
시리우스 셧다운 1964–? 레이스 트랙 Soviet Union 하르키우
TOR-1 셧다운 1967 1967–1973 Soviet Union 레베데프 레베데프 물리 연구소 0.6 m/0.05 m 1 T
TOR-2 셧다운 ? 1967–1973 Soviet Union 레베데프 레베데프 물리 연구소 0.63 m/0.036 m 2.5 T
우라간-1 셧다운 ? 1967–? 레이스 트랙 Soviet Union 하르키우 국립과학센터, 하르키브 물리기술연구소(NSC KIPT) 1.1 m/0.1 m 1 T ?
웬델슈타인 2-A 셧다운 1965–1968 1968–1974 헬리오트론 Germany 가르칭 Max-Planck-Institut für 플라스마피식 0.5 m/0.05 m 0.6 T 좋은 혈장 구속 "뮤니치 미스터리" Wendelstein 2-A
웬델슈타인 2-B 셧다운 ?-1970 1971–? 헬리오트론 Germany 가르칭 Max-Planck-Institut für 플라스마피식 0.5 m/0.055 m 1.25 T Tokamaks와 유사한 성능 시연 Wendelstein 2-B
L-2 셧다운 ? 1975–? Soviet Union 레베데프 레베데프 물리 연구소 1 m/0.11 m 2.0 T
WEGA(Wendelstein 실험 in Greifswald für die Ausbildung) 재활용 →CHANDRA 1972–1975 1975–2013 고전적 항성기 Germany 그리프스왈드 Max-Planck-Institut für 플라스마피식 0.72 m/0.15 m 1.4 T 하부 하이브리드 가열 테스트 WEGA
웬델슈타인 7-A 셧다운 ? 1975–1985 고전적 항성기 Germany 가르칭 Max-Planck-Institut für 플라스마피식 2 m/0.1 m 3.5 T 플라즈마 전류가 없는 최초의 '순수한' 스텔라레이터
헬리오트론-E 셧다운 ? 1980–? 헬리오트론 Japan 2.2 m/0.2 m 1.9 T
헬리오트론-DR 셧다운 ? 1981–? 헬리오트론 Japan 0.9 m/0.07 m 0.6 T
Uragan-3 (M [uk])[49] 동작중 ? 1982-?[50] 토르사트론 Ukraine 하르키우 국립과학센터, 하르키브 물리기술연구소(NSC KIPT) 1.0 m/0.12 m 1.3 T ?
Auburn Torsatron(AT) 셧다운 ? 1984–1990 토르사트론 United States 오번 오번 대학교 0.58m/0.14m 0.2 T Auburn Torsatron
웬델슈타인 7-AS 셧다운 1982–1988 1988–2002 모듈러형 고급 스텔라레이터 Germany 가르칭 Max-Planck-Institut für 플라스마피식 2 m/0.13 m 2.6 T 1992년 스텔라레이터 최초의 H-모드 Wendelstein 7-AS
첨단 트로이덜 설비(ATF) 셧다운 1984-1984년[51] 1988–? 토르사트론 United States 오크리지 오크리지 국립연구소 2.1 m/0.27 m 2.0 T 고베타 작동
소형 헬리컬 시스템(CHS) 셧다운 ? 1989–? 헬리오트론 Japan 토키 핵융합 과학 연구소 1 m/0.2 m 1.5 T
콤팩트 오번 토사트론(CAT) 셧다운 ?-1990 1990–2000 토르사트론 United States 오번 오번 대학교 0.53 m/0.11 m 0.1 T 자속 표면 연구 Compact Auburn Torsatron
H-1(헬리악-1)[52] 동작중 1992- 헬리아크 Australia 캔버라 호주국립대학교 자연과학공학연구소 1.0 m/0.19 m 0.5 T H-1NF plasma vessel
TJ-K (Tokamak de la Bhamitan Kiel)[53] 동작중 TJ-IU 1994- 토르사트론 Germany 키엘, 슈투트가르트 슈투트가르트 대학교 0.60 m/0.10 m 0.5 T 가르치다
TJ-II(토카막 데 라 군사정 II)[54] 동작중 1991-1996 1997- 플렉시블 헬리악 Spain 마드리드 국립융합연구소, Centro de Investaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnologicas 1.5 m/0.28 m 1.2 T 유연한 구성의 플라즈마 연구 CAD drawing of TJ-II
LHD(대형 헬리컬 장치)[55] 동작중 1990–1998 1998- 헬리오트론 Japan 토키 핵융합 과학 연구소 3.5 m/0.6 m 3 T 스텔라레이터 핵융합로의 타당성 판단 LHD cross section
헬리 대칭 실험(HSX) 동작중 1999- 모듈러형 준헬리컬 대칭 United States 매디슨 위스콘신 대학교 매디슨 1.2 m/0.15 m 1 T 혈장 운반 조사 HSX with clearly visible non-planar coils
헬리오트론 J(헬리오트론 J)[56] 동작중 2000- 헬리오트론 Japan 교토 고등 에너지 연구소 1.2 m/0.1 m 1.5 T 헬리컬 축 헬리오트론 구성 연구
콜롬비아 논뉴트럴 토러스(CNT) 동작중 ? 2004- 원형 인터록 코일 United States 뉴욕 시 컬럼비아 대학교 0.3 m/0.1 m 0.2 T 비중성 플라스마 연구
우라간-2(M)[49] 동작중 1988–2006 2006-[57] 헬리오트론 Ukraine 하르키우 국립과학센터, 하르키브 물리기술연구소(NSC KIPT) 1.7 m/0.24 m 2.4 T ?
준극성 스텔라레이터(QPS)[58][59] 취소된 2001–2007 - 모듈러형 United States 오크리지 오크리지 국립연구소 0.9 m/0.33 m 1.0 T 스텔라레이터 연구 Engineering drawing of the QPS
NCSX(National Compact Stellarator 실험) 취소된 2004–2008 - 헬리아스 United States 프린스턴 프린스턴 플라즈마 물리학 연구소 1.4 m/0.32 m 1.7 T 고β 안정성 CAD drawing of NCSX
소형 트로이덜 하이브리드(CTH) 동작중 ? 2007?- 토르사트론 United States 오번 오번 대학교 0.75 m/0.2 m 0.7 T 하이브리드 스텔라레이터/토카막 CTH
HIDRA(Hybrid Illinois Device for Research and Applications)[60] 동작중 2013-2014(WEGA) 2014- ? United States 일리노이 주, 어바나 일리노이 대학교 0.72 m/0.19 m 0.5 T Stellarator와 Tokamak을 하나의 디바이스로 구현 HIDRA after its reassembly in Illinois
UST_2[61] 동작중 2013 2014- 모듈러 3주기 준등역학적 Spain 마드리드 카를 3세 마드리드 대학교 0.29 m/0.04 m 0.089 T 3D 프린팅 스텔라레이터 UST_2 design concept
웬델슈타인 7-X[62] 동작중 1996–2022 2015- 헬리아스 Germany 그리프스왈드 Max-Planck-Institut für 플라스마피식 5.5m/0.53m 3 T 완전히 최적화된 스텔라레이터의 정상 상태 플라즈마 Schematic diagram of Wendelstein 7-X
SCR-1(코스타리카의 스타레이터) 동작중 2011–2015 2016- 모듈러형 Costa Rica 카르타고 코스타리카 공과대학 0.14 m/0.042 m 0.044 T SCR-1 vacuum vessel drawing
CFQS(중국 최초의 준대칭성 항성계)[63] 공사중 2017 – 헬리아스 China 청두 서남자오통대학, 일본국립융합과학연구소 1 m/0.25 m 1 T m=2 준대칭 스텔라레이터, 모듈러 CFQS coils and field

자기 거울

트로이덜 Z핀치

  • 아마트론(1953년, 미국)
  • ZETA(Zero Energy Thermonuclear Assembly)(1957년, 영국)

반전 필드 핀치(RFP)

  • 이탈리아 파두아의 ETA-BETA II(1979~1989)
  • RFX(리버스 필드 eXperiment), Consorzio RFX, 이탈리아[64] Padova
  • 미국[65] 위스콘신 대학교 매디슨(Madison Symmetric Torus)
  • 스웨덴 스톡홀름 왕립공과대학 T2R
  • 일본 쓰쿠바 AIST TPE-RX
  • 중국 KTX(Keda Torus eXperiment)[66] (2015년 이후)

슈페로막

필드 리버스 컨피규레이션(Field-Reversed Configuration)

필드 라인 열기

플라즈마 핀치

부유 쌍극자

관성 구속

주요 기사:관성 구속 융합

레이저 구동식

현재 또는 건설 중인 실험 시설

솔리드 스테이트 레이저
가스 레이저
  • 해군 연구소의 NIKE 레이저, 불화 크립톤 가스 레이저
  • PALS(이전의 「아스테릭스 IV」)는, 체코 [72]과학 아카데미에서, 1.315 마이크로미터의 기본 파장에서 1 kJ의 최대 출력 요오드 레이저입니다.

해체된 실험시설

솔리드 스테이트 레이저
가스 레이저
  • Los Alamos 국립연구소의 1kJ 이산화탄소 레이저 "Single Beam System(싱글 빔 시스템)" 또는 단순히 건물 번호 뒤에 있는 "67"
  • 제미니 레이저, 빔 2개, LANL에서 2.5kJ 이산화탄소 레이저
  • Helios 레이저, 8광선, LANL에서 최대 10kJ 이산화탄소 레이저 - Wikimedia Commons 미디어
  • LANL의 안테나 레이저(40kJ2 CO 레이저, 사상 최대 규모, 레이저의 장파장으로 인해 타깃 플라즈마에서 뜨거운 전자가 생성되어 레이저/플라즈마 에너지 커플링 불량)
  • LANL에서 Aurora 레이저 96 빔 1.3kJ 총 불화 크립톤(KrF) 레이저
  • Rutherford Appleton Laboratory 중앙 레이저 시설의 스프라이트 레이저 몇 줄/펄스 레이저

Z핀치

주요 기사 : Z핀치

관성 정전 제한

주요 기사:관성 정전 제한

자화 대상 융합

주요 기사: 자화 대상 융합
  • FRX-L
  • 프락스
  • 일반 퓨전 – 개발 중
  • LINUS 프로젝트

레퍼런스

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