Біріктіруге арналған эксперименттер тізімі - List of fusion experiments

Мақсатты камера Шива лазері, 1978 жылдан 1981 жылы пайдаланудан шығарылғанға дейін инерциялық камерада синтездеу эксперименттері үшін қолданылады.
Плазмалық камера TFTR, өндірілген магниттік шектеуді біріктіру эксперименттері үшін қолданылады 11 МВт 1994 ж.

Дамуға бағытталған эксперименттер термоядролық қуат әрдайым арнайы машиналармен жасалады, оларды шектеу үшін қолданатын принциптеріне сәйкес жіктеуге болады плазма жанармай құйып, оны ыстық күйде ұстаңыз.

Негізгі бөлу арасында магниттік қамау және инерциялық қамау. Магниттік камерада ыстық плазманың кеңею тенденциясы Лоренц күші плазмадағы токтар мен сыртқы катушкалар тудыратын магнит өрістерінің арасында. Бөлшектердің тығыздығы 1018 дейін 1022 м−3 және сызықтық өлшемдері 0,1-ден 10 м-ге дейін. Бөлшектер мен энергияның шектелу уақыты миллисекундтан секундтан асып кетуі мүмкін, бірақ конфигурацияның өзі бөлшектерді, энергияны және токты жүздеген немесе мыңдаған есе ұзағырақ енгізу арқылы сақталады. Кейбір тұжырымдамалар плазманы шексіз сақтауға қабілетті.

Керісінше, инерциялық қамаумен, плазманың кеңеюіне қарсы ештеңе жоқ. Ұстау уақыты дегеніміз - бұл плазмалық қысымды жеңу үшін қажет уақыт инерция бөлшектердің Тығыздық диапазонында болады 1031 дейін 1033 м−3 және плазма радиусы 1-ден 100 микрометрге дейін. Бұл шарттар арқылы алынады сәулелендіретін наносекундтық лазерлі немесе ионды импульсі бар миллиметрлік қатты түйіршік. Түйіршіктің сыртқы қабаты болып табылады жойылды, отынның орталық 10% -ын 10 немесе 20-дан 10-ға дейін қысатын реакция күшін қамтамасыз етеді3 немесе 104 қатты тығыздықты есе. Бұл микроплазмалар наносекундпен өлшенген уақытта таралады. Үшін термоядролық реактор, секундына бірнеше қайталану жылдамдығы қажет болады.

Магниттік камера

Өрісі шегінде магниттік қамау тәжірибелер, арасында негізгі бөлу бар тороидты және ашық магнит өрісі топологиялар. Жалпы, плазманы параллельге қарағанда өріске перпендикуляр бағытта ұстау оңайырақ. Параллельді шектеу өріс сызықтарын өздеріне дөңгелектерге немесе, көбінесе, тороидтық беттерге иілу арқылы немесе өріс сызықтарының байламын екі ұшында тарылту арқылы шешілуі мүмкін, бұл кейбір бөлшектердің шағылысуына әкеледі айна әсері. Тороидальды геометрияларды машинаның өзінде тороидтық геометрия, яғни плазманың центрі арқылы берік ядро ​​бар ма екендігіне қарай бөлуге болады. Альтернатива - қатты ядродан бас тарту және плазмадағы токтарға сүйеніп, тороидты өрісті құру.

Айна машиналары қарапайым геометрияда артықшылықтарға ие және бөлшектердің энергиясын электрге тікелей түрлендіру мүмкіндігі бар. Олар, әдетте, тороидальды машиналарға қарағанда жоғары магнит өрістерін қажет етеді, бірақ ең үлкен мәселе камерада болды. Жақсы ұстау үшін өріске параллель қозғалатыннан гөрі өріске перпендикуляр қозғалатын бөлшектер көп болуы керек. Мұндай емесМаксвеллиан жылдамдықты бөлуді сақтау өте қиын және энергетикалық тұрғыдан өте қымбат.

Айналардың қарапайым машиналық геометрияның артықшылығы өндіретін машиналарда сақталады жинақы тороидтар, бірақ орталық өткізгіштің болмауында тұрақтылық үшін мүмкін кемшіліктер бар және магниттік геометрияны басқарудың (және осылайша оңтайландырудың) мүмкіндігі аз. Тороидтық машиналарға қарағанда ықшам тороидтық тұжырымдамалар, әдетте, аз дамыған. Бұл олардың негізгі түсініктерден гөрі жақсы жұмыс істей алмайтындығын білдірмесе де, белгісіздік әлдеқайда көп.

Сыныпта өздігінен Z-шымшу дөңгелек өріс сызықтары бар. Бұл алғашқы сынақтардың бірі болды, бірақ ол өте сәтті болмады. Сонымен қатар, электродтарды қажет ететін импульсті машинаны практикалық реакторға айналдыру туралы сенімді тұжырымдама ешқашан болған емес.

The тығыз плазмалық фокус тороид жасау үшін плазмадағы ағымдарға сүйенетін даулы және «негізгі емес» құрылғы. Бұл тепе-теңдікте болмаған және бөлшектер энергиясын электрге тікелей түрлендіру мүмкіндігі бар плазмаға тәуелді импульсті құрылғы. Құрылғының болашағы бар-жоғын анықтау үшін салыстырмалы түрде жаңа теорияларды тексеру үшін эксперименттер жалғасуда.

Тороидальды машина

Тороидтық машиналар осьтік симметриялы болуы мүмкін, мысалы токамак және керісінше өрісті қысу (RFP) немесе асимметриялық, сияқты жұлдыз. Тороидальды симметриядан бас тарту арқылы алынған қосымша еркіндік дәрежесі, ең соңында, жақсы шектеу жасау үшін жарамды болуы мүмкін, бірақ оның бағасы инженериядағы, теориядағы және эксперименталды диагностикадағы күрделі болып табылады. Стеллараторлар әдетте кезеңділікке ие, мысалы. бес есе айналу симметриясы. RFP, катушкалардағы төмен магнит өрісі сияқты кейбір теориялық артықшылықтарға қарамастан, өте сәтті болған жоқ.

Токамак

[1]

Құрылғы атауыКүйҚұрылысПайдалануОрналасқан жеріҰйымдастыруМайор / кіші радиусB өрісіПлазмалық токМақсатыКескін
Т-1Жабу?1957-1959Мәскеу кеңес ОдағыКурчатов институты0,625 м / 0,13 м1 Т.0,04 MAБірінші токамакТ-1
Т-3Жабу?1962-?Мәскеу кеңес ОдағыКурчатов институты1 м / 0,12 м2,5 Т0,06 MA
ST (симметриялы токамак)ЖабуC үлгісі1970-1974Принстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы1,09 м / 0,13 м5,0 Т0,13 MAModel C жұлдызшасынан түрлендірілген алғашқы американдық токамак
ORMAK (Oak Ridge tokaMAK)Жабу1971-1976Емен жотасы АҚШOak Ridge ұлттық зертханасы0,8 м / 0,23 м2,5 Т0,34 MAАлдымен плазмадағы 20 температураға қол жеткізуORMAK plasma vessel
ATC (адиабатикалық тороидтық компрессор)Жабу1971-19721972-1976Принстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы0,88 м / 0,11 м2 Т.0,05 MAКомпрессиялық плазмалық жылытуды көрсетіңізSchematic of ATC
TFR (Tokamak de Fontenay-aux-Roses)Жабу1973-1984Fontenay-aux-Roses ФранцияCEA1 м / 0,2 м6 Т.0.49
Т-10 (Токамак-10)Жабу1975-?Мәскеу кеңес ОдағыКурчатов институты1,50 м / 0,36 м4 Т.0,6 MAЗаманындағы ең үлкен токамакModel of the T-10
PLT (Принстон Үлкен Торы)Жабу1975-1986Принстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы1,32 м / 0,4 м4 Т.0,7 MAАлдымен 1 MA плазмалық токқа жетуConstruction of the Princeton Large Torus
ISX-BЖабу?1978-?Емен жотасы АҚШOak Ridge ұлттық зертханасы0,93 м / 0,27 м1,8 Т0,2 MAСуперөткізгіш катушкалар, жоғары бета режимін қолдануға тырысыңыз
ASDEX (Осьтік симметриялы диверторлық тәжірибе)[2]Қайта өңделген → HL-2A1980-1990Гарчирлеу ГерманияMax-Planck-Institut für Plasmaphysik1,65 м / 0,4 м2.8 Т.0,5 MAТабу H-режимі 1982 ж
МӘТІН (Технологияға бағытталған зерттеулерге арналған Токамак тәжірибесі)[3][4]Жабу1976-19801981-2013Юлих ГерманияForschungszentrum Jülich1,75 м / 0,47 м2.8 Т.0,8 MAПлазма-қабырғаның өзара әрекеттесуін зерттеу
TFTR (Токамак синтезінің реакциясы)[5]Жабу1980-19821982-1997Принстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы2,4 м / 0,8 м6 Т.3 MAҒылыми залалсыздыққа тырысты, рекордтық синтездеу қуаты 10,7 МВт және 510 МК температурасыTFTR plasma vessel
JET (Біріккен Еуропалық Торус)[6]Операциялық1978-19831983-Кулхэм Біріккен КорольдігіCulham Fusion Energy орталығы2,96 м / 0,96 м4 Т.7 MA16,1 МВт термоядролық қуатының рекордыJET in 1991
Новилло[7][8]ЖабуNOVA-II1983-2004Мехико қаласы МексикаInstituto Nacional de Investigaciones Nucleares0,23 м / 0,06 м1 Т.0,01 MAПлазма-қабырғаның өзара әрекеттесуін зерттеу
JT-60 (Жапония Torus-60)[9]Қайта өңделген → JT-60SA1985-2010Нака ЖапонияЖапония атом энергетикасы ғылыми-зерттеу институты3,4 м / 1,0 м4 Т.3 MAЖоғары бета-тұрақты режим, ең жоғары термоядролық үштік өнім
DIII-D[10]Операциялық1986[11]1986-Сан-Диего АҚШЖалпы атом1,67 м / 0,67 м2.2 Т.3 MAТокамакты оңтайландыруDIII-D вакуумды ыдыс
STOR-M (Саскачеван Торусы өзгертілген)[12]Операциялық1987-Саскатун КанадаПлазма физикасы зертханасы (Саскачеван)0,46 м / 0,125 м1 Т.0,06 MAПлазмалық қыздыру және аномальды тасымалдауды зерттеу
Т-15Қайта өңделген → T-15MD1983-19881988-1995Мәскеу кеңес ОдағыКурчатов институты2,43 м / 0,7 м3.6 Т.1 MAБірінші өткізгіш токамак.T-15 катушкалар жүйесі
Tore Supra[13]Қайта өңделген → Батыс1988-2011Cadarache ФранцияRecherches sur la Fusion Contrôlée бөлімі2,25 м / 0,7 м4,5 Т2 MAБелсенді салқындатқышы бар үлкен өткізгіш токамак
АДИТЯ (токамак)Операциялық1989-Гандинагар ҮндістанПлазманы зерттеу институты0,75 м / 0,25 м1,2 Т0,25 MA
КОМПАС (COMPact жиналысы)[14][15]Операциялық1980-1989-Прага Чех РеспубликасыAS CR Плазма физикасы институты0,56 м / 0,23 м2.1 Т.0,32 MAКОМПАС плазмалық камерасы
ФТУ (Frascati Tokamak жаңарту )Операциялық1990-Фраскати ИталияENEA0,935 м / 0,35 м8 Т.1.6 MA
БАСТАУ (Кіші тығыз арақатынас Токамак)[16]Жабу1990-1998Кулхэм Біріккен КорольдігіCulham Fusion Energy орталығы0,3 м /?0,5 Т0,31 MAБірінші толық өлшемді сфералық Токамак
ASDEX жаңарту (Осьтік симметриялы диверторлық тәжірибе)Операциялық1991-Гарчирлеу ГерманияMax-Planck-Institut für Plasmaphysik1,65 м / 0,5 м2.6 Т.1.4 MAASDEX плазмалық кеме сегментін жаңарту
Alcator C-Mod (Альто Кампо Торо)[17]Операциялық (Fusion Startups қаржыландырады)1986-1991-2016Кембридж АҚШМассачусетс технологиялық институты0,68 м / 0,22 м8 Т.2 MAплазмадағы қысым 2,05 барAlcator C-Mod плазмалық ыдысы
ИСТТОК (Instituto Superior Técnico TOKamak)[18]Операциялық1992-Лиссабон ПортугалияПласмас институты және Фузано ядролық0,46 м / 0,085 м2.8 Т.0,01 MA
TCV (Tokamak à Конфигурацияның айнымалысы)[19]Операциялық1992-Лозанна ШвейцарияÉcole Polytechnique Fédérale de Lozanne0,88 м / 0,25 м1,43 Т1.2 магистрКонфиненттік зерттеулерTCV плазмалық ыдысы
HBT-EP (жоғары бета-токамак-кеңейтілген импульс)Операциялық1993-Нью-Йорк қаласы АҚШКолумбия университеті Плазма физикасы зертханасы0,92 м / 0,15 м0,35 Т0,03 MAЖоғары бета-токамакHBT-EP эскизі
HT-7 (Хефей Токамак-7)Жабу1991-19941995-2013Хефей ҚытайХефей атындағы физикалық ғылымдар институттары1,22 м / 0,27 м2 Т.0,2 MAҚытайдағы бірінші өткізгіш токамакHT-7 ғалымдары
Pegasus Toroidal эксперименті[20]Операциялық?1996-Мэдисон АҚШВисконсин университеті - Мэдисон0,45 м / 0,4 м0,18 Т0,3 MAҚатынастардың арақатынасы өте төменPegasus Toroidal эксперименті
NSTX (Ұлттық сфералық Torus тәжірибесі)[21]Операциялық1999-Plainsboro Township АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы0,85 м / 0,68 м0,3 Т2 MAСфералық токамак тұжырымдамасын зерттеңізҰлттық сфералық Torus эксперименті
ET (Электр Токамак)Қайта өңделген →ETPD19981999-2006Лос-Анджелес АҚШUCLA5 м / 1 м0,25 Т0,045 MAЗаманындағы ең үлкен токамакЭлектр Токамак.jpg
CDX-U (Ағымдағы диск экспериментін жаңарту)Қайта өңделген → LTX2000-2005Принстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы0,3 м /? м0,23 Т0,03 MAЛитийді плазма қабырғаларында зерттеуCDX-U орнату
MAST (Mega-Ampere сфералық Токамак)[22]Қайта өңделген → MAST-жаңарту1997-19992000-2013Кулхэм Біріккен КорольдігіCulham Fusion Energy орталығы0,85 м / 0,65 м0,55 Т1,35 MAБіріктіру үшін сфералық токамакты зерттеңізMAST ішіндегі плазма
HL-2AҚайта өңделген → HL-2M2000-20022002-2018Ченду ҚытайОңтүстік-батыс физика институты1,65 м / 0,4 м2.7 Т.0,43 MAH-режимінің физикасы, ELM әсерін азайту[1]
ССТ-1 (Тұрақты мемлекеттік суперөткізгіш Токамак)[23]Операциялық2001-2005-Гандинагар ҮндістанПлазманы зерттеу институты1,1 м / 0,2 м3 Т.0,22 MA1000-ға созылған қос нөлдік диверторлы плазма шығарыңыз
ШЫҒЫС (Тәжірибелік озық суперөткізгіш токамак)[24]Операциялық2000-20052006-Хефей ҚытайХефей атындағы физикалық ғылымдар институттары1,85 м / 0,43 м3,5 Т0,5 MA100-ден астам уақыт режиміндегі H-Mode плазмасыШығыстағы плазмалық ыдыс
J-TEXT (бірлескен мәтін)ОперациялықМӘТІН (Texas Experimental Tokamak)2007-Ухан ҚытайХуажун ғылым және технологиялар университеті1,05 м / 0,26 м2,0 T0,2 MAПлазмалық бақылауды дамытыңыз[2]
KSTAR (Корея Superconducting Tokamak Advanced Research)[25]Операциялық1998-20072008-Теджон Оңтүстік КореяҰлттық балқыту ғылыми-зерттеу институты1,8 м / 0,5 м3,5 Т2 MAТолық өткізгіш магниттері бар ТокамакKSTAR
LTX (Литий Токамак тәжірибесі)Операциялық2005-20082008-Принстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы0,4 м /? м0,4 Т.0,4 MAЛитийді плазма қабырғаларында зерттеуЛитий Токамак эксперименті плазмалық ыдыс
СҰРАҚ (Q-Shu университетінің тұрақты сфералық Токамакпен тәжірибесі)[26]Операциялық2008-Касуга ЖапонияКюсю университеті0,68 м / 0,4 м0,25 Т0,02 MAСфералық Токамактың тұрақты күйін зерттеуСҰРАҚ
Қазақстандық материалды сынауға арналған Токамак (KTM)Операциялық2000-20102010-Курчатов ҚазақстанҚазақстан Республикасының Ұлттық ядролық орталығы0,86 м / 0,43 м1 Т.0,75 MAҚабырға мен диверторды сынау
ST25-HTS[27]Операциялық2012-20152015-Кулхэм Біріккен КорольдігіТокамак энергиясы Ltd0,25 м / 0,125 м0,1 Т0,02 MAТұрақты плазмаПлазмасымен ST25-HTS
БАТЫС (Токамактағы тұрақты вольфрам ортасы)Операциялық2013-20162016-Cadarache ФранцияRecherches sur la Fusion Contrôlée бөлімі2,5 м / 0,5 м3.7 Т.1 MAӨте өткізгіш токамак белсенді салқындатуменWEST дизайны
ST40[28]Операциялық2017-20182018-Дидкот Біріккен КорольдігіТокамак энергиясы Ltd0,4 м / 0,3 м3 Т.2 MAБірінші жоғары өрісті сфералық токамакST40 инженерлік сызбасы
MAST-U (Mega-Ampere сфералық токамак жаңартуы)[29]Операциялық2013-20192020-Кулхэм Біріккен КорольдігіCulham Fusion Energy орталығы0,85 м / 0,65 м0,92 Т2 MAШығарылатын жаңа тұжырымдамаларды сфералық токамак үшін тексеріңіз
HL-2M[30]Операциялық2018-20192020-Лешан ҚытайОңтүстік-батыс физика институты1,78 м / 0,65 м2.2 Т.1.2 магистр200М ° С-қа созылған плазмаHL-2M
JT-60SA (Жапония Torus-60 супер, озық)[31]Реконструкцияда2013-20202020?Нака ЖапонияЖапония атом энергетикасы ғылыми-зерттеу институты2,96 м / 1,18 м2,25 Т5.5 MAТолық индуктивті емес тұрақты жұмыс кезінде ITER және DEMO үшін плазмалық конфигурацияларды оңтайландырыңызJT-60SA панорамасы
ITER[32]Реконструкцияда2013-2025?2025?Cadarache ФранцияITER кеңесі6,2 м / 2,0 м5.3 Т.15 MA?500 МВт термоядролық қуаты бар электр стансасы шкаласында біріктірудің орындылығын көрсетіңізITER шағын масштабты моделі
DTT (Divertor Tokamak сынақ орны)[33][34]Жоспарланған2022-2025?2025?Фраскати ИталияENEA2,14 м / 0,70 м6 Т?5.5 MA?Қуатты пайдалануды зерттеу үшін суперөткізгіш токамак[3]
СПАРК[35][36]Жоспарланған2021-?2025?АҚШДостастықтың бірігу жүйелері және MIT плазмалық ғылыми-біріктіру орталығы1,85 м / 0,57 м12.2 Т.8.7 магистрЫқшам, жоғары өрісті токамак ReBCO катушкалар және 100 МВт жоспарланған термоядролық қуат
IGNITOR[37]Жоспарланған[38]?>2024Троицк РесейENEA1,32 м / 0,47 м13 Т.11 MA?Өзін-өзі қолдайтын плазмасы бар және 100 МВт жоспарланған термоядролық қуаты бар ықшам балқыту реакторы
CFETR (China Fusion Engineering Test Reactor)[39]Жоспарланған2020?2030?ҚытайҚытай ғылым академиясының плазма физикасы институты5,7 м/1,6 м ?5 Т?10 MA?ITER мен DEMO арасындағы көпір аралықтары, қуаттылығы 1000 МВт[4]
ҚАДАМ (Энергия өндірісі үшін сфералық Токамак )Жоспарланған2032?2040?Кулхэм Біріккен КорольдігіCulham Fusion Energy орталығы3 м/2 м ???Жүздеген МВт электр қуаты жоспарланған сфералық токамак
K-DEMO (Корейлік синтездеудің токамак реакторы)[40]Жоспарланған2037?Оңтүстік КореяҰлттық балқыту ғылыми-зерттеу институты6,8 м/2,1 м7 Т.12 MA?Төменде 2200 МВт термоядролық қуаты бар коммерциялық балқыту реакторларын жасауға арналған прототипЖоспарланған KDEMO-ның инженерлік сызбасы
DEMO (DEMOnstration Power Station)Жоспарланған2031?2044??9 м/3 м ?6 Т?20 MA?Коммерциялық синтез реакторының прототипі2-4 ГВт-қа жуық балқу қуаты бар DEMO нуклеарлық синтездеу электр станциясының схемасы

Stellarator

Құрылғы атауыКүйҚұрылысПайдалануТүріОрналасқан жеріҰйымдастыруМайор / кіші радиусB өрісіМақсатыКескін
А моделіЖабу1952-19531953-?Сурет-8Принстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы0,3 м / 0,02 м0,1 ТБірінші жұлдыз[5]
B моделіЖабу1953-19541954-1959Сурет-8Принстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы0,3 м / 0,02 м5 Т.Плазмалық диагностиканың дамуы
B-1 моделіЖабу?-1959Сурет-8Принстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы0,25 м / 0,02 м5 Т.Плазмадағы 1 МК температурасын шығарды
B-2 моделіЖабу1957Сурет-8Принстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы0,3 м / 0,02 м5 Т.Электрондардың температурасы 10 МК дейін[6]
B-3 моделіЖабу19571958-Сурет-8Принстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы0,4 м / 0,02 м4 Т.Соңғы фигура-8 құрылғысы, оммалық қыздырылған плазманы оқшаулау
B-64 моделіЖабу19551955АлаңПринстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы? м / 0,05 м1,8 Т
B-65 моделіЖабу19571957ИпподромПринстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы[7]
B-66 моделіЖабу19581958-?ИпподромПринстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы
Wendelstein 1-AЖабу1960ИпподромГарчирлеу ГерманияMax-Planck-Institut für Plasmaphysik0,35 м / 0,02 м2 Т.ℓ = 3
Вендельштейн 1-BЖабу1960ИпподромГарчирлеу ГерманияMax-Planck-Institut für Plasmaphysik0,35 м / 0,02 м2 Т.ℓ = 2
C үлгісіҚайта өңделген → ST1957-19621962-1969ИпподромПринстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы1,9 м / 0,07 м3,5 ТПлазманың үлкен шығындарын тапты Бом диффузиясы
L-1Жабу19631963-1971Лебедев РесейЛебедев атындағы физикалық институт0,6 м / 0,05 м1 Т.
SIRIUSЖабу1964-?Харьков Ресей
TOR-1Жабу19671967-1973Лебедев РесейЛебедев атындағы физикалық институт0,6 м / 0,05 м1 Т.
ТОР-2Жабу?1967-1973Лебедев РесейЛебедев атындағы физикалық институт0,63 м / 0,036 м2,5 Т
Вендельштейн 2-AЖабу1965-19681968-1974ГелиотронГарчирлеу ГерманияMax-Planck-Institut für Plasmaphysik0,5 м / 0,05 м0,6 Т.Жақсы плазмалық камера «Мюнхен құпиясы»Вендельштейн 2-A
Wendelstein 2-BЖабу?-19701971-?ГелиотронГарчирлеу ГерманияMax-Planck-Institut für Plasmaphysik0,5 м / 0,055 м1,25 ТТокамактарға қарағанда ұқсас өнімділік көрсеттіWendelstein 2-B
L-2Жабу?1975-?Лебедев РесейЛебедев атындағы физикалық институт1 м / 0,11 м2,0 T
WEGAҚайта өңделген → HIDRA1972-19751975-2013Классикалық стеллараторГрейфсвальд ГерманияMax-Planck-Institut für Plasmaphysik0,72 м / 0,15 м1,4 ТТөменгі гибридті жылытуды сынауWEGA
Wendelstein 7-AЖабу?1975-1985Классикалық стеллараторГарчирлеу ГерманияMax-Planck-Institut für Plasmaphysik2 м / 0,1 м3,5 ТАлдымен плазмалық токсыз «таза» стелларатор
Гелиотрон-ЕЖабу?1980-?ГелиотронЖапония2,2 м / 0,2 м1.9 Т.
Гелиотрон-ДРЖабу?1981-?ГелиотронЖапония0,9 м / 0,07 м0,6 Т.
Ураған-3 (М [Ұлыбритания ])[41]Операциялық?1982-?[42]ТорсатронХарьков УкраинаҰлттық ғылыми орталық, Харьков физика-техникалық институты (NSC KIPT)1,0 м / 0,12 м1,3 Т?
Auburn Torsatron (AT)Жабу?1984-1990ТорсатронAuburn АҚШОберн университеті0,58 м / 0,14 м0,2 ТAuburn Torsatron
Wendelstein 7-ASЖабу1982-19881988-2002Модульдік, жетілдірілген стеллараторГарчирлеу ГерманияMax-Planck-Institut für Plasmaphysik2 м / 0,13 м2.6 Т.Стелларатордағы алғашқы H-режимі 1992 жWendelstein 7-AS
Advanced Toroidal Facility (ATF)Жабу1984-1988[43]1988-?ТорсатронЕмен жотасы АҚШOak Ridge ұлттық зертханасы2,1 м / 0,27 м2,0 TЖоғары бета-нұсқасы
Ықшам спиральды жүйе (ОЖЖ)Жабу?1989-?ГелиотронТоки ЖапонияҰлттық балқыту ғылымдары институты1 м / 0,2 м1,5 Т.
Compact Auburn Torsatron (CAT)Жабу?-19901990-2000ТорсатронAuburn АҚШОберн университеті0,53 м / 0,11 м0,1 ТМагнит ағынының беттерін зерттеуШағылысқан Бурат Торсатроны
H-1NF[44]Операциялық1992-ТікұшақКанберра АвстралияФизикалық ғылымдар және инженерлік-зерттеу мектебі, Австралия ұлттық университеті1,0 м / 0,19 м0,5 ТH-1NF плазмалық ыдысы
TJ-K[45]ОперациялықTJ-IU1994-ТорсатронКиль, Штутгарт ГерманияШтутгарт университеті0,60 м / 0,10 м0,5 ТОқыту
TJ-II[46]Операциялық1991-1997-икемді спиральМадрид ИспанияҰлттық балқыту зертханасы, Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas1,5 м / 0,28 м1,2 ТПлазманы икемді конфигурацияда зерттеуTJ-II АЖЖ сызбасы
LHD (Үлкен спиральды құрылғы)[47]Операциялық1990-19981998-ГелиотронТоки ЖапонияҰлттық балқыту ғылымдары институты3,5 м / 0,6 м3 Т.Стеллараторды біріктіру реакторының орындылығын анықтаңызLHD қимасы
HSX (Helically Symmetric Experiment)Операциялық1999-Модульдік, квазиельдік симметриялыМэдисон АҚШВисконсин университеті - Мэдисон1,2 м / 0,15 м1 Т.плазма тасымалдауын зерттеуЖазық емес катушкалармен айқын көрінетін HSX
Гелиотрон Дж (Гелиотрон Дж)[48]Операциялық2000-ГелиотронКиото ЖапонияОзық энергетика институты1,2 м / 0,1 м1,5 Т.Гельотронның спираль тәрізді конфигурациясын оқып үйреніңіз
Колумбия Бейтарап емес Торус (CNT)Операциялық?2004-Дөңгелек бұғатталған катушкаларНью-Йорк қаласы АҚШКолумбия университеті0,3 м / 0,1 м0,2 ТБейтарап емес плазмаларды зерттеу
Ураған-2 (М )[49]Операциялық1988-20062006-[50]Гелиотрон, ТорсатронХарьков УкраинаҰлттық ғылыми орталық, Харьков физика-техникалық институты (NSC KIPT)1,7 м / 0,24 м2.4 Т.?
Квази-полоидты стелларатор (QPS)[51][52]Бас тартылды2001-2007-МодульдікЕмен жотасы АҚШOak Ridge ұлттық зертханасы0,9 м / 0,33 м1,0 ТStellarator зерттеуіQPS сызбасының инженерлік сызбасы
NCSX (Ұлттық ықшам стелларатор тәжірибесі)Бас тартылды2004-2008-ГелияПринстон АҚШПринстон плазмасы физикасы зертханасы1,4 м / 0,32 м1,7 Т.Жоғары тұрақтылықNCSX АЖЖ сызбасы
Тороидты гибридті ықшам (CTH)Операциялық?2007?-ТорсатронAuburn АҚШОберн университеті0,75 м / 0,2 м0,7 Т.Гибридті стелларатор / токамакCTH
HIDRA (Зерттеулер мен қосымшаларға арналған гибридтік Иллинойс құрылғысы)[53]Операциялық2013-2014 (WEGA)2014-?Урбана, IL АҚШИллинойс университеті0,72 м / 0,19 м0,5 ТStellarator және Tokamak бір құрылғыдаИллинойс штатында қайта қалпына келтірілгеннен кейін HIDRA
UST_2[54]Операциялық20132014-үш кезеңді квази-изодинамикалықМадрид ИспанияКарл III Мадрид университеті0,29 м / 0,04 м0,089 Т.3D басып шығарылған жұлдызUST_2 дизайн тұжырымдамасы
Вендельштейн 7-X[55]Операциялық1996-20152015-ГелияГрейфсвальд ГерманияMax-Planck-Institut für Plasmaphysik5,5 м / 0,53 м3 Т.Толық оңтайландырылған стелларатордағы тұрақты плазмаВендельштейннің схемалық схемасы 7-X
SCR-1 (Коста-Риканың жұлдыздары)Операциялық2011-20152016-МодульдікКартаго Коста-РикаТехнологико де Коста-Рика институты0,14 м / 0,042 м0,044 ТSCR-1 вакуумды ыдыстың сызбасы

Магниттік айна

Тороидтық Z-шымшу

Кері өрісті қысу (RFP)

Сферомак

Өрісте қалпына келтірілген конфигурация (FRC)

Өріс сызықтарын ашыңыз

Плазмалық шымшу

Levitated Dipole

Инерциялық қамау

Негізгі мақала: Инерциялық қамауда біріктіру

Лазермен басқарылады

Ағымдағы немесе салынып жатқан эксперимент объектілері

Қатты күйдегі лазерлер
Газ лазерлері

Бөлшектелген эксперименттік қондырғылар

Қатты күйдегі лазерлер
Газ лазерлері
  • «Бір сәулелік жүйе» немесе ғимарат нөмірінен кейін жай «67», 1 кДж көмірқышқыл газы бар лазер Лос-Аламос ұлттық зертханасы
  • Егіздер лазері, 2 сәуле, 2,5 кДж көмірқышқыл газы бар лазер LANL
  • Гелиос лазері, 8 сәуле, ~ 10 кДж көмірқышқыл газы бар лазер LANL — БАҚ Wikimedia Commons сайтында
  • Антарес лазері кезінде LANL. (40 кДж CO2 лазер, бұрын-соңды болмаған, лазердің ұзақ толқын ұзындығынан мақсатты плазмадағы ыстық электрондардың өндірісі лазердің / плазманың энергия байланысының нашарлауына әкелді)
  • Аврора лазері Барлығы 1,3 кДж 96 сәуле криптон фтор (KrF) лазер LANL
  • Sprite лазері Рутерфорд Эпплтон зертханасында орталық лазерлік қондырғыда бірнеше джул / импульстік лазер бар

Z-шымшу

Негізгі мақала: Z-шымшу

Инерциялық электростатикалық ұстау

Негізгі мақала: Инерциялық электростатикалық ұстау

Магниттелген мақсатты біріктіру

Негізгі мақала: Магниттелген мақсатты біріктіру

Әдебиеттер тізімі

  1. ^ «Халықаралық токамактық зерттеулер».
  2. ^ Плазма физикасы бойынша Макс Планк институтындағы ASDEX
  3. ^ «Forschungszentrum Jülich - Плазмафизик (IEK-4)». fz-juelich.de (неміс тілінде).
  4. ^ Fusion зерттеулеріндегі прогресс - TEXTOR-ға 30 жыл
  5. ^ «Токамакты синтездеу реакторы». 2011-04-26. Архивтелген түпнұсқа 2011-04-26.
  6. ^ «EFDA-JET, әлемдегі ең ірі ядролық синтезді зерттеу тәжірибесі». 2006-04-30. Архивтелген түпнұсқа 2006-04-30.
  7. ^ «:::. Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares | Fusión ядролық». 2009-11-25. Архивтелген түпнұсқа 2009-11-25.
  8. ^ «Бүкіл әлемдер-тоқамақтар». tokamak.info.
  9. ^ Ёшикава, М. (2006-10-02). «JT-60 жобасы». Fusion Technology 1978 ж. 2: 1079. Бибкод:1979fute.conf.1079Y. Архивтелген түпнұсқа 2006-10-02.
  10. ^ «diii-d: үй [MFE: DIII-D және теория]». fusion.gat.com. Алынған 2018-09-04.
  11. ^ «DIII-D ұлттық синтездеу қондырғысы (DIII-D) | АҚШ DOE Ғылым кеңсесі (SC)». science.energy.gov. Алынған 2018-09-04.
  12. ^ «U of S». 2011-07-06. Архивтелген түпнұсқа 2011-07-06.
  13. ^ «Tore Supra». www-fusion-magnetique.cea.fr. Алынған 2018-09-04.
  14. ^ . 2014-05-12 https://web.archive.org/web/20140512214251/http://www.ipp.cas.cz/Tokamak/index?m=comp. Архивтелген түпнұсқа 2014-05-12. Жоқ немесе бос | тақырып = (Көмектесіңдер)
  15. ^ «КОМПАС - Жалпы ақпарат». 2013-10-25. Архивтелген түпнұсқа 2013-10-25 аралығында.
  16. ^ . 2006-04-24 https://web.archive.org/web/20060424061102/http://www.fusion.org.uk/culham/start.htm. Архивтелген түпнұсқа 2006-04-24. Жоқ немесе бос | тақырып = (Көмектесіңдер)
  17. ^ «MIT Plasma Science & Fusion Center: зерттеу> alcator>». 2015-07-09. Архивтелген түпнұсқа 2015-07-09.
  18. ^ «Centro de Fusão Nuclear». cfn.ist.utl.pt. Архивтелген түпнұсқа 2010-03-07. Алынған 2012-02-13.
  19. ^ «EPFL». crppwww.epfl.ch.
  20. ^ «Pegasus Toroidal эксперименті». pegasus.ep.wisc.edu.
  21. ^ «NSTX-U». nstx-u.pppl.gov. Алынған 2018-09-04.
  22. ^ «MAST - сфералық Токамак UKAEA Culham». 2006-04-21. Архивтелген түпнұсқа 2006-04-21.
  23. ^ «SST-1 Токамак беті». 2014-06-20. Архивтелген түпнұсқа 2014-06-20.
  24. ^ «ШЫҒЫС (HT-7U супер дирижерлық Токамак) - Хэфэй физика ғылымдары институттары, Қытай ғылым академиясы». ағылш. hf.cas.cn.
  25. ^ . 2008-05-30 https://web.archive.org/web/20080530221257/http://www.nfri.re.kr/. Архивтелген түпнұсқа 2008-05-30. Жоқ немесе бос | тақырып = (Көмектесіңдер)
  26. ^ . 2013-11-10 https://web.archive.org/web/20131110043518/http://www.triam.kyushu-u.ac.jp/QUEST_HP/quest_e.html. Архивтелген түпнұсқа 2013-11-10. Жоқ немесе бос | тақырып = (Көмектесіңдер)
  27. ^ «ST25» Tokamak Energy ».
  28. ^ «ST40» Tokamak Energy ».
  29. ^ «MAST-U бойынша мәртебе және жоспарлар». 2016-12-13.
  30. ^ «Қытай жаңа токамакты аяқтайды».
  31. ^ «JT-60SA жобасы».
  32. ^ «ITER - жаңа энергияға жол». ITER.
  33. ^ «DTT жобасы».
  34. ^ «Жаңа дивитор Токамак сынақ қондырғысы» (PDF).
  35. ^ «MIT плазмалық ғылыми-біріктіру орталығындағы SPARC».
  36. ^ Крили, А. Дж .; Гринвальд, Дж .; Баллингер, С.Б .; Бруннер, Д .; Каник Дж .; Дуди Дж .; Фюлёп, Т .; Гарнье, Д. Т .; Гранец, Р .; Грей, Т. К .; Holland, C. (2020). «SPARC токамағына шолу». Плазма физикасы журналы. 86 (5). дои:10.1017 / S0022377820001257. ISSN  0022-3778.
  37. ^ «Токамакта тұтанған плазма - IGNITOR жобасы». frascati.enea.it. Архивтелген түпнұсқа 2020-04-19.
  38. ^ Ресей-итальяндық IGNITOR Токамак жобасы: Дизайн және іске асыру жағдайы (2017)
  39. ^ Гао, X. (2013-12-17). «CFETR тұжырымдамасының дизайнын жаңарту» (PDF). www-naweb.iaea.org.
  40. ^ Ким, К .; Им, К .; Ким, Х .; О, С .; Парк, Дж. С .; Квон, С .; Ли, Ю.С .; Йом, Дж. Х .; Ли, C. (2015). «Жақын арада іске асыруға арналған K-DEMO жобалық тұжырымдамасы». Ядролық синтез. 55 (5): 053027. Бибкод:2015NucFu..55e3027K. дои:10.1088/0029-5515/55/5/053027. ISSN  0029-5515.
  41. ^ «Тарих | ННЦ ХФТИ». kipt.kharkov.ua.
  42. ^ https://ipp.kipt.kharkov.ua/u3m/u3m_kg.html
  43. ^ https://www.ornl.gov/content/ornl-review-v17n3
  44. ^ Бөлім, бөлім бастығы; [email protected]. «Плазманы зерттеу зертханасы - PRL - ANU». prl.anu.edu.au.
  45. ^ «TJ-K - FusionWiki». fusionwiki.ciemat.es.
  46. ^ CIEMAT. «Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas». ciemat.es (Испанша).
  47. ^ «Үлкен тікұшақ қондырғысы жобасы». lhd.nifs.ac.jp. Архивтелген түпнұсқа 2010-04-12. Алынған 2006-04-20.
  48. ^ «Heliotron J жобасы». iae.kyoto-u.ac.jp/kz/joint/heliotron-j.html.
  49. ^ «Тарих | ННЦ ХФТИ». kipt.kharkov.ua.
  50. ^ https://ipp.kipt.kharkov.ua/u2m/u2m_kg.html
  51. ^ «QPS басты беті».
  52. ^ http://qps.fed.ornl.gov/pvr/pdf/qpsentire.pdf
  53. ^ «HIDRA - Гибридті Иллинойс құралы зерттеуге және қолдануға арналған | CPMI - Иллинойс». cpmi.illinois.edu.
  54. ^ UST_2 Vying Fusion Energy
  55. ^ «Wendelstein 7-X». ipp.mpg.de/w7x.
  56. ^ «CONSORZIO RFX - Ricerca Formazione Innovazione». igi.cnr.it. Архивтелген түпнұсқа 2009-09-01. Алынған 2018-04-16.
  57. ^ Хартог, Питер Ден. «MST - UW плазма физикасы». плазма.физика.wisc.edu.
  58. ^ Лю, Вандун; т.б. (2017). «Keda Torus eXperiment бастапқы нәтижелеріне шолу». Ядролық синтез. 57 (11): 116038. дои:10.1088 / 1741-4326 / aa7f21. ISSN  0029-5515.
  59. ^ «Левитті дипольдік тәжірибе». 2004-08-23. Архивтелген түпнұсқа 2004-08-23.
  60. ^ «Лазерлер, фотоника және синтездеу туралы ғылым: миссия мен ғылым және технологиялар». llnl.gov.
  61. ^ «CEA - лазерлік мегаджол». www-lmj.cea.fr.
  62. ^ «RFNC-VNIIEF - Ғылым - Лазерлік физика». 2005-04-06. Архивтелген түпнұсқа 2005-04-06 ж.
  63. ^ «PALS, лазер». мұрағат. 2001-06-27. Архивтелген түпнұсқа 2001-06-27 ж.
  64. ^ «Невада университеті, Рено. Невададағы Тераватт нысаны». мұрағат. 2000-09-19. Архивтелген түпнұсқа 2000-09-19.
  65. ^ «Сандиа ұлттық зертханалары: ұлттық қауіпсіздік бағдарламалары». sandia.gov.
  66. ^ «ПУЛСОТРОН». pulsotron.org. Архивтелген түпнұсқа 2019-04-01. Алынған 2020-03-09.