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聚變實驗列表

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Nova Laser，用於慣性約束聚變的實驗（1984-1999）

用於發展聚變能的實驗總是會使用專門的裝置，這些裝置可以根據他們使用的聚變原理和燃料自持方式來進行區分。

主要區分為磁約束和慣性約束兩種。在磁約束中，熱電漿體膨脹的趨勢被電漿體中的電流和外部線圈產生的磁場之間的洛倫茲力抵消。粒子密度範圍趨向於1018-1022 m−3，線性尺寸範圍為0.1 m至10m。 粒子和能量約束時間在從幾毫秒到超過一秒的範圍內，但是配置本身通常通過輸入粒子、能量和電流來維持數倍或數千倍的時間。一些理論能夠無限期地維持電漿體。

磁約束

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環形器

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環形器可以是軸對稱的，例如托卡馬克和反場箍縮（英語：Reversed_field_pinch），也可以是不對稱的，比如仿星器。通過放棄環形對稱性而獲得的額外的自由度可能最終可以產生更好的約束，但工程、理論和實驗診斷上的成本十分複雜。仿星器通常具有周期性，例如五倍的旋轉對稱。反場箍縮，儘管具有一些理論上的優勢，例如低磁場線圈，還沒有證明是成功的。

托卡馬克

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裝置名稱 狀態 建造時間 運行時間 地點 所屬組織 最大/最小半徑 磁場 電漿電流 備註 照片
T-1 關閉 ? 1957-1959 莫斯科 蘇聯 庫爾恰托夫研究所 0.625 m/0.13 m 1 T 0.04 MA 首台托卡馬克 T-1
T-3 關閉 ? 1962-? 莫斯科 蘇聯 庫爾恰托夫研究所 1 m/0.12 m 2.5 T 0.06 MA
ST (Symmetric Tokamak) 關閉 Model C 1970-1974 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 1.09 m/0.13 m 5.0 T 0.13 MA 美國首台托卡馬克，從Model C仿星器改造而來
ORMAK (Oak Ridge tokaMAK) 關閉 1971-1976 橡樹嶺 美國 橡樹嶺國家實驗室 0.8 m/0.23 m 2.5 T 0.34 MA 電漿體溫度首次達到20 MK
ATC 關閉 1971-1972 1972-1976 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 0.88 m/0.11 m 2 T 0.05 MA 演示了電漿體壓縮 Schematic of ATC
TFR (Tokamak de Fontenay-aux-Roses) 關閉 1973-1984 豐特奈-歐羅斯 法國 原子能和替代能源委員會 1 m/0.2 m 6 T 0.49
T-10 (Tokamak-10) 關閉 1975-? 莫斯科 蘇聯 庫爾恰托夫研究所 1.50 m/0.36 m 4 T 0.6 MA 當時最大的托卡馬克裝置 Model of the T-10
PLT (Princeton Large Torus) 關閉 1975-1986 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 1.32 m/0.4 m 4 T 0.7 MA 電漿體電流首次達到1 MA Construction of the Princeton Large Torus
ASDEX (Axially Symmetric Divertor Experiment)[1] 改造 →HL-2A 1980-1990 加興 德國 Max-Planck-Institut für Plasmaphysik 1.65 m/0.4 m 2.8 T 0.5 MA 1982年發現了H模（英語：High-confinement mode）
TEXTOR [2][3] 關閉 1976-1980 1981-2013 於利希 德國 於利希研究中心 1.75 m/0.47 m 2.8 T 0.8 MA 研究電漿體-壁相互作用
TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor)[4] 關閉 1980-1982 1982-1997 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 2.4 m/0.8 m 6 T 3 MA 創造了聚變能輸出10.7 MW、電漿體溫度510 MK的紀錄 TFTR plasma vessel
JET [5] 運行中 1978-1983 1983- 卡爾漢姆 英國 Culham Centre for Fusion Energy 2.96 m/0.96 m 4 T 7 MA 創造了聚變能輸出16.1 MW的紀錄 JET in 1991
Novillo（西班牙語：Tokamak Novillo）[6][7] 關閉 NOVA-II 1983-2004 墨西哥城 墨西哥 Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares 0.23 m/0.06 m 1 T 0.01 MA 研究電漿體-壁相互作用
JT-60 (Japan Torus-60)[8] 改造 →JT-60SA 1985-2010 那珂市 日本 Japan Atomic Energy Research Institute 3.4 m/1.0 m 4 T 3 MA High-beta steady-state operation, highest fusion triple product
DIII-D[9] 運行中 1986[10] 1986- 聖地牙哥 (加利福尼亞州) 美國 General Atomics 1.67 m/0.67 m 2.2 T 3 MA 托卡馬克優化設計 DIII-D vacuum vessel
STOR-M (Saskatchewan Torus-Modified)[11] 運行中 1987- 薩斯卡通 加拿大 Plasma Physics Laboratory (Saskatchewan) 0.46 m/0.125 m 1 T 0.06 MA 研究電漿體加熱和反常運輸
T-15 改造 →T-15MD 1983-1988 1988-1995 莫斯科 蘇聯 庫爾恰托夫研究所 2.43 m/0.7 m 3.6 T 1 MA 首台超導托卡馬克 T-15 coil system
Tore Supra[12] 改造 →WEST 1988-2011 卡達拉舍 法國 Département de Recherches sur la Fusion Contrôlée 2.25 m/0.7 m 4.5 T 2 MA 主動冷卻的大型托卡馬克
ADITYA (tokamak) 運行中 1989- 甘地訥格爾 印度 Institute for Plasma Research 0.75 m/0.25 m 1.2 T 0.25 MA
COMPASS (COMPact ASSembly)[13][14] 運行中 1980- 1989- 布拉格 捷克 Institute of Plasma Physics AS CR 0.56 m/0.23 m 2.1 T 0.32 MA COMPASS plasma chamber
FTU 運行中 1990- 弗拉斯卡蒂 義大利 ENEA 0.935 m/0.35 m 8 T 1.6 MA
START [15] 關閉 1990-1998 卡爾漢姆 英國 Culham Centre for Fusion Energy 0.3 m/? 0.5 T 0.31 MA 首台全尺寸球形托卡馬克
ASDEX Upgrade (Axially Symmetric Divertor Experiment) 運行中 1991- 加興 德國 Max-Planck-Institut für Plasmaphysik 1.65 m/0.5 m 2.6 T 1.4 MA ASDEX Upgrade plasma vessel segment
Alcator C-Mod (Alto Campo Toro)[16] 關閉 1986- 1991-2016 劍橋 美國 麻省理工學院 0.68 m/0.22 m 8 T 2 MA 創造了電漿體壓力2.05 bar的紀錄 Alcator C-Mod plasma vessel
ISTTOK (Instituto Superior Técnico TOKamak)[17] 運行中 1992- 里斯本 葡萄牙 Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear 0.46 m/0.085 m 2.8 T 0.01 MA
TCV (Tokamak à Configuration Variable)[18] 運行中 1992- 洛桑 瑞士 洛桑聯邦理工學院 0.88 m/0.25 m 1.43 T 1.2 MA 聚變研究 TCV plasma vessel
Pegasus Toroidal Experiment[19] 運行中 ? 1996- 麥迪遜 美國 威斯康星大學麥迪遜分校 0.45 m/0.4 m 0.18 T 0.3 MA 極低長寬比 Pegasus Toroidal Experiment
NSTX (National Spherical Torus Experiment)[20] 運行中 1999- 平原鎮Plainsboro Township 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 0.85 m/0.68 m 0.3 T 2 MA 研究球形托卡馬克理論 National Spherical Torus Experiment
ET (Electric Tokamak) 改造 →ETPD 1998 1999-2006 洛杉磯 美國 加利福尼亞大學洛杉磯分校 5 m/1 m 0.25 T 0.045 當時最大的托卡馬克裝置 The Electric Tokamak.jpg
CDX-U (Current Drive Experiment-Upgrade) 改造 →LTX 2000-2005 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 0.3 m/? m 0.23 T 0.03 MA Study Lithium in plasma walls CDX-U setup
MAST (Mega-Ampere Spherical Tokamak)[21] 改造 →MAST-Upgrade 1997-1999 1999-2013 卡爾漢姆 英國 Culham Centre for Fusion Energy 0.9 m/0.6 m 0.55 T 1.4 MA 研究球形托卡馬克聚變 Plasma in MAST
SST-1 (Steady State Superconducting Tokamak)[22] 運行中 2001- 2005- 甘地訥格爾 印度 Institute for Plasma Research 1.1 m/0.2 m 3 T 0.22 MA Produce a 1000s elongated double null divertor plasma
EAST [23] 運行中 2003-2006 2006- 合肥 中國 中國科學院合肥物質科學研究院 1.85 m/0.4 5m 3.5 T 0.5 MA H模式電漿體在50 MK時自持超過100 s EAST plasma vessel
KSTAR [24] 運行中 1998-2007 2008- 大田廣域市 大韓民國 National Fusion Research Institute 1.8 m/0.5 m 3.5 T 2 MA 全超導托卡馬克 KSTAR
LTX (Lithium Tokamak Experiment) 運行中 2005-2008 2008- 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 0.4 m/? m 0.4 T 0.4 MA Study Lithium in plasma walls Lithium Tokamak Experiment plasma vessel
QUEST (Spherical Tokamak)[25] 運行中 2008- 春日市 日本 Kyushu University 0.68 m/0.4 m 0.25 T 0.02 MA 研究球形托卡馬克中的穩態電漿體
Kazakhstan Tokamak for Material testing (KTM) 運行中 2000-2010 2010- 庫爾恰托夫 哈薩克斯坦 National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan 0.86 m/0.43 m 1 T 0.75 MA Testing of wall and divertor
ST25-HTS[26] 運行中 2012-2015 2015- 卡爾漢姆 英國 Tokamak Energy Ltd 0.25 m/0.125 m 0.1 T 0.02 MA 穩態電漿體 ST25-HTS with plasma
WEST (Tungsten Environment in Steady-state Tokamak) 運行中 2013-2016 2016- 卡達拉舍 法國 Département de Recherches sur la Fusion Contrôlée 2.5 m/0.5 m 3.7 T 1 MA 主動冷卻超導托卡馬克 WEST design
ST40[27] 運行中 2017-2018 2018- 卡爾漢姆 英國 Tokamak Energy Ltd 0.4 m/0.3 m 3 T 2 MA 首撞球形強場托卡馬克 ST40 engineering drawing
JT-60SA (Japan Torus-60 super, advanced)[28] 建設中 2013-2020? 2020? 那珂 日本 Japan Atomic Energy Research Institute 2.96 m/1.18 m 2.25 T 5.5 MA Optimise plasma configurations for ITER and DEMO with full non-inductive steady-state operation panorama of JT-60SA
ITER[29] 建設中 2013- 2025? 卡達拉舍 法國 ITER Council 6.2 m/2.0 m 5.3 T 15 MA ? Demonstrate feasibility of fusion on a power-plant scale with 500 MW fusion power Small-scale model of ITER
DTT (Divertor Tokamak Test facility)[30] 規劃 ? 2022? 弗拉斯卡蒂 義大利 ENEA 2.15 m/0.70 m 6 T ? 6 MA ? Divertor design
IGNITOR[31] 規劃[32] ? >2024 特羅伊茨克 (車里雅賓斯克州) 俄羅斯 ENEA 1.32 m/0.47 m 13 T 11 MA ? Compact fustion reactor with self-sustained plasma and 100 MW of planned fusion power
CFETR [33] 規劃 2020? 2030? 中國 中國科學院電漿體物理研究所 5.7 m ? 5 T ? 10 MA ? Bridge gaps between ITER and DEMO, planned fusion power 1000 MW
K-DEMO [34] 規劃 2037? 大韓民國 National Fusion Research Institute 6.8 m/2.1 m 7 T 12 MA ? Prototype for the development of commercial fusion reactors with around 2200 MW of fusion power Engineering drawing of planned KDEMO
DEMO 規劃 2031? 2044? ? 9 m/3 m ? 6 T ? 20 MA ? Prototype for a commercial fusion reactor Schematic of a DEMO nucelar fusion power plant with around 2-4 GW of fusion power

仿星器

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Device Name Status Construction Operation Type Location Organisation Major/Minor Radius B-field Purpose Image
Model A 關閉 1952-1953 1953-? Figure-8 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 0.3 m/0.02 m 0.1 T First stellarator
Model B 關閉 1953-1954 1954-1959 Figure-8 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 0.3 m/0.02 m 5 T Development of plasma diagnostics
Model B-2 關閉 Figure-8 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 0.3 m/0.02 m 5 T
Model B-3 關閉 1958 Figure-8 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 0.4 m/0.02 m 4 T
Model B-64 關閉 1955 Square 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 ? m/0.05 m 1.8 T
Model B-65 關閉 Racetrack 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室
Model B-66 關閉 普林斯頓 普林斯頓電漿體物理實驗室
Wendelstein 1-A 關閉 1960 Racetrack 加興 德國 Max-Planck-Institut für Plasmaphysik 0.35 m/0.02 m 2 T ℓ=3
Wendelstein 1-B 關閉 1960 Racetrack 加興 德國 Max-Planck-Institut für Plasmaphysik 0.35 m/0.02 m 2 T ℓ=2
Model C 改造 →ST 1957-1962 1962-1969 Racetrack 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 1.9 m/0.07 m 3.5 T Found large plasma losses by Bohm diffusion
L-1 關閉 1963 1963-1971 Lebedev 俄羅斯 Lebedev Physical Institute 0.6 m/0.05 m 1 T
SIRIUS 關閉 1964-? 哈爾科夫 俄羅斯
TOR-1 關閉 1967 1967-1973 Lebedev 俄羅斯 Lebedev Physical Institute 0.6 m/0.05 m 1 T
TOR-2 關閉 ? 1967-1973 Lebedev 俄羅斯 列別傑夫物理研究所 0.63 m/0.036 m 2.5 T
Wendelstein 2-A 關閉 1965-1968 1968-1974 Heliotron 加興 德國 Max-Planck-Institut für Plasmaphysik 0.5 m/0.05 m 0.6 T Good plasma confinement 「Munich mystery」 Wendelstein 2-A
Wendelstein 2-B 關閉 ?-1970 1971-? Heliotron 加興 德國 Max-Planck-Institut für Plasmaphysik 0.5 m/0.055 m 1.25 T Demonstrated similar performance than tokamaks Wendelstein 2-B
L-2 關閉 ? 1975-? Lebedev 俄羅斯 Lebedev Physical Institute 1 m/0.11 m 2.0 T
WEGA 改造 →HIDRA 1972-1975 1975-2013 Classical stellarator 格賴夫斯瓦爾德 德國 Max-Planck-Institut für Plasmaphysik 0.72 m/0.15 m 1.4 T Test lower hybrid heating WEGA
Wendelstein 7-A 關閉 ? 1975-1985 Classical stellarator 加興 德國 Max-Planck-Institut für Plasmaphysik 2 m/0.1 m 3.5 T First "pure" stellarator without plasma current
Heliotron-E 關閉 ? 1980-? Heliotron Template:Country data JP 2.2 m/0.2 m 1.9 T
Heliotron-DR 關閉 ? 1981-? Heliotron Template:Country data JP 0.9 m/0.07 m 0.6 T
Auburn Torsatron 關閉 ? 1984-1990 Torsatron 奧本 美國 奧本大學 0.58 m/0.14 m 0.2 T
Wendelstein 7-AS（德語：Wendelstein 7-AS） 關閉 1982-1988 1988-2002 Modular, advanced stellarator 加興 德國 Max-Planck-Institut für Plasmaphysik 2 m/0.13 m 2.6 T First H-mode in a stellarator in 1992 Wendelstein 7-AS
Compact Helical System (CHS) 關閉 ? 1989-? Heliotron 土岐 Template:Country data JP National Institute for Fusion Science 1 m/0.2 m 1.5 T
Compact Auburn Torsatron (CAT) 關閉 ?-1990 1990-2000 Torsatron 奧本 美國 奧本大學 0.53 m/0.11 m 0.1 T Study magnetic flux surfaces
H-1NF[35] 運行中 1992- Heliac 坎培拉 澳大利亞 Research School of Physical Sciences and Engineering, Australian National University 1.0 m/0.19 m 0.5 T H-1NF plasma vessel
TJ-K[36] 運行中 TJ-IU 1994- Torsatron 基爾 德國 斯圖加特大學 0.60 m/0.10 m 0.5 T Teaching
TJ-II[37] 運行中 1991- 1997- flexible Heliac 馬德里 西班牙 National Fusion Laboratory, Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas (Ciemat) 1.5 m/0.28 m 1.2 T Study plasma in flexible configuration
LHD (Large Helical Device)[38] 運行中 1990-1998 1998- Heliotron 土岐 Template:Country data JP National Institute for Fusion Science 3.5 m/0.6 m 3 T Determine feasibility of a stellarator fusion reactor LHD cross section
HSX (Helically Symmetric Experiment) 運行中 1999- Modular, quasi-helically symmetric 麥迪遜 美國 University of Wisconsin–Madison 1.2 m/0.15 m 1 T investigate plasma transport HSX with clearly visible non-planar coils
Heliotron J (Heliotron J)[39] 運行中 2000- Heliotron 京都 Template:Country data JP Institute of Advanced Energy 1.2 m/0.1 m 1.5 T Study helical-axis heliotron configuration
Uragan-2(M)[40] ? ? ? Heliotron, Torsatron 哈爾科夫 烏克蘭 National Science Center, Kharkiv Institute of Physics and Technology (NSC KIPT) 1.7 m/0.24 m 2.4 T ?
Uragan-3 (M​（烏克蘭語）)[40] ? ? ? Torsatron 哈爾科夫 烏克蘭 National Science Center, Kharkiv Institute of Physics and Technology (NSC KIPT) 1.0 m/0.12 m 1.3 T ?
Columbia Non-neutral Torus (CNT) 運行中 ? 2004- Circular interlocked coils 紐約 美國 哥倫比亞大學 0.3 m/0.1 m 0.2 T Study of non-neutral plasmas
Quasi-poloidal stellarator (QPS)[41][42] 取消 2001-2007 - Modular 橡樹嶺 美國 橡樹嶺國家實驗室 0.9 m/0.33 m 1.0 T Stellarator research Engineering drawing of the QPS
NCSX (National Compact Stellarator Experiment) 取消 2004-2008 - Helias 普林斯頓 美國 普林斯頓電漿體物理實驗室 1.4 m/0.32 m 1.7 T High-β stability CAD drawing of NCSX
Compact Toroidal Hybrid (CTH) 運行中 ? 2007?- Torsatron 奧本 美國 奧本大學 0.75 m/0.2 m 0.7 T Hybrid stellarator/tokamak
HIDRA (Hybrid Illinois Device for Research and Applications)[43] 運行中 2013-2014 (WEGA) 2014- ? 厄巴納 (伊利諾州)美國 University of Illinois at Urbana - Champaign 0.72 m/0.19 m 0.5 T 仿星器和托卡馬克合二為一的裝置 HIDRA after its reasemmbly in Illinois
UST_2[44] 運行中 2013 2014- modular three period quasi-isodynamic 馬德里 西班牙 Charles III University of Madrid 0.29 m/0.04 m 0.089 T 3D printed stellarator UST_2 design concept
Wendelstein 7-X[45] 運行中 1996-2015 2015- Helias 格賴夫斯瓦爾德 德國 馬克斯-普朗克電漿體物理研究所 5.5 m/0.53 m 3 T Steady-state plasma in fully optimized stellarator Schematic diagram of Wendelstein 7-X
SCR-1 (Stellarator of Costa Rica) 運行中 2011-2015 2016- Modular 卡塔戈 哥斯大黎加 Instituto Tecnológico de Costa Rica 0.14 m/0.042 m 0.044 T SCR-1 vacuum vessel drawing

反場箍縮（英語：Reversed_field_pinch）

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磁鏡

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球形馬克（英語：Spheromak）

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場反向位形（英語：Field-Reversed Configuration）

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Open field lines

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Plasma pinch

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  • Trisops - 2 facing theta-pinch guns

懸浮偶極

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慣性約束

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雷射驅動

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當前或正在建設的實驗設施

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固態雷射器
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  • National Ignition Facility (NIF) at LLNL in California, US[50]
  • Laser Mégajoule of the Commissariat à l'Énergie Atomique in Bordeaux, France (under construction)[51]
  • OMEGA EL Laser at the Laboratory for Laser Energetics, Rochester, US
  • Gekko XII at the Institute for Laser Engineering in Osaka, Japan
  • ISKRA-4 and ISKRA-5 Lasers at the Russian Federal Nuclear Center VNIIEF[52]
  • Pharos laser, 2 beam 1 kJ/pulse (IR) Nd:Glass laser at the Naval Research Laboratories
  • Vulcan laser at the central Laser Facility, Rutherford Appleton Laboratory, 2.6 kJ/pulse (IR) Nd:glass laser
  • Trident laser, at LANL; 3 beams total; 2 x 400 J beams, 100 ps – 1 us; 1 beam ~100 J, 600 fs – 2 ns.
氣體雷射器
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  • NIKE laser at the Naval Research Laboratories, Krypton Fluoride gas laser
  • PALS, formerly the "Asterix IV", at the Academy of Sciences of the Czech Republic,[53] 1 kJ max. output iodine laser at 1.315 micrometre fundamental wavelength

已拆除實驗設施

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固態雷射器
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  • 4 pi laser built during the mid 1960s at Lawrence Livermore National Laboratory
  • Long path laser built at LLNL in 1972
  • The two beam Janus laser built at LLNL in 1975
  • The two beam Cyclops laser built at LLNL in 1975
  • The two beam Argus laser built at LLNL in 1976
  • The 20 beam Shiva laser built at LLNL in 1977
  • 24 beam OMEGA laser completed in 1980 at the University of Rochester's Laboratory for Laser Energetics
  • The 10 beam Nova laser (dismantled) at LLNL. (First shot taken, December 1984 – final shot taken and dismantled in 1999)
氣體雷射器
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  • "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
  • Gemini laser, 2 beams, 2.5 kJ carbon dioxide laser at LANL
  • Helios laser, 8 beam, ~10 kJ carbon dioxide laser at LANL — Media at Wikimedia Commons
  • Antares laser at LANL. (40 kJ CO2 laser, largest ever built, production of hot electrons in target plasma due to long wavelength of laser resulted in poor laser/plasma energy coupling)
  • Aurora laser 96 beam 1.3 kJ total krypton fluoride (KrF) laser at LANL
  • Sprite laser few joules/pulse laser at the Central Laser Facility, Rutherford Appleton Laboratory

Z-箍縮

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慣性靜電約束

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磁化靶聚變

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

參考資料

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  1. ^ ASDEX at the Max Planck Institute for Plasma Physics. [2019-03-30]. （原始內容存檔於2019-03-30）. 
  2. ^ Forschungszentrum Jülich - Plasmaphysik (IEK-4). www.fz-juelich.de. （原始內容存檔於2012-12-27） （德語）. 
  3. ^ Progress in Fusion Research - 30 Years of TEXTOR
  4. ^ Tokamak Fusion Test Reactor. 2011-04-26. （原始內容存檔於2011-04-26）. 
  5. ^ EFDA-JET, the world's largest nuclear fusion research experiment. 2006-04-30. （原始內容存檔於2006-04-30）. 
  6. ^ :::. Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares | Fusión nuclear .. 2009-11-25. （原始內容存檔於2009-11-25）. 
  7. ^ All-the-Worlds-Tokamaks. www.tokamak.info. （原始內容存檔於2019-04-15）. 
  8. ^ Yoshikawa, M. JT-60 Project. Fusion Technology 1978. 2006-10-02, 2: 1079. Bibcode:1979fute.conf.1079Y. 原始內容存檔於2006-10-02. 
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  10. ^ DIII-D National Fusion Facility (DIII-D) | U.S. DOE Office of Science (SC). science.energy.gov. [2018-09-04]. （原始內容存檔於2018-09-04） （美國英語）. 
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  12. ^ Tore Supra. www-fusion-magnetique.cea.fr. [2018-09-04]. （原始內容存檔於2013-05-02）. 
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  14. ^ COMPASS - General information. 2013-10-25. （原始內容存檔於2013-10-25）. 
  15. ^ Wayback Machine. 2006-04-24. （原始內容存檔於2006-04-24）. 
  16. ^ MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator>. 2015-07-09. 原始內容存檔於2015-07-09. 
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  18. ^ EPFL. crppwww.epfl.ch. （原始內容存檔於2005-12-19）. 
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  20. ^ NSTX-U. nstx-u.pppl.gov. [2018-09-04]. （原始內容存檔於2018-09-05）. 
  21. ^ MAST - the Spherical Tokamak at UKAEA Culham. 2006-04-21. （原始內容存檔於2006-04-21）. 
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