Los experimentos dirigidos al desarrollo de la energía de fusión se realizan invariablemente con máquinas dedicadas que pueden clasificarse de acuerdo con los principios que utilizan para confinar el combustible de plasma y mantenerlo caliente.
La división principal es entre confinamiento magnético y confinamiento inercial . En confinamiento magnético, la tendencia del plasma caliente a expandirse es contrarrestada por la fuerza de Lorentz entre las corrientes en el plasma y los campos magnéticos producidos por bobinas externas. Las densidades de partículas tienden a estar en el rango de10 18 hasta10 22 m −3 y las dimensiones lineales en el rango de0,1 a 10 m . Los tiempos de confinamiento de partículas y energía pueden variar desde menos de un milisegundo hasta más de un segundo, pero la configuración en sí a menudo se mantiene mediante la entrada de partículas, energía y corriente durante tiempos que son cientos o miles de veces más largos. Algunos conceptos son capaces de mantener un plasma de forma indefinida.
Por el contrario, con el confinamiento inercial, no hay nada que contrarreste la expansión del plasma. El tiempo de confinamiento es simplemente el tiempo que tarda la presión del plasma en superar la inercia de las partículas, de ahí el nombre. Las densidades tienden a estar en el rango de10 31 hasta10 33 m −3 y el radio del plasma en el rango de 1 a 100 micrómetros. Estas condiciones se obtienen irradiando una pastilla sólida de tamaño milimétrico con un láser de nanosegundos o pulso de iones. La capa exterior del gránulo se elimina , proporcionando una fuerza de reacción que comprime el 10% central del combustible en un factor de 10 o 20 a 10 3 o10 4 veces la densidad sólida. Estos microplasmas se dispersan en un tiempo medido en nanosegundos. Para un reactor de potencia de fusión , se necesitará una tasa de repetición de varios por segundo.
Confinamiento magnético
Dentro del campo de los experimentos de confinamiento magnético , existe una división básica entre topologías de campo magnético toroidal y abierto . En términos generales, es más fácil contener un plasma en la dirección perpendicular al campo que en paralelo. El confinamiento paralelo se puede resolver doblando las líneas de campo sobre sí mismas en círculos o, más comúnmente, superficies toroidales, o contrayendo el haz de líneas de campo en ambos extremos, lo que hace que algunas de las partículas se reflejen en el efecto espejo . Las geometrías toroidales se pueden subdividir aún más según si la propia máquina tiene una geometría toroidal, es decir, un núcleo sólido a través del centro del plasma. La alternativa es prescindir de un núcleo sólido y depender de las corrientes del plasma para producir el campo toroidal.
Las máquinas de espejos tienen ventajas en una geometría más simple y un mejor potencial para la conversión directa de energía de partículas en electricidad. Por lo general, requieren campos magnéticos más altos que las máquinas toroidales, pero el mayor problema ha resultado ser el confinamiento. Para un buen confinamiento, debe haber más partículas en movimiento perpendicular al campo que en paralelo al campo. Sin embargo, esta distribución de velocidades no maxwelliana es muy difícil de mantener y energéticamente costosa.
La ventaja de los espejos de geometría de máquina simple se mantiene en máquinas que producen toroides compactos , pero existen desventajas potenciales para la estabilidad al no tener un conductor central y generalmente hay menos posibilidad de controlar (y por lo tanto optimizar) la geometría magnética. Los conceptos de toroides compactos están generalmente menos desarrollados que los de las máquinas toroidales. Si bien esto no significa necesariamente que no puedan funcionar mejor que los conceptos convencionales, la incertidumbre involucrada es mucho mayor.
Algo en una clase por sí misma es el Z-pinch , que tiene líneas de campo circulares. Este fue uno de los primeros conceptos que se probaron, pero no tuvo mucho éxito. Además, nunca hubo un concepto convincente para convertir la máquina de impulsos que requiere electrodos en un reactor práctico.
El foco de plasma denso es un dispositivo controvertido y "no convencional" que se basa en las corrientes del plasma para producir un toroide. Es un dispositivo pulsado que depende de un plasma que no está en equilibrio y tiene el potencial de convertir directamente la energía de las partículas en electricidad. Se están realizando experimentos para probar teorías relativamente nuevas para determinar si el dispositivo tiene futuro.
Máquina toroidal
Las máquinas toroidales pueden ser axialmente simétricas, como el tokamak y el pinch de campo inverso (RFP), o asimétricas, como el stellarator . El grado adicional de libertad obtenido al renunciar a la simetría toroidal podría finalmente ser utilizable para producir un mejor confinamiento, pero el costo es la complejidad en la ingeniería, la teoría y los diagnósticos experimentales. Los estelaradores suelen tener una periodicidad, por ejemplo, una simetría rotacional quíntuple. La RFP, a pesar de algunas ventajas teóricas, como un campo magnético bajo en las bobinas, no ha tenido mucho éxito.
Tokamak
Nombre del dispositivo | Estado | Construcción | Operación | Localización | Organización | Radio mayor / menor | Campo B | Corriente de plasma | Propósito | Imagen |
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
T-1 (Tokamak-1) | Cerrar | ? | 1957-1959 | Moscú | Instituto Kurchatov | 0,625 m / 0,13 m | 1 cucharada | 0.04 MA | Primer tokamak | |
T-3 (Tokamak-3) | Cerrar | ? | 1962–? | Moscú | Instituto Kurchatov | 1 m / 0,12 m | 2,5 toneladas | 0.06 MA | ||
ST (Tokamak simétrico) | Cerrar | Modelo C | 1970-1974 | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 1,09 m / 0,13 m | 5,0 T | 0,13 MA | Primer tokamak estadounidense, convertido del modelo C stellarator | |
ORMAK (Oak Ridge tokaMAK) | Cerrar | 1971-1976 | cresta de roble | Laboratorio Nacional Oak Ridge | 0,8 m / 0,23 m | 2,5 toneladas | 0,34 MA | Primero en lograr 20 MK temperatura del plasma | ||
ATC (compresor toroidal adiabático) | Cerrar | 1971-1972 | 1972-1976 | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 0,88 m / 0,11 m | 2 T | 0.05 MA | Demostrar calentamiento por plasma compresional | |
Pulsador [2] | Cerrar | 1970-1973 | 1973-1979 | Garching | Instituto Max Planck de Física del Plasma | 0,7 m / 0,12 m | 2,7 toneladas | 0,125 MA | Descubrimiento de operaciones de alta densidad con tokamaks | |
TFR (Tokamak de Fontenay-aux-Roses) | Cerrar | 1973-1984 | Fontenay-aux-Roses | CEA | 1 m / 0,2 m | 6 toneladas | 0,49 | |||
T-10 (Tokamak-10) | Operacional | 1975- | Moscú | Instituto Kurchatov | 1,50 m / 0,37 m | 4 T | 0,8 MA | El tokamak más grande de su tiempo | ||
PLT (Princeton Large Torus) | Cerrar | 1975-1986 | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 1,32 m / 0,4 m | 4 T | 0,7 MA | Primero en lograr 1 MA corriente de plasma | ||
ISX-B | Cerrar | ? | 1978–? | cresta de roble | Laboratorio Nacional Oak Ridge | 0,93 m / 0,27 m | 1,8 T | 0,2 MA | Bobinas superconductoras, intento de operación de beta alta | |
T-7 (Tokamak-7) | Reciclado → HT-7 [3] | ? | 1979-1985 | Moscú | Instituto Kurchatov | 1,2 m / 0,31 m | 3 T | 0,3 MA | Primer tokamak con bobinas de campo toroidales superconductoras | |
ASDEX (Experimento de desviador simétrico axialmente) [4] | Reciclado → HL-2A | 1973-1980 | 1980-1990 | Garching | Max-Planck-Institut für Plasmaphysik | 1,65 m / 0,4 m | 2,8 toneladas | 0,5 MA | Descubrimiento del modo H en 1982 | |
TEXTOR ( Experimento Tokamak para la investigación orientada a la tecnología ) [5] [6] | Cerrar | 1976–1980 | 1981-2013 | Jülich | Forschungszentrum Jülich | 1,75 m / 0,47 m | 2,8 toneladas | 0,8 MA | Estudiar las interacciones de la pared plasmática | |
TFTR (Reactor de prueba de fusión Tokamak) [7] | Cerrar | 1980-1982 | 1982-1997 | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 2,4 m / 0,8 m | 6 toneladas | 3 MA | Intento de punto de equilibrio científico, alcanzó un poder de fusión récord de 10,7 MW y temperatura de510 MK | |
JET (Joint European Torus) [8] | Operacional | 1978-1983 | 1983- | Culham | Centro Culham para la energía de fusión | 2,96 m / 0,96 m | 4 T | 7 MA | Récord de potencia de salida de fusión 16,1 MW | |
Novillo [9] [10] | Cerrar | NOVA-II | 1983-2004 | Ciudad de México | Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares | 0,23 m / 0,06 m | 1 cucharada | 0.01 MA | Estudiar las interacciones de la pared plasmática | |
JT-60 (Japón Torus-60) [11] | Reciclado → JT-60SA | 1985-2010 | Naka | Instituto de Investigación de Energía Atómica de Japón | 3,4 m / 1,0 m | 4 T | 3 MA | Operación de estado estacionario de alta beta, producto triple de fusión más alto | ||
DIII-D [12] | Operacional | 1986 [13] | 1986- | San Diego | Atómica general | 1,67 m / 0,67 m | 2,2 toneladas | 3 MA | Optimización de Tokamak | |
STOR-M (Saskatchewan Torus-Modified) [14] | Operacional | 1987- | Saskatoon | Laboratorio de física del plasma (Saskatchewan) | 0,46 m / 0,125 m | 1 cucharada | 0.06 MA | Estudiar el calentamiento del plasma y el transporte anómalo. | ||
T-15 | Reciclado → T-15MD | 1983–1988 | 1988–1995 | Moscú | Instituto Kurchatov | 2,43 m / 0,7 m | 3,6 toneladas | 1 MA | Primer tokamak superconductor | |
Tore supra [15] | Reciclado → OESTE | 1988–2011 | Cadarache | Département de Recherches sur la Fusion Contrôlée | 2,25 m / 0,7 m | 4,5 toneladas | 2 MA | Gran tokamak superconductor con enfriamiento activo | ||
ADITYA (tokamak) | Operacional | 1989- | Gandhinagar | Instituto de Investigación del Plasma | 0,75 m / 0,25 m | 1,2 toneladas | 0,25 MA | |||
BRÚJULA (MONTAJE COMPACTO) [16] [17] | Operacional | 1980- | 1989- | Praga | Instituto de Física del Plasma AS CR | 0,56 m / 0,23 m | 2,1 T | 0,32 MA | ||
FTU ( Mejora de Frascati Tokamak ) | Operacional | 1990- | Frascati | ENEA | 0,935 m / 0,35 m | 8 toneladas | 1,6 MA | |||
START (Tokamak de relación de aspecto pequeño y ajustado) [18] | Cerrar | 1990–1998 | Culham | Centro Culham para la energía de fusión | 0,3 m /? | 0,5 T | 0,31 MA | Primer Tokamak esférico de tamaño completo | ||
Actualización de ASDEX (experimento de desviador simétrico axialmente) | Operacional | 1991- | Garching | Max-Planck-Institut für Plasmaphysik | 1,65 m / 0,5 m | 2,6 toneladas | 1.4 MA | |||
Alcator C-Mod (Alto Campo Toro) [19] | Operacional (financiado por Fusion Startups) | 1986- | 1991–2016 | Cambridge | Instituto de Tecnología de Massachusetts | 0,68 m / 0,22 m | 8 toneladas | 2 MA | Registre la presión plasmática 2,05 bares | |
ISTTOK (Instituto Superior Técnico TOKamak) [20] | Operacional | 1992- | Lisboa | Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear | 0,46 m / 0,085 m | 2,8 toneladas | 0.01 MA | |||
TCV ( Variable de configuración Tokamak à ) [21] | Operacional | 1992- | Lausana | École Polytechnique Fédérale de Lausanne | 0,88 m / 0,25 m | 1,43 toneladas | 1,2 MA | Estudios de confinamiento | ||
HBT-EP (Pulso extendido de Tokamak Beta alto) | Operacional | 1993- | Nueva York | Laboratorio de Física del Plasma de la Universidad de Columbia | 0,92 m / 0,15 m | 0,35 toneladas | 0.03 MA | Tokamak de beta alta | ||
HT-7 (Hefei Tokamak-7) | Cerrar | 1991-1994 | 1995-2013 | Hefei | Institutos de Ciencias Físicas de Hefei | 1,22 m / 0,27 m | 2 T | 0,2 MA | El primer tokamak superconductor de China | |
Experimento toroidal de Pegaso [22] | Operacional | ? | 1996- | Madison | Universidad de Wisconsin-Madison | 0,45 m / 0,4 m | 0,18 toneladas | 0,3 MA | Relación de aspecto extremadamente baja | |
NSTX (Experimento nacional del toro esférico) [23] | Operacional | 1999- | Municipio de Plainsboro | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 0,85 m / 0,68 m | 0,3 T | 2 MA | Estudia el concepto de tokamak esférico | ||
ET (Tokamak eléctrico) | Reciclado → ETPD | 1998 | 1999-2006 | los Angeles | UCLA | 5 m / 1 m | 0,25 toneladas | 0.045 MA | El tokamak más grande de su tiempo | |
CDX-U (Actualización del experimento de la unidad actual) | Reciclado → LTX | 2000-2005 | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 0,3 m /? metro | 0,23 toneladas | 0.03 MA | Estudiar litio en paredes de plasma | ||
MAST (Tokamak esférico megaamperio) [24] | Reciclado → Actualización MAST | 1997–1999 | 2000-2013 | Culham | Centro Culham para la energía de fusión | 0,85 m / 0,65 m | 0,55 toneladas | 1,35 MA | Investigar tokamak esférico para la fusión | |
HL-2A (Huan-Liuqi-2A) | Operacional | 2000-2002 | 2002-2018 | Chengdu | Instituto de Física del Suroeste | 1,65 m / 0,4 m | 2,7 toneladas | 0.43 MA | Física en modo H, mitigación de ELM | [1] |
SST-1 (Tokamak superconductor de estado estable) [25] | Operacional | 2001- | 2005- | Gandhinagar | Instituto de Investigación del Plasma | 1,1 m / 0,2 m | 3 T | 0,22 MA | Producir un Plasma de divertor nulo doble alargado de 1000 s | |
EAST (Tokamak superconductor avanzado experimental) [26] | Operacional | 2000-2005 | 2006- | Hefei | Institutos de Ciencias Físicas de Hefei | 1,85 m / 0,43 m | 3,5 toneladas | 0,5 MA | Plasma en modo H para más 100 s en50 MK | |
J-TEXT (TEXTO conjunto) | Operacional | TEXTO (Tokamak experimental de Texas) | 2007- | Wuhan | Universidad de Ciencia y Tecnología de Huazhong | 1,05 m / 0,26 m | 2,0 toneladas | 0,2 MA | Desarrollar el control del plasma | [2] |
KSTAR (Investigación avanzada de Tokamak superconductores de Corea) [27] | Operacional | 1998-2007 | 2008- | Daejeon | Instituto Nacional de Investigación de Fusión | 1,8 m / 0,5 m | 3,5 toneladas | 2 MA | Tokamak con imanes totalmente superconductores, 20 segundos de funcionamiento a100 MK [28] | |
LTX (Experimento Tokamak de litio) | Operacional | 2005-2008 | 2008- | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 0,4 m /? metro | 0,4 toneladas | 0.4 MA | Estudiar litio en paredes de plasma | |
QUEST (Experimento de la Universidad Q-shu con Tokamak esférico en estado estacionario) [29] | Operacional | 2008- | Kyosuke | Universidad de Kyushu | 0,68 m / 0,4 m | 0,25 toneladas | 0.02 MA | Estudiar el funcionamiento en estado estable de un Tokamak esférico | ||
Kazajstán Tokamak para ensayos de materiales (KTM) | Operacional | 2000-2010 | 2010- | Kurchatov | Centro Nuclear Nacional de la República de Kazajstán | 0,86 m / 0,43 m | 1 cucharada | 0,75 MA | Prueba de pared y desviador | |
ST25-HTS [30] | Operacional | 2012-2015 | 2015- | Culham | Tokamak Energy Ltd | 0,25 m / 0,125 m | 0,1 T | 0.02 MA | Plasma en estado estacionario | |
WEST (entorno de tungsteno en Tokamak en estado estable) | Operacional | 2013-2016 | 2016- | Cadarache | Département de Recherches sur la Fusion Contrôlée | 2,5 m / 0,5 m | 3,7 toneladas | 1 MA | Tokamak superconductor con enfriamiento activo | |
ST40 [31] | Operacional | 2017-2018 | 2018- | Didcot | Tokamak Energy Ltd | 0,4 m / 0,3 m | 3 T | 2 MA | Primer tokamak esférico de campo alto | |
MAST-U (Mejora Tokamak esférica de megaamperios) [32] | Operacional | 2013-2019 | 2020- | Culham | Centro Culham para la energía de fusión | 0,85 m / 0,65 m | 0,92 toneladas | 2 MA | Pruebe nuevos conceptos de escape para un tokamak esférico | |
HL-2M (Huan-Liuqi-2M) [33] | Operacional | 2018-2019 | 2020- | Leshan | Instituto de Física del Suroeste | 1,78 m / 0,65 m | 2,2 toneladas | 1,2 MA | Plasma alargado con 200 MK | |
JT-60SA (Japón Torus-60 super, avanzado) [34] | Operacional | 2013-2020 | 2021– | Naka | Instituto de Investigación de Energía Atómica de Japón | 2,96 m / 1,18 m | 2,25 toneladas | 5.5 MA | Optimice las configuraciones de plasma para ITER y DEMO con un funcionamiento en estado estable no inductivo completo | |
T-15MD | Bajo construcción | 2010-2020 | 2021- | Moscú | Instituto Kurchatov | 1,48 m / 0,67 m | 2 T | 2 MA | Reactor híbrido de fusión / fisión | |
ITER [35] | Bajo construcción | 2013–2025? | 2025? | Cadarache | Consejo ITER | 6,2 m / 2,0 m | 5,3 T | 15 MA? | Demostrar la viabilidad de la fusión a escala de planta de energía con 500 MW de potencia de fusión | |
TDT (instalación de prueba del desvío Tokamak) [36] [37] | Planificado | 2022–2025? | 2025? | Frascati | ENEA | 2,14 m / 0,70 m | 6 T? | 5.5 MA? | Tokamak superconductor para estudiar el escape de energía | [3] |
SPARC [38] [39] | Planificado | 2021–? | 2025? | Devens | Commonwealth Fusion Systems y MIT Plasma Science and Fusion Center | 1,85 m / 0,57 m | 12,2 toneladas | 8.7 MA | Tokamak compacto de campo alto con bobinas ReBCO yPotencia de fusión prevista de 100 MW | |
IGNITOR [40] | Planeado [41] | ? | > 2024 | Troitzk | ENEA | 1,32 m / 0,47 m | 13 T | 11 MA? | Reactor de fusión compacto con plasma autónomo y 100 MW de energía de fusión planificada | |
CFETR (reactor de prueba de ingeniería de fusión de China) [42] | Planificado | 2020? | 2030? | Instituto de Física del Plasma, Academia China de Ciencias | 5,7 m /1,6 m ? | 5 T? | 10 MA? | Puentear las brechas entre ITER y DEMO, energía de fusión planificada 1000 MW | [4] | |
PASO ( Tokamak esférico para la producción de energía ) | Planificado | 2032? | 2040? | Culham | Centro Culham para la energía de fusión | 3 m /2 m ? | ? | ? | Tokamak esférico con cientos de MW de potencia eléctrica planificada | |
K-DEMO (reactor tokamak de demostración de fusión de Corea) [43] | Planificado | 2037? | Instituto Nacional de Investigación de Fusión | 6,8 m /2,1 metros | 7 T | 12 MA? | Prototipo para el desarrollo de reactores de fusión comerciales con alrededor 2200 MW de energía de fusión | |||
DEMO (DEMOnstration Power Station) | Planificado | 2031? | 2044? | ? | 9 m /3 m ? | 6 T? | 20 MA? | Prototipo de reactor de fusión comercial |
Stellarator
Nombre del dispositivo | Estado | Construcción | Operación | Tipo | Localización | Organización | Radio mayor / menor | Campo B | Propósito | Imagen |
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Modelo A | Cerrar | 1952-1953 | 1953–? | Figura 8 | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 0,3 m / 0,02 m | 0,1 T | Primer estelarizador | [5] |
Modelo B | Cerrar | 1953-1954 | 1954-1959 | Figura 8 | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 0,3 m / 0,02 m | 5 T | Desarrollo de diagnósticos de plasma. | |
Modelo B-1 | Cerrar | ? -1959 | Figura 8 | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 0,25 m / 0,02 m | 5 T | Cedido Temperaturas de plasma de 1 MK | ||
Modelo B-2 | Cerrar | 1957 | Figura 8 | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 0,3 m / 0,02 m | 5 T | Temperaturas de electrones hasta 10 MK | [6] | |
Modelo B-3 | Cerrar | 1957 | 1958- | Figura 8 | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 0,4 m / 0,02 m | 4 T | Último dispositivo en forma de 8, estudios de confinamiento de plasma calentado óhmicamente | |
Modelo B-64 | Cerrar | 1955 | 1955 | Cuadrado | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | ? m / 0,05 m | 1,8 T | ||
Modelo B-65 | Cerrar | 1957 | 1957 | Pista | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | [7] | |||
Modelo B-66 | Cerrar | 1958 | 1958–? | Pista | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | ||||
Wendelstein 1-A | Cerrar | 1960 | Pista | Garching | Max-Planck-Institut für Plasmaphysik | 0,35 m / 0,02 m | 2 T | ℓ = 3 | ||
Wendelstein 1-B | Cerrar | 1960 | Pista | Garching | Max-Planck-Institut für Plasmaphysik | 0,35 m / 0,02 m | 2 T | ℓ = 2 | ||
Modelo C | Reciclado → ST | 1957-1962 | 1962-1969 | Pista | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 1,9 m / 0,07 m | 3,5 toneladas | Se encontraron grandes pérdidas de plasma por difusión de Bohm. | |
L-1 | Cerrar | 1963 | 1963-1971 | Lebedev | Instituto de Física Lebedev | 0,6 m / 0,05 m | 1 cucharada | |||
SIRIO | Cerrar | 1964–? | Jarkov | |||||||
TOR-1 | Cerrar | 1967 | 1967-1973 | Lebedev | Instituto de Física Lebedev | 0,6 m / 0,05 m | 1 cucharada | |||
TOR-2 | Cerrar | ? | 1967-1973 | Lebedev | Instituto de Física Lebedev | 0,63 m / 0,036 m | 2,5 toneladas | |||
Wendelstein 2-A | Cerrar | 1965-1968 | 1968-1974 | Heliotrón | Garching | Max-Planck-Institut für Plasmaphysik | 0,5 m / 0,05 m | 0,6 toneladas | Buen confinamiento de plasma "Misterio de Munich" | |
Wendelstein 2-B | Cerrar | ? -1970 | 1971–? | Heliotrón | Garching | Max-Planck-Institut für Plasmaphysik | 0,5 m / 0,055 m | 1,25 toneladas | Demostró un rendimiento similar al de los tokamaks. | |
L-2 | Cerrar | ? | 1975–? | Lebedev | Instituto de Física Lebedev | 1 m / 0,11 m | 2,0 toneladas | |||
WEGA | Reciclado → HIDRA | 1972-1975 | 1975-2013 | Stellarator clásico | Greifswald | Max-Planck-Institut für Plasmaphysik | 0,72 m / 0,15 m | 1,4 toneladas | Prueba de calefacción híbrida inferior | |
Wendelstein 7-A | Cerrar | ? | 1975-1985 | Stellarator clásico | Garching | Max-Planck-Institut für Plasmaphysik | 2 m / 0,1 m | 3,5 toneladas | Primer estelarizador "puro" sin corriente de plasma | |
Heliotrón-E | Cerrar | ? | 1980–? | Heliotrón | 2,2 m / 0,2 m | 1,9 T | ||||
Heliotron-DR | Cerrar | ? | 1981–? | Heliotrón | 0,9 m / 0,07 m | 0,6 toneladas | ||||
Uragan-3 ( M | ) [44]Operacional | ? | mil novecientos ochenta y dos-? [45] | Torsatron | Járkov | Centro Nacional de Ciencias, Instituto de Física y Tecnología de Kharkiv (NSC KIPT) | 1,0 m / 0,12 m | 1,3 toneladas | ? | |
Torsatron castaño (AT) | Cerrar | ? | 1984-1990 | Torsatron | Castaño | Universidad de Auburn | 0,58 m / 0,14 m | 0,2 T | ||
Wendelstein 7-AS | Cerrar | 1982-1988 | 1988-2002 | Stellarator modular avanzado | Garching | Max-Planck-Institut für Plasmaphysik | 2 m / 0,13 m | 2,6 toneladas | Primer modo H en un stellarator en 1992 | |
Instalación Toroidal Avanzada (ATF) | Cerrar | 1984-1988 [46] | 1988–? | Torsatron | cresta de roble | Laboratorio Nacional Oak Ridge | 2,1 m / 0,27 m | 2,0 toneladas | Operación de alta beta | |
Sistema helicoidal compacto (CHS) | Cerrar | ? | 1989–? | Heliotrón | Toki | Instituto Nacional de Ciencia de la Fusión | 1 m / 0,2 m | 1,5 T | ||
Torsatron Auburn compacto (CAT) | Cerrar | ? -1990 | 1990-2000 | Torsatron | Castaño | Universidad de Auburn | 0,53 m / 0,11 m | 0,1 T | Estudiar superficies de flujo magnético | |
H-1NF [47] | Operacional | 1992- | Heliac | Canberra | Escuela de Investigación de Ciencias Físicas e Ingeniería , Universidad Nacional de Australia | 1,0 m / 0,19 m | 0,5 T | |||
TJ-K [48] | Operacional | TJ-IU | 1994- | Torsatron | Kiel, Stuttgart | Universidad de Stuttgart | 0,60 m / 0,10 m | 0,5 T | Enseñando | |
TJ-II [49] | Operacional | 1991- | 1997- | Helíaco flexible | Madrid | Laboratorio Nacional de Fusión, Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas | 1,5 m / 0,28 m | 1,2 toneladas | Estudie el plasma en una configuración flexible | |
LHD (dispositivo helicoidal grande) [50] | Operacional | 1990–1998 | 1998- | Heliotrón | Toki | Instituto Nacional de Ciencia de la Fusión | 3,5 m / 0,6 m | 3 T | Determinar la viabilidad de un reactor de fusión estelarizador. | |
HSX (experimento helicoidalmente simétrico) | Operacional | 1999- | Modular, cuasi-helicoidalmente simétrico | Madison | Universidad de Wisconsin-Madison | 1,2 m / 0,15 m | 1 cucharada | Investigar el transporte de plasma | ||
Heliotron J (Heliotron J) [51] | Operacional | 2000- | Heliotrón | Kioto | Instituto de Energía Avanzada | 1,2 m / 0,1 m | 1,5 T | Estudiar la configuración del heliotrón de eje helicoidal | ||
Torus no neutro de Columbia (CNT) | Operacional | ? | 2004- | Bobinas circulares entrelazadas | Nueva York | Universidad de Colombia | 0,3 m / 0,1 m | 0,2 T | Estudio de plasmas no neutros | |
Uragan-2 ( M ) [44] | Operacional | 1988-2006 | 2006- [52] | Heliotron, Torsatron | Járkov | Centro Nacional de Ciencias, Instituto de Física y Tecnología de Kharkiv (NSC KIPT) | 1,7 m / 0,24 m | 2,4 toneladas | ? | |
Estellarador cuasi-poloidal (QPS) [53] [54] | Cancelado | 2001-2007 | - | Modular | cresta de roble | Laboratorio Nacional Oak Ridge | 0,9 m / 0,33 m | 1,0 T | Investigación Stellarator | |
NCSX (Experimento de Stellarator compacto nacional) | Cancelado | 2004-2008 | - | Helias | Princeton | Laboratorio de Física del Plasma de Princeton | 1,4 m / 0,32 m | 1,7 toneladas | Estabilidad de alta β | |
Híbrido toroidal compacto (CTH) | Operacional | ? | 2007? - | Torsatron | Castaño | Universidad de Auburn | 0,75 m / 0,2 m | 0,7 T | Stellarator híbrido / tokamak | |
HIDRA (Dispositivo híbrido de Illinois para investigación y aplicaciones) [55] | Operacional | 2013-2014 (WEGA) | 2014- | ? | Urbana , IL | Universidad de Illinois | 0,72 m / 0,19 m | 0,5 T | Stellarator y tokamak en un solo dispositivo | |
UST_2 [56] | Operacional | 2013 | 2014- | modular cuasi-isodinámico de tres períodos | Madrid | Universidad Carlos III de Madrid | 0,29 m / 0,04 m | 0,089 toneladas | Stellarator impreso en 3D | |
Wendelstein 7-X [57] | Operacional | 1996-2015 | 2015- | Helias | Greifswald | Max-Planck-Institut für Plasmaphysik | 5,5 m / 0,53 m | 3 T | Plasma en estado estacionario en estelarizador totalmente optimizado | |
SCR-1 (Stellarator de Costa Rica) | Operacional | 2011-2015 | 2016- | Modular | Cartago | Instituto de Tecnología de Costa Rica | 0,14 m / 0,042 m | 0,044 toneladas | ||
Primer estelarizador cuasiaximétrico chino [58] | Bajo construcción | 2017 - | Helias | Chengdu, China | Southwest Jiaotong University, Instituto Nacional de Ciencia de Fusión en Japón | 1 m / 0,25 m | 1 cucharada | m = 2 estelarizador cuasi-axisimétrico, modular |
Espejo magnetico
- Tablero / Toytop, Laboratorio Nacional Lawrence Livermore , Livermore CA.
- DCX / DCX-2, Laboratorio Nacional Oak Ridge
- ORGA, Akademgorodok, Rusia.
- Béisbol I / Béisbol II Laboratorio Nacional Lawrence Livermore , Livermore CA.
- 2X / 2XIII / 2XIII-B, Laboratorio Nacional Lawrence Livermore , Livermore CA.
- TMX, TMX-U Laboratorio Nacional Lawrence Livermore , Livermore CA.
- Laboratorio Nacional Lawrence Livermore MFTF , Livermore CA.
- Trampa dinámica de gas en el Instituto Budker de Física Nuclear , Akademgorodok, Rusia.
Pinza en Z toroidal
- Perhapsatron (1953, Estados Unidos)
- ZETA (Ensamblaje termonuclear de energía cero) (1957, Reino Unido)
Pellizco de campo invertido (RFP)
- ETA-BETA II en Padua, Italia (1979-1989)
- RFX (Experimento de campo inverso), Consorzio RFX, Padova, Italia [59]
- MST (Madison Symmetric Torus), Universidad de Wisconsin – Madison , Estados Unidos [60]
- T2R, Real Instituto de Tecnología , Estocolmo, Suecia
- TPE-RX, AIST , Tsukuba, Japón
- KTX (Keda Torus eXperiment) en China (desde 2015) [61]
Spheromak
- Experimento de física sostenido de Spheromak
Configuración de campo invertido (FRC)
- C-2 Tri Alpha Energy
- C-2U Tri Alpha Energy
- Tecnologías C-2W TAE
- Universidad LSX de Washington
- Universidad IPA de Washington
- Universidad HF de Washington
- IPA- Universidad HF de Washington
Líneas de campo abierto
Pellizco de plasma
- Trisops - 2 pistolas theta-pinch enfrentadas
Dipolo levitado
- Experimento del dipolo levitado (LDX), MIT / Universidad de Columbia , Estados Unidos [62]
Confinamiento inercial
Impulsado por láser
Instalaciones experimentales actuales o en construcción
Láseres de estado sólido
- Instalación Nacional de Ignición ( NIF ) en LLNL en California, EE. UU. [63]
- Laser Mégajoule del Commissariat à l'Énergie Atomique en Burdeos, Francia (en construcción) [64]
- OMEGA EL Laser en el Laboratorio de Energética Láser , Rochester, EE. UU.
- Gekko XII en el Instituto de Ingeniería Láser de Osaka, Japón
- Láseres ISKRA-4 e ISKRA-5 en el Centro Nuclear Federal Ruso VNIIEF [65]
- Láser Pharos , 2 haces 1 kJ / pulso (IR) Nd: Láser de vidrio en los Laboratorios de Investigación Naval
- Láser Vulcan en la instalación central de láser, laboratorio Rutherford Appleton , láser Nd: vidrio de 2,6 kJ / pulso (IR)
- Láser Trident , en LANL ; 3 haces en total; 2 vigas de 400 J, 100 ps - 1 us; 1 haz ~ 100 J, 600 fs - 2 ns.
Láseres de gas
- Láser NIKE en los Laboratorios de Investigación Naval , láser de gas de fluoruro de criptón
- PALS , anteriormente "Asterix IV", en la Academia de Ciencias de la República Checa, [66] 1 kJ máx. Salida de láser de yodo a una longitud de onda fundamental de 1.315 micrómetros
Instalaciones experimentales desmanteladas
Láseres de estado sólido
- Láser de 4 pi construido a mediados de la década de 1960 en el Laboratorio Nacional Lawrence Livermore
- Láser de largo recorrido construido en LLNL en 1972
- El láser Janus de dos haces construido en LLNL en 1975
- El láser Cyclops de dos haces construido en LLNL en 1975
- El láser Argus de dos haces construido en LLNL en 1976
- El láser Shiva de 20 haces construido en LLNL en 1977
- Láser OMEGA de 24 haces completado en 1980 en el Laboratorio de Energética Láser de la Universidad de Rochester
- El láser Nova de 10 haces ( desmantelado ) en LLNL . (Primera toma tomada, diciembre de 1984; última toma tomada y desmantelada en 1999)
Láseres de gas
- "Single Beam System" o simplemente "67" después del número del edificio en el que se encontraba, un láser de dióxido de carbono de 1 kJ en el Laboratorio Nacional de Los Alamos
- Láser Géminis , 2 rayos, láser de dióxido de carbono de 2,5 kJ en LANL
- Láser Helios , 8 haces, láser de dióxido de carbono de ~ 10 kJ en LANL - Medios en Wikimedia Commons
- Láser Antares en LANL . ( Láser de CO 2 de 40 kJ , el más grande jamás construido, la producción de electrones calientes en el plasma objetivo debido a la longitud de onda larga del láser dio como resultado un acoplamiento deficiente de energía láser / plasma)
- Aurora láser 96 haz 1,3 kJ láser de fluoruro de criptón total (KrF) en LANL
- Sprite láser de pocos julios / láser de pulso en la Central Laser Facility, Rutherford Appleton Laboratory
Z-Pinch
- Instalación de energía pulsada Z
- Dispositivo ZEBRA en la instalación de teravatios de Nevada de la Universidad de Nevada [67]
- Acelerador de Saturno en el Laboratorio Nacional Sandia [68]
- MAGPIE en el Imperial College de Londres
- COBRA en la Universidad de Cornell
- PULSOTRON [69]
Confinamiento electrostático inercial
- Fusor
- Polywell
Fusión objetivo magnetizado
- FRX-L
- FRCHX
- General Fusion - en desarrollo
- Proyecto LINUS
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