Liste des réacteurs à fusion nucléaire

Chambre à plasma du TFTR, utilisée pour les expériences de fusion par confinement magnétique, qui a produit 11 MW de puissance de fusion en 1994.

La liste des réacteurs à fusion nucléaire recense les installations énergétiques basées sur la fusion nucléaire, classées selon leur type de confinement magnétique ou inertiel du plasma.

Variantes de réacteurs à fusion[modifier | modifier le code]

Les expérimentations visant à développer l'énergie de fusion sont invariablement effectuées avec des réacteurs dédiés qui peuvent être classés selon les principes qu'ils utilisent pour confiner le plasma et le maintenir à haute température. La principale distinction se situe entre le confinement magnétique et le confinement inertiel.

En confinement magnétique, la tendance du plasma chaud à se dilater est contrecarrée par la force de Lorentz entre les courants dans le plasma et les champs magnétiques produits par des bobines externes. Les densités de particules ont tendance à être de l'ordre de 1018 à 1022 m−3 et les dimensions linéaires dans la plage de 0,1 à 10 m. Les temps de confinement des particules et de l'énergie peuvent aller de moins d'une milliseconde à plus d'une seconde, mais la configuration elle-même est souvent maintenue grâce à l'apport de particules, d'énergie et de courant pendant des centaines ou des milliers de fois plus longues. Certains concepts sont capables de maintenir indéfiniment un plasma.

En revanche, avec le confinement inertiel, rien ne permet de contrecarrer l'expansion du plasma. Le temps de confinement est simplement le temps qu'il faut à la pression du plasma pour vaincre l'inertie des particules. Les densités ont tendance à être de l'ordre de 1031 à 1033 m-3 et le rayon du plasma compris entre 1 et 100 micromètres. Ces conditions sont obtenues en irradiant une pastille solide de taille millimétrique avec un laser nanoseconde ou une impulsion ionique. La couche externe de la pastille est ablatée, fournissant une force de réaction qui comprime les 10% centraux du carburant par un facteur de 10 ou 20 à 103 ou 104 fois la densité solide. Ces microplasmas se dispersent en un temps mesuré en nanosecondes. Pour un réacteur de puissance à fusion, un taux de répétition de plusieurs par seconde sera nécessaire.

Confinement magnétique[modifier | modifier le code]

Chambre toroïdale[modifier | modifier le code]

Tokamak[modifier | modifier le code]

Nom Statut Construc. Service Lieu Organisation Rayon Maj/Min B-field Courant Plasma Note Image
T-1 (Tokamak-1) Arrêt 1957 1957-1959 Moscou Institut Kourtchatov (Labo. n°2) 0.625 m/0.13 m 1 T 0.04 MA Premier tokamak T-1
T-2 Transformé →FT-1 1959 1960-1970 Moscou Institut Kourtchatov 0.62 m/0.22 m 2.5 T 0.06 MA
T-3 Transformé →T-4 1960 1962-? Moscou Institut Kourtchatov 1 m/0.12 m 2.5 T 0.06 MA
T-5 Arrêt ? 1962-1970 Moscou Institut Kourtchatov 0.625 m/0.15 m 1.2 T 0.06 MA
TM-1 Arrêt ? ? Moscou Institut Kourtchatov
TM-2 Arrêt ? 1965 Moscou Institut Kourtchatov
TM-3 Arrêt ? 1970 Moscou Institut Kourtchatov
FT-1 Transformé →CASTOR T-2 1972-2002 Leningrad Institut Ioffe 0.62 m/0.22 m 1.2 T 0.05 MA
ST (Symmetric Tokamak) Arrêt 1970-1974 Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 1.09 m/0.13 m 5.0 T 0.13 MA Converti à partir stellarator Model C
T-6 Arrêt ? 1970-1974 Moscou Institut Kourtchatov 0.7 m/0.25 m 1.5 T 0.22 MA
TUMAN-2, 2A Arrêt ? 1971-1985 Leningrad Institut Ioffe 0.4 m/0.08 m 1.5 T 0.012 MA
ORMAK (Oak Ridge tokaMAK) Arrêt 1971-1976 Oak Ridge Laboratoire national d'Oak Ridge 0.8 m/0.23 m 2.5 T 0.34 MA Premier à atteindre 20 MK ORMAK plasma vessel
Doublet II Arrêt 1972-1974 San Diego General Atomics 0.63 m/0.08 m 0.95 T 0.21 MA
ATC (Adiabatic Toroidal Compressor) Arrêt 1971-1972 1972-1976 Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 0.88 m/0.11 m 2 T 0.05 MA Démonstration du chauffage du plasma par compression Schematic of ATC
T-9 Arrêt ? 1972-1977 Moscou Institut Kourtchatov 0.36 m/0.07 m 1 T
TO-1 Arrêt ? 1972-1978 Moscou Institut Kourtchatov 0.6 m/0.13 m 1.5 T 0.07 MA
Alcator A (Alto Campo Toro) Arrêt 1972-1978 Cambridge Massachusetts Institute of Technology 0.54 m/0.10 m 9.0 T 0.3 MA
JFT-2 (JAERI Fusion Torus 2) Arrêt ? 1972-1982 Naka Institut de recherche de l'énergie atomique 0.9 m/0.25 m 1.8 T 0.25 MA
TFR (Tokamak de Fontenay-aux-Roses) Arrêt 1973-1984 Fontenay-aux-Roses Commissariat à l'énergie atomique 1 m/0.2 m 6 T 0.49
Turbulent Tokamak Frascati Arrêt ? 1973 Frascati Comité national pour l'énergie nucléaire 0.3 m/0.04 m 1 T 0.005 MA
Pulsator Arrêt 1970-1973 1973-1979 Garching Institut Max-Planck de physique des plasmas 0.7 m/0.12 m 2.7 T 0.125 MA
T-4 Arrêt T-3 1974-1978 Moscou Institut Kourtchatov 0.9 m/0.16 m 5 T 0.3 MA
Doublet IIA Arrêt 1974-1986 San Diego General Atomics 0.66 m/0.15 m 0.76 T 0.35 MA
PETULA-B[1] Arrêt 1974-1986 Grenoble Commissariat à l'énergie atomique
T-10 Opérationnel 1975- Moscou Institut Kourtchatov 1.50 m/0.37 m 4 T 0.8 MA Le plus grand tokamak de son temps Model of the T-10
T-11 Arrêt ? 1975-1984 Moscou Institut Kourtchatov 0.7 m/0.25 m 1 T
PLT (Princeton Large Torus) Arrêt 1975-1986 Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 1.32 m/0.4 m 4 T 0.7 MA Premier à atteindre 1 MA de courant Construction of the Princeton Large Torus
Divertor Injection Tokamak Experiment (DITE) Arrêt 1975–1989 Culham Centre de Culham pour l'énergie de fusion 1,17 m/0,27 m 2,7 T 0,26 MA
JIPP T-II Arrêt ? 1976 Nagoya Université de Nagoya 0,91 m/0,17 m 3 T 0,16 MA
TNT-A Arrêt ? 1976 Tokyo Université de Tokyo 0,4 m/0,09 m 0,42 T 0,02 MA
T-8 (Tokamak-8) Arrêt ? 1976–? Moscou Institut Kourtchatov 0,28 m/0,048 m 0,9 T 0,024 MA
Microtor Arrêt ? 1976–1983? Los Angeles Université de Californie 0,3 m/0,1 m 2,5 T 0,12 MA
Macrotor Arrêt } ? 1970s–80s Los Angeles Université de Californie 0,9 m/0,4 m 0,4 T 0,1 MA
TUMAN-3 Operational ? 1977–
(1990–, 3M)		 Leningrad Institut Ioffe 0,55 m/0,23 m 3 T 0,18 MA
Thor Arrêt ? Milan Université de Milan 0,52 m/0,195 m 1 T 0,055 MA [4]
FT (Frascati Tokamak) Arrêt 1978 Frascati Comité national pour l'énergie nucléaire 0,83 m/0,20 m 10 T 0,8 MA
PDX (Poloidal Divertor Experiment) Arrêt ? 1978–1983 Princeton Princeton Plasma Physics Laboratory 1,4 m/0,4 m 2,4 T 0,5 MA
ISX-B Arrêt ? 1978-? Oak Ridge Laboratoire national d'Oak Ridge 0.93 m/0.27 m 1.8 T 0.2 MA Bobines supraconductrices
Doublet III Arrêt 1978–1985 Drapeau des États-Unis San Diego General Atomics 1,45 m/0,45 m 2,6 T 0,61 MA [5]
T-12 (Tokamak-12) Arrêt ? 1978–1985 Moscou Institut Kourtchatov 0,36 m/0,08 m 1 T 0,03 MA
Alcator C (Alto Campo Toro) Arrêt ? 1978–1986 Drapeau des États-Unis Cambridge Massachusetts Institute of Technology 0,64 m/0,16 m 13 T 0,8 MA
T-7 (Tokamak-7) Transformé →HT-7 ? 1979–1985 Moscou Institut Kourtchatov 1,2 m/0,31 m 3 T 0,3 MA Premier tokamak doté de bobines de champ toroïdal supraconductrices
ASDEX (Axially Symmetric Divertor Experiment)[2] Transformé →HL-2A 1980-1990 Garching Institut Max-Planck de physique des plasmas 1.65 m/0.4 m 2.8 T 0.5 MA Découverte du H-mode en 1982
TEXTOR (Tokamak Experiment for Technology Oriented Research)[3],[4] Arrêt 1976-1980 1981-2013 Juliers Centre de recherche de Juliers 1.75 m/0.47 m 2.8 T 0.8 MA Etude des interactions plasma-paroi
TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor)[5] Arrêt 1980-1982 1982-1997 Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 2.4 m/0.8 m 6 T 3 MA Atteint la puissance record de 10,7 MW et température de 510 MK TFTR plasma vessel
JET (Joint European Torus)[6] Opérationnel 1978-1983 1983- Culham Centre de Culham pour l'énergie de fusion 2.96 m/0.96 m 4 T 7 MA Record pour la puissance de sortie 16,1 MW JET in 1991
Novillo[7],[8] Arrêt NOVA-II 1983-2004 Mexico Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares (es) 0.23 m/0.06 m 1 T 0.01 MA Etude des interactions plasma-paroi
JT-60 (Japan Torus-60)[9] Transformé →JT-60SA 1985-2010 Naka Institut de recherche de l'énergie atomique 3.4 m/1.0 m 4 T 3 MA High-beta steady-state operation, highest fusion triple product
DIII-D[10] Opérationnel 1986[11] 1986- San Diego General Atomics 1.67 m/0.67 m 2.2 T 3 MA Tokamak Optimization DIII-D vacuum vessel
STOR-M (Saskatchewan Torus-Modified)[12] Opérationnel 1987- Saskatoon Université de la Saskatchewan 0.46 m/0.125 m 1 T 0.06 MA Study plasma heating and anomalous transport
T-15 Transformé →T-15MD 1983-1988 1988-1995 Moscou Institut Kourtchatov 2.43 m/0.7 m 3.6 T 1 MA First superconducting tokamak T-15 on a stamp
Tore Supra[13] Transformé →WEST 1988-2011 Cadarache[14] Commissariat à l'énergie atomique 2.25 m/0.7 m 4.5 T 2 MA Tokamak supraconducteur avec refroidissement actif
ADITYA Opérationnel 1989- Gandhinagar Institute for Plasma Research (en) 0.75 m/0.25 m 1.2 T 0.25 MA
COMPASS (COMPact ASSembly)[15],[16] Opérationnel 1980- 1989- Prague Institute of Plasma Physics AS CR 0.56 m/0.23 m 2.1 T 0.32 MA COMPASS plasma chamber
FTU (Frascati Tokamak Upgrade) Opérationnel 1990- Frascati ENEA 0.935 m/0.35 m 8 T 1.6 MA
START (Small Tight Aspect Ratio Tokamak)[17] Arrêt 1990-1998 Culham Centre de Culham pour l'énergie de fusion 0.3 m/? 0.5 T 0.31 MA Premier Tokamak
ASDEX Upgrade (Axially Symmetric Divertor Experiment) Opérationnel 1991- Garching Institut Max-Planck de physique des plasmas 1.65 m/0.5 m 2.6 T 1.4 MA ASDEX Upgrade plasma vessel segment
Alcator C-Mod (Alto Campo Toro)[18] Opérationnel 1986- 1991-2016 Cambridge Massachusetts Institute of Technology 0.68 m/0.22 m 8 T 2 MA Record plasma pressure 2,05 bar Alcator C-Mod plasma vessel
ISTTOK (Instituto Superior Técnico TOKamak)[19] Opérationnel 1992- Lisbonne Instituto Superior Técnico 0.46 m/0.085 m 2.8 T 0.01 MA
TCV (Tokamak à Configuration Variable)[20] Opérationnel 1992- Lausanne École Polytechnique Fédérale de Lausanne 0.88 m/0.25 m 1.43 T 1.2 MA Études du confinement TCV plasma vessel
HBT-EP (High Beta Tokamak-Extended Pulse) Opérationnel 1993- New York Université Columbia Plasma Physics Laboratory 0.92 m/0.15 m 0.35 T 0.03 MA High-Beta tokamak HBT-EP sketch
HT-7 (Hefei Tokamak-7) Arrêt 1991-1994 1995-2013 Hefei Institut des sciences physiques de Hefei 1.22 m/0.27 m 2 T 0.2 MA China's first superconducting tokamak
Pegasus Toroidal Experiment[21] Opérationnel ? 1996- Madison Université du Wisconsin–Madison 0.45 m/0.4 m 0.18 T 0.3 MA Extremely low aspect ratio Pegasus Toroidal Experiment
TCABR (Tokamak Chauffage Alfvén Brésilien) Opérationnel 1980-1999 1999- Drapeau du Brésil São Paulo Université de São Paulo 0,615 m/0,18 m 1,1 T 0,10 MA Plus important tokamak de l'hémisphère sud
NSTX (National Spherical Torus Experiment (en))[22] Opérationnel 1999- Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 0.85 m/0.68 m 0.3 T 2 MA Étude du concept de tokamak spherique National Spherical Torus Experiment
ET (Electric Tokamak) Transformé →ETPD 1998 1999-2006 Los Angeles Université de Californie à Los Angeles 5 m/1 m 0.25 T 0.045 MA Largest tokamak of its time The Electric Tokamak.jpg
CDX-U (Current Drive Experiment-Upgrade) Transformé →LTX 2000-2005 Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 0.3 m/? m 0.23 T 0.03 MA Study Lithium in plasma walls CDX-U setup
MAST (Mega-Ampere Spherical Tokamak)[23] Transformé →MAST-Upgrade 1997-1999 2000-2013 Culham Centre de Culham pour l'énergie de fusion 0.85 m/0.65 m 0.55 T 1.35 MA Investigate spherical tokamak for fusion Plasma in MAST
HL-2A Transformé →HL-2M 2000-2002 2002-2018 Chengdu Southwestern Institute of Physics 1.65 m/0.4 m 2.7 T 0.43 MA H-mode physics, ELM mitigation [6]
SST-1 (Steady State Superconducting Tokamak)[24] Opérationnel 2001- 2005- Gandhinagar Institute for Plasma Research 1.1 m/0.2 m 3 T 0.22 MA Produce a 1 000 s elongated double null divertor plasma
EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak)[25] Opérationnel 2000-2005 2006- Hefei Institut des sciences physiques de Hefei 1.85 m/0.43 m 3.5 T 0.5 MA H-Mode plasma for over 100 s at 50 MK EAST plasma vessel
J-TEXT (Joint Texas EXperimental Tokamak) Opérationnel 2007- Wuhan Huazhong University of Science and Technology 1.05 m/0.26 m 2.0 T 0.2 MA Develop plasma control [7]
KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research)[26] Opérationnel 1998-2007 2008- Daejeon National Fusion Research Institute 1.8 m/0.5 m 3.5 T 2 MA Tokamak with fully superconducting magnets, 20 s-long operation at 100 MK[27] KSTAR
LTX (Lithium Tokamak Experiment) Opérationnel 2005-2008 2008- Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 0.4 m/? m 0.4 T 0.4 MA Study Lithium in plasma walls Lithium Tokamak Experiment plasma vessel
QUEST (Q-shu University Experiment with Steady-State Spherical Tokamak)[28] Opérationnel 2008- Kasuga Université de Kyūshū 0.68 m/0.4 m 0.25 T 0.02 MA Study steady state operation of a Spherical Tokamak QUEST
KTM (Kazakhstan Tokamak for Material testing) Opérationnel 2000-2010 2010- Kourtchatov Centre nucléaire national du Kazakhstan 0.86 m/0.43 m 1 T 0.75 MA Testing of wall and divertor
ST25-HTS[29] Opérationnel 2012-2015 2015- Culham Tokamak Energy Ltd 0.25 m/0.125 m 0.1 T 0.02 MA Steady state plasma ST25-HTS with plasma
WEST (Tungsten Environment in Steady-state Tokamak) Opérationnel 2013-2016 2016- Cadarache[14] Commissariat à l'énergie atomique 2.5 m/0.5 m 3.7 T 1 MA Converti à partir du Tore Supra, Superconducting tokamak with active cooling WEST design
ST40[30] Opérationnel 2017-2018 2018- Didcot Tokamak Energy Ltd 0.4 m/0.3 m 3 T 2 MA First high field spherical tokamak ST40 engineering drawing
MAST-U (Mega-Ampere Spherical Tokamak Upgrade)[31] Opérationnel 2013-2019 2020- Culham Centre de Culham pour l'énergie de fusion 0.85 m/0.65 m 0.92 T 2 MA Test new exhaust concepts for a spherical tokamak
HL-2M[32] Opérationnel 2018-2019 2020- Leshan Southwestern Institute of Physics 1.78 m/0.65 m 2.2 T 1.2 MA Elongated plasma with 200 MK
JT-60SA (Japan Torus-60 super advanced)[33] Opérationnel 2013-2020 2023- Naka Agence japonaise de l'énergie atomique 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
T-15MD En construction 2010-2020 2021- Moscou Institut Kourtchatov 1.48 m/0.67 m 2 T 2 MA Étude du concept réacteur nucléaire hybride fusion fission T-15MD coil system
ITER[34] En construction 2013-2025? 2025? Cadarache[14] Conseil ITER 6.2 m/2.0 m 5.3 T 15 MA ? Démonstration de la faisabilité d'un réacteur de 500 MW Small-scale model of ITER
DTT (Divertor Tokamak Test (it))[35],[36] Prévu 2022-2025? 2025? Frascati ENEA 2.14 m/0.70 m 6 T ? 5.5 MA ? Superconducting tokamak to study power exhaust [8]
SPARC[37],[38] Prévu 2021-? 2025? Commonwealth Fusion Systems, MIT Plasma Science and Fusion Center (en) 1.85 m/0.57 m 12.2 T 8.7 MA Compact, high-field tokamak with ReBCO coils and 100 MW planned fusion power
IGNITOR[39] Prévu[40] ? >2024 Troitzk 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 (China Fusion Engineering Test Reactor)[41] Prévu 2020? 2030? Institute of Plasma Physics, Académie chinoise des sciences 5,7 m/1,6 m ? 5 T ? 10 MA ? Bridge gaps between ITER and DEMO, planned fusion power 1 000 MW [9]
STEP (Spherical Tokamak for Energy Production) Prévu 2032? 2040? Culham Centre de Culham pour l'énergie de fusion 3 m/2 m ? ? ? Tokamak spherique
K-DEMO (Korean fusion demonstration tokamak reactor)[42] Prévu 2037? National Fusion Research Institute 6,8 m/2,1 m 7 T 12 MA ? Prototype pour un réacteur à fusion commerciale de 2200 MW. Engineering drawing of planned KDEMO
DEMO (DEMOnstration Power Station) Prévu 2031? 2044? ? 9 m/3 m ? 6 T ? 20 MA ? Prototype pour un réacteur à fusion commerciale Schematic of a DEMO nucelar fusion power plant with around 2-4 GW of fusion power

Stellarator[modifier | modifier le code]

Nom Statut Construc. Service Type Lieu Organisation Major/Minor Radius B-field Purpose Image
Model A Arrêt 1952-1953 1953-? Schéma en 8 Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 0.3 m/0.02 m 0.1 T Premier stellarator [10]
Model B Arrêt 1953-1954 1954-1959 Schéma en 8 Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 0.3 m/0.02 m 5 T Development of plasma diagnostics
Model B-1 Arrêt ?-1959 Schéma en 8 Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 0.25 m/0.02 m 5 T Yielded 1 MK plasma temperatures
Model B-2 Arrêt 1957 Schéma en 8 Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 0.3 m/0.02 m 5 T Electron temperatures up to 10 MK [11]
Model B-3 Arrêt 1957 1958- Schéma en 8 Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 0.4 m/0.02 m 4 T Last figure-8 device, confinement studies of ohmically heated plasma
Model B-64 Arrêt 1955 1955 Square Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton ? m/0.05 m 1.8 T
Model B-65 Arrêt 1957 1957 Racetrack Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton [12]
Model B-66 Arrêt 1958 1958-? Racetrack Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton
Wendelstein 1-A Arrêt 1960 Racetrack Garching Institut Max-Planck de physique des plasmas 0.35 m/0.02 m 2 T ℓ=3
Wendelstein 1-B Arrêt 1960 Racetrack Garching Institut Max-Planck de physique des plasmas 0.35 m/0.02 m 2 T ℓ=2
Model C Transformé →ST 1957-1962 1962-1969 Racetrack Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 1.9 m/0.07 m 3.5 T Found large plasma losses by Bohm diffusion
L-1 Arrêt 1963 1963-1971 Moscou Institut de physique Lebedev 0.6 m/0.05 m 1 T
SIRIUS Arrêt 1964-? Kharkov Institut national de physique et de technologie de Kharkiv (Labo. n°1)
TOR-1 Arrêt 1967 1967-1973 Moscou Institut de physique Lebedev 0.6 m/0.05 m 1 T
TOR-2 Arrêt ? 1967-1973 Moscou Institut de physique Lebedev 0.63 m/0.036 m 2.5 T
Wendelstein 2-A Arrêt 1965-1968 1968-1974 Heliotron Garching Institut Max-Planck de physique des plasmas 0.5 m/0.05 m 0.6 T Good plasma confinement “Munich mystery” Wendelstein 2-A
Wendelstein 2-B Arrêt ?-1970 1971-? Heliotron Garching Institut Max-Planck de physique des plasmas 0.5 m/0.055 m 1.25 T Demonstrated similar performance as tokamaks Wendelstein 2-B
L-2 Arrêt ? 1975-? Moscou Institut de physique Lebedev 1 m/0.11 m 2.0 T
WEGA Transformé →HIDRA 1972-1975 1975-2013 Classical stellarator Grenoble[43] Commissariat à l'énergie atomique
Institut Max-Planck de physique des plasmas		 0.72 m/0.15 m 1.4 T Test lower hybrid heating WEGA
Wendelstein 7-A Arrêt ? 1975-1985 Classical stellarator Garching Institut Max-Planck de physique des plasmas 2 m/0.1 m 3.5 T First "pure" stellarator without plasma current
Heliotron-E Arrêt ? 1980-? Heliotron 2.2 m/0.2 m 1.9 T
Heliotron-DR Arrêt ? 1981-? Heliotron 0.9 m/0.07 m 0.6 T
Uragan-3M[44] Opérationnel ? 1982-[45]? Torsatron / Kharkov Institut national de physique et de technologie de Kharkiv 1.0 m/0.12 m 1.3 T ?
Auburn Torsatron (AT) Arrêt ? 1984-1990 Torsatron Auburn Université d'Auburn 0.58 m/0.14 m 0.2 T Auburn Torsatron
Wendelstein 7-AS (de) Arrêt 1982-1988 1988-2002 Modular, advanced stellarator Garching Institut Max-Planck de physique des plasmas 2 m/0.13 m 2.6 T First H-mode in a stellarator in 1992 Wendelstein 7-AS
Advanced Toroidal Facility (ATF) Arrêt 1984-1988[46] 1988-? Torsatron Oak Ridge Laboratoire national d'Oak Ridge 2.1 m/0.27 m 2.0 T High-beta operation
Compact Helical System (CHS) Arrêt ? 1989-? Heliotron Toki National Institute for Fusion Science 1 m/0.2 m 1.5 T
Compact Auburn Torsatron (CAT) Arrêt ?-1990 1990-2000 Torsatron Auburn Université d'Auburn 0.53 m/0.11 m 0.1 T Study magnetic flux surfaces Compact Auburn Torsatron
H-1NF[47] Opérationnel 1992- Heliac Canberra Research School of Physical Sciences and Engineering, Université nationale australienne 1.0 m/0.19 m 0.5 T H-1NF plasma vessel
TJ-K[48] Opérationnel TJ-IU 1994- Torsatron Stuttgart Université de Stuttgart 0.60 m/0.10 m 0.5 T Teaching
TJ-II[49] Opérationnel 1991- 1997- flexible Heliac Madrid National Fusion Laboratory, Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas 1.5 m/0.28 m 1.2 T Study plasma in flexible configuration CAD drawing of TJ-II
LHD (Large Helical Device)[50] Opérationnel 1990-1998 1998- Heliotron Toki 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) Opérationnel 1999- Modular, quasi-helically symmetric Madison Université du Wisconsin–Madison 1.2 m/0.15 m 1 T Investigate plasma transport HSX with clearly visible non-planar coils
Heliotron J[51] Opérationnel 2000- Heliotron Kyoto Institute of Advanced Energy 1.2 m/0.1 m 1.5 T Study helical-axis heliotron configuration
Columbia Non-neutral Torus (CNT) Opérationnel ? 2004- Circular interlocked coils New York Université Columbia 0.3 m/0.1 m 0.2 T Study of non-neutral plasmas
Uragan-2(M)[44] Opérationnel 1988-2006 2006-[52] Heliotron, Torsatron / Kharkov Institut national de physique et de technologie de Kharkiv 1.7 m/0.24 m 2.4 T ?
Quasi-poloidal stellarator (QPS)[53],[54] Abandonné 2001-2007 - Modular Oak Ridge Laboratoire national d'Oak Ridge 0.9 m/0.33 m 1.0 T Stellarator research Engineering drawing of the QPS
NCSX (National Compact Stellarator Experiment) Abandonné 2004-2008 - Helias Princeton Laboratoire de physique des plasmas de Princeton 1.4 m/0.32 m 1.7 T High-β stability CAD drawing of NCSX
Compact Toroidal Hybrid (CTH) Opérationnel ? 2007?- Torsatron Auburn Université d'Auburn 0.75 m/0.2 m 0.7 T Hybrid stellarator/tokamak CTH
HIDRA (Hybrid Illinois Device for Research and Applications)[55] Opérationnel 2013-2014 (WEGA) 2014- ? Urbana Université de l'Illinois 0.72 m/0.19 m 0.5 T Stellarator and tokamak in one device HIDRA after its reasemmbly in Illinois
UST_2[56] Opérationnel 2013 2014- modular three period quasi-isodynamic Madrid Université Charles-III de Madrid 0.29 m/0.04 m 0.089 T 3D-printed stellarator UST_2 design concept
Wendelstein 7-X[57] Opérationnel 1996-2015 2015- Helias Greifswald Institut Max-Planck de physique des plasmas 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) Opérationnel 2011-2015 2016- Modular Cartago Institut technologique du Costa Rica 0.14 m/0.042 m 0.044 T SCR-1 vacuum vessel drawing

Miroir magnétique[modifier | modifier le code]

  • Baseball I / Baseball II Lawrence Livermore National Laboratory, Livermore CA.
  • TMX, TMX-U Lawrence Livermore National Laboratory, Livermore CA.
  • Laboratoire national MFTF Lawrence Livermore, Livermore CA.
  • Gas Dynamic Trap au Budker Institute of Nuclear Physics, Akademgorodok, Russie.

Toroïdal striction axiale (Z-pinch) inversé[modifier | modifier le code]

Nom Statut Service Lieu Organisation Image
Maybeatron Arrêt 1953-1961 Los Alamos Laboratoire national de Los Alamos
ZETA (en) (Zero Energy Thermonuclear Assembly) Arrêt 1957-1968 Harwell Établissement de recherche atomique d'Harwell
ETA-BETA II Arrêt Padoue Consorzio RFX (it)
RFX (expérience en champ inversé) Arrêt 1979-1989 Padoue Consorzio RFX (it)
MST (Madison Symmetric Torus (en)) Madison Université du Wisconsin–Madison
T2R Opérationnel 1994- Stockholm Institut royal de technologie
TPE-RX Opérationnel 1998- Tsukuba Institut national des sciences et technologies industrielles avancées
KTX (Keda Torus eXperiment) Opérationnel 2015- Hefei Université de sciences et technologie de Chine [58]

Spheromak[modifier | modifier le code]

Reversed Configuration champ (FRC)[modifier | modifier le code]

  • C-2 Tri Alpha Energy
  • C-2U Tri Alpha Energy
  • C-2W TAE Technologies
  • LSX Université de Washington
  • IPA Université de Washington
  • HF Université de Washington
  • IPA- HF Université de Washington

Confinement inertiel[modifier | modifier le code]

Piloté par laser[modifier | modifier le code]

Nom Statut Construc. Service Type Lieu Organisation Image
Laser 4 pi Arrêt 196? Semi-conducteurs Livermore Laboratoire national Lawrence Livermore
Long path laser Arrêt 1972 Semi-conducteurs Livermore Laboratoire national Lawrence Livermore
Single Beam System Arrêt Gaz (CO2) Los Alamos Laboratoire national de Los Alamos
Gemini laser Arrêt Gaz (CO2) Los Alamos Laboratoire national de Los Alamos
Janus laser (en) Arrêt 1975 Semi-conducteurs Livermore Laboratoire national Lawrence Livermore
Cyclops laser (en) Arrêt 1975 Semi-conducteurs Livermore Laboratoire national Lawrence Livermore
Argus laser (en) Arrêt 1976 Semi-conducteurs Livermore Laboratoire national Lawrence Livermore
Vulcan laser (en) Opérationnel 1977-[59] Semi-conducteurs Didcot Laboratoire Rutherford Appleton
Shiva laser (en) Arrêt 1977 Semi-conducteurs Livermore Laboratoire national Lawrence Livermore
Helios laser Arrêt 1978 Gaz (CO2) Los Alamos Laboratoire national de Los Alamos
Sprite laser Arrêt ?-1995 Gaz (KrF) Didcot Laboratoire Rutherford Appleton
OMEGA laser (en) Arrêt 1980 Semi-conducteurs Rochester Université de Rochester
ISKRA-4 Opérationnel -1979 Semi-conducteurs Sarov Institut panrusse de recherche scientifique en physique expérimentale
GEKKO XII (en) Opérationnel 1983- Semi-conducteurs Osaka Institute for Laser Engineering
Antares laser Arrêt 1984[60] Gaz (CO2) Los Alamos Laboratoire national de Los Alamos
Pharos Opérationnel 198? Gaz (KrF) Washington Naval Research Laboratory
Nova laser (en) Arrêt 1984-1999 Semi-conducteurs Livermore Laboratoire national Lawrence Livermore
ISKRA-5 Opérationnel -1989 Semi-conducteurs Sarov Institut panrusse de recherche scientifique en physique expérimentale
Aurora laser Arrêt 1990 Gaz (KrF) Los Alamos Laboratoire national de Los Alamos
Trident laser (en) Opérationnel 198? 199?-2020 Semi-conducteurs Los Alamos Laboratoire national de Los Alamos
OMEGA EL Laser Opérationnel -1995 1995- Semi-conducteurs Rochester Université de Rochester
Pharos Opérationnel Semi-conducteurs Washington Naval Research Laboratory
National Ignition Facility Opérationnel 1997-2009 2010 Semi-conducteurs Livermore Lawrence Livermore National Laboratory
Laser Mégajoule Opérationnel -2009 2014- Semi-conducteurs Le Barp Commissariat à l'Énergie Atomique
PALS (Asterix Laser System (en)) Opérationnel Gaz (I) Prague
ISKRA-6 Prévu Semi-conducteurs Sarov Institut panrusse de recherche scientifique en physique expérimentale

Striction axiale (Z-Pinch)[modifier | modifier le code]

Article détaillé : Z-pinch.

Notes et références[modifier | modifier le code]

Notes[modifier | modifier le code]

Références[modifier | modifier le code]

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  33. ↑ « The JT-60SA project »
  34. ↑ (en) « ITER - the way to new energy », ITER
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  36. ↑ « The new Divertor Tokamak Test facility »
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  39. ↑ « Ignited plasma in Tokamaks - The IGNITOR project » [archive du ], sur frascati.enea.it
  40. ↑ The Russian-Italian IGNITOR Tokamak Project: Design and status of implementation (2017)
  41. ↑ X. Gao, « Update on CFETR Concept Design », sur www-naweb.iaea.org,
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  43. ↑ Installé à Stuttgart dans les années 1980, puis à Garching dans les années 2000
  44. ↑ a et b « History | ННЦ ХФТИ », sur kipt.kharkov.ua
  45. ↑ https://ipp.kipt.kharkov.ua/u3m/u3m_eng.html
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  47. ↑ (en) Head of Department et prl@physics.anu.edu.au, « Plasma Research Laboratory - PRL - ANU », sur prl.anu.edu.au
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  54. ↑ http://qps.fed.ornl.gov/pvr/pdf/qpsentire.pdf
  55. ↑ (en-US) « HIDRA – Hybrid Illinois Device for Research and Applications | CPMI - Illinois », sur cpmi.illinois.edu
  56. ↑ UST_2 at Vying Fusion Energy
  57. ↑ « Wendelstein 7-X », sur ipp.mpg.de/w7x
  58. ↑ [1]
  59. ↑ [2]
  60. ↑ [3]

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Articles connexes[modifier | modifier le code]

v · m
Théorie
Type par
confinement
Magnétique
Inertiel
Électrostatique Fuseur de Farnsworth-Hirsch
Fusion froide
Réacteurs
Confinement
magnétique
International
Amériques
Asie/Australie
Europe
Confinement
inertiel
Avec laser
Asie GEKKO XII
États-Unis
Europe
Sans laser
États-Unis
Liste des réacteurs à fusion nucléaire
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