โทคาแมค

ลิงก์ข้ามภาษาในบทความนี้ มีไว้ให้ผู้อ่านและผู้ร่วมแก้ไขบทความศึกษาเพิ่มเติมโดยสะดวก เนื่องจากวิกิพีเดียภาษาไทยยังไม่มีบทความดังกล่าว กระนั้น ควรรีบสร้างเป็นบทความโดยเร็วที่สุด

โทคาแมค (อังกฤษ: Tokamak) เป็นอุปกรณ์ที่ใช้สนามแม่เหล็กรูปวงห่วงยาง (อังกฤษ: toroidal magnetic field หรือ torus) ในการเก็บกักพลาสม่า เพื่อให้บรรลุความสมดุลของพลาสม่าที่มีความเสถียร ต้องใช้เส้นสนามแม่เหล็กที่เคลื่อนที่ไปรอบ ๆ วงทอรัสในรูปเกลียว สนามรูปเกลียวดังกล่าวสามารถสร้างขึ้นโดยการเพิ่มสนามแบบโทรอยด์ (toroid) (เดินทางไปรอบทอรัสเป็นวงกลม) และสนาม โพลอยด์ (poloid) (เดินทางเป็นวงกลมตั้งฉากกับสนาม toroid) ใน tokamak สนามโทรอยด์ (toroid) ผลิตโดยแม่เหล็กไฟฟ้าที่ล้อมรอบทอรัส และสนาม โพลอยด์ (poloid) เป็นผลมาจากกระแสไฟฟ้าโทรอยด์ (toroid) ที่ไหลภายในพลาสม่า กระแสนี้จะถูกเหนี่ยวนำภายในพลาสม่าด้วยแม่เหล็กไฟฟ้าชุดที่สอง

Tokamak เป็นหนึ่งในหลายประเภทของอุปกรณ์การเก็บกักพลาสมาด้วยสนามแม่เหล็กและเป็นหนึ่งในตัวเลือกในการวิจัยมากที่สุดในการผลิตพลังงานฟิวชั่นเทอร์โมนิวเคลียร์ที่ควบคุมได้ สนามแม่เหล็กถูกใช้เป็นตัวเก็บกักพลาสมาเนื่องจากไม่มีวัสดุใดที่แข็งแกร่งพอที่จะสามารถทนต่ออุณหภูมิที่สูงมากของพลาสม่าได้ ทางเลือกอย่างหนึ่งแทนการใช้ tokamak คือ en:stellarator

Tokamak ถูกคิดค้นในปี 1950s โดยนักฟิสิกส์ชาวโซเวียต อิกอร์ Tamm และ อันเดรย์ ซาคารอฟ โดยแรงบันดาลใจจากความคิดเดิมของ โอเล็ก Lavrentiev^[1]

Tokamak เป็นคำทับศัพท์ภาษารัสเซียของคำว่า токамак เป็นตัวย่อของทั้ง "тороидальная камера с магнитными катушками" (toroidal'naya kamera s magnitnymi katushkami) หมายถึง ห้องรูป toroid ที่มีขดลวดแม่เหล็ก หรือ "тороидальная камера с аксиальным магнитным полем" (toroidal'naya kamera s aksial'nym magnitnym polem) หมายถึงห้องรูป toroid ที่มีแกนสนามแม่เหล็ก^[2]

แม้ว่าการวิจัยนิวเคลียร์ฟิวชั่นจะเริ่มไม่นานหลังสงครามโลกครั้งที่สอง โปรแกรมในประเทศต่างๆ ในตอนแรกจะเป็นความลับ มันไม่ได้ถูกเปิดเผยจนกระทั่งการประชุมระหว่างประเทศของยูเอ็นในปี 1955 ในเรื่องการใช้พลังงานปรมาณูในทางสันติในเจนีวา โดยโปรแกรมเหล่านั้นถูกปลดออกจากชั้นความลับและความร่วมมือทางวิทยาศาสตร์ระหว่างประเทศได้นำการวิจัยมาใช้

การวิจัยเชิงทดลองของระบบ tokamak เริ่มต้นในปี 1956 ในสถาบัน Kurchatov กรุงมอสโกโดยกลุ่มนักวิทยาศาสตร์ของสหภาพโซเวียตที่นำโดย เลฟ Artsimovich กลุ่มนี้ได้สร้าง tokamaks ชุดแรก ที่ประสบความสำเร็จมากที่สุดเป็นรุ่น T-3 และรุ่น T-4 ทีใหญ่กว่า รุ่น T-4 ได้รับการทดสอบในปี 1968 ใน Novosibirsk ในการทำปฏิกิริยาฟิวชั่นเทอร์โมนิวเคลียร์แบบ quasistationary ครั้งแรก^[3]

ในปี 1968 ในการประชุมระหว่างประเทศเรื่องพลาสมาฟิสิกส์และการวิจัยนิวเคลียร์ฟิวชั่นที่ควบคุมได้ของหน่วยงานพลังงานอะตอมระหว่างประเทศ (อังกฤษ: International Atomic Energy Agency (IAEA)) ครั้งที่สาม ที่ Novosibirsk นักวิทยาศาสตร์ของสหภาพโซเวียตได้ประกาศว่าพวกเขาได้ประสบความสำเร็จในอุณหภูมิอิเล็กตรอนที่มากกว่า 1000 electronV ในอุปกรณ์ tokamak นักวิทยาศาสตร์ชาวอังกฤษและอเมริกันได้พบกับข่าวนี้ด้วยความสงสัย เพราะพวกเขาอยู่ไกลจากการเข้าถึงมาตรฐานอันนั้น พวกเขายังคงน่าสงสัยจนกระทั่งการทดสอบแสงเลเซอร์แบบกระจาย (อังกฤษ: laser scattering tests) ได้ยืนยันผลการวิจัยในปีต่อมา

บทความนี้ อาจจะทำให้เกิดความสับสนหรือไม่ชัดเจนให้กับผู้อ่าน โปรดช่วยเราชี้แจงบทความ; ข้อเสนอแนะที่อาจจะพบได้ในหน้าพูดคุย (มกราคม 2014)

ไอออนที่มีประจุบวกและประจุลบ และอิเล็กตรอนที่มีประจุลบในพลาสม่าฟิวชั่นอยู่ในอุณหภูมิที่สูงมากและมีความเร็วสูงที่คล้องจองกัน. เพื่อรักษากระบวนการฟิวชั่นให้ต่อเนื่อง, อนุภาคจากพลาสม่าร้อน จะต้องถูกเก็บกักไว้ในภาคกลาง มิฉะนั้นพลาสม่าจะเย็นลงอย่างรวดเร็ว. อุปกรณ์ที่เก็บกักฟิวชั่นด้วยสนามแม่เหล็กจะใช้ประโยชน์จากความจริงที่ว่าอนุภาคที่มีประจุในสนามแม่เหล็กจะประสบกับแรงลอเรนซ์ (อังกฤษ: Lorentz force) และเดินตามเส้นทางที่เป็นเกลียวไปตามเส้นสนามแม่เหล็ก.

อุปกรณ์การวิจัยในช่วงต้นของฟิวชั่นเป็นตัวแปรบน en:Z-pinch และใช้กระแสไฟฟ้าเพื่อสร้างสนามแม่เหล็ก poloid ที่จะมีพลาสม่าตามแกนเชิงเส้นตรงระหว่างสองจุด. นักวิจัยค้นพบว่าสนาม toroidal ธรรมดา, ในที่ซึ่งเส้นสนามแม่เหล็กวิ่งในวงกลมรอบแกนสมมาตร, จะเก็บกักพลาสม่าแทบจะไม่ได้ดีกว่าไม่มีสนามเลย. สิ่งนี้สามารถเข้าใจได้โดยดูที่วงโคจรของอนุภาคแต่ละอนุภาค. อนุภาคไม่เพียงแต่เป็นเกลียวรอบเส้นสนามเท่านั้น, พวกมันยังลอยข้ามสนามอีกด้วย. เนื่องจากสนาม toroid จะโค้งและลดความแข็งแรงลงในเมื่อย้ายออกจากแกนของการหมุน, ไอออนและอิเล็กตรอนจะเคลื่อนที่ขนานไปกับแกน, แต่ในทิศทางตรงข้าม. การแยกของประจุจะนำไปสู่​​สนามไฟฟ้าและการกระจายเพิ่มขึ้น, ในกรณีนี้ ออกไปด้านนอก (ออกจากแกนของการหมุน) สำหรับทั้งไอออนและอิเล็กตรอน. หรือ พลาสม่าสามารถถูกมองว่าเป็น ทอรัสของของเหลวที่มีสนามแม่เหล็กแช่แข็งอยู่ด้านใน. ความดันพลาสม่าทำให้เกิดแรงที่มีแนวโน้มที่จะขยายทอรัส. สนามแม่เหล็กนอกพลาสม่าไม่สามารถป้องกันการขยายตัวนี้. พลาสม่าเพียง เลื่อนไประหว่างเส้นสนามทั้งหลาย.

สำหรับพลาสม่า toroid ที่จะถูกเก็บกักอย่างมีประสิทธิภาพโดยสนามแม่เหล็ก, จะต้องมีการบิด ของเส้นสนาม. จากนั้นจะไม่มีท่อของฟลักซ์ที่เพียงแค่ล้อมรอบแกน, แต่, ถ้ามีความสมมาตร เพียงพอในพื้นผิวของฟลักซ์ที่บิด. บางส่วนของพลาสม่าพื้นผิวของฟลักซ์จะเป็นด้านนอก (รัศมี เมเจอร์ที่ใหญ่กว่าหรือ "ด้านที่มีสนามนัอย") ของทอรัสและจะลอยไปยังพื้นผิวฟลักซ์อื่นๆไกลออกไปจากแกนวงกลมของทอรัส. ส่วนอื่นๆของพลาสม่าในพื้นผิวของฟลักซ์จะอยู่บนภายใน(รัศมีเมเจอร์เล็กกว่า หรือ "ด้านสนามมาก"). เนื่องจาก บางส่วนของดริฟท์ออกนอกจะถูกชดเชยโดยดริฟท์เข้าในบนพื้นผิวของฟลักซ์เดียวกัน, มีสมดุลแบบ macroscopic ที่มีการเก็บกักที่ปรับปรุงแล้วดีขึ้นมาก. อีกวิธีหนึ่งเพื่อมองไปที่ผลกระทบของการบิดเส้นสนามก็คือว่า สนามไฟฟ้าระหว่างด้านบนและด้านล่างของทอรัส, ซึ่งมีแนวโน้มที่จะทำให้เกิดการดริฟท์ออกนอก, จะถูกตัดออกเพราะว่า ขณะนี้มีการเชื่อมต่อเส้นสนามด้านบนกับด้านล่าง.

เมื่อปัญหาได้รับการพิจารณาอย่างใกล้ชิดมากยิ่งขึ้น, ก็เห็นความจำเป็นที่จะต้องมีส่วนประกอบแนวดิ่ง (ขนานกับแกนของการหมุน) ของสนามแม่เหล็ก. Lorentz force ของกระแสพลาสม่า toroid ในด้านแนวดิ่งทำให้เกิดแรงเข้าด้านในที่จะรักษาความสมดุลของพลาสม่าทอรัส

อุปกรณ์นี้ที่กระแส toroid ขนาดใหญ่ถูกจัดตั้งขึ้น (15 เมกะแอมป์ใน ITER) ทนทุกข์ทรมานจากปัญหาพื้นฐานของความมั่นคง. วิวัฒนาการไม่เชิงเส้นของความไม่เสถียรแบบ magnetohydrodynamical นำไปสู่การดับอย่างน่าสงสารของกระแสพลาสม่าในช่วงเวลาที่สั้นมาก, มีหน่วยเป็นมิลลิวินาที. อิเล็กตรอนพลังสูงจะถูกสร้างขึ้น (อิเล็กตรอนหนี) และการสูญเสีย ทั่วโลกของการเก็บกักได้เกิดขึ้นในที่สุด. พลังงานสูงมากถูกฝากเอาไว้บนพื้นที่ขนาดเล็ก. ปรากฏการณ์นี้เรียกว่าการหยุดชะงักที่สำคัญ^[4]. การหยุดชะงักที่สำคัญในการดำเนินงานของ tokamaks ได้เกิดขึ้นค่อนข้างบ่อยเสมอ, เป็นสองสามเปอร์เซ็นต์ของจำนวนรวมของภาพ. ในการดำเนินการอยู่ในขณะนี้ของ tokamaks, ความเสียหายมักจะมีขนาดใหญ่ แต่ไม่ค่อยน่าสงสาร. ใน tokamak ของ ITER เป็นที่คาดหวังว่า การเกิดขึ้นของจำนวนที่จำกัดของการหยุดชะงักที่สำคัญจะเกิดความเสียหายกับห้อง ที่ไม่มีความเป็นไปได้ที่จะฟื้นฟูอุปกรณ์^{[5][6][7][ไม่แน่ใจ – พูดคุย][ต้องการเลขหน้า]}.

ในเครื่องปฏิกรณ์ฟิวชั่นที่ใช้ทำงาน, ส่วนของพลังงานที่ถูกสร้างขึ้นจะถูกใช้เพื่อรักษาอุณหภูมิของพลาสม่าเมื่อดิวเทอเรียมและทริเทียมสดถูกนำมาใช้. อย่างไรก็ตาม ในการสตาร์ทเครื่องปฏิกรณ์, ทั้งในตอนต้นหรือหลังจากปิดตัวชั่วคราว, พลาสม่าจะต้องถูกทำให้ร้อนที่อุณหภูมิในการทำงานของมันที่มากกว่า 10 kiloelectronV (กว่า 100 ล้านองศาเซลเซียส). ใน tokamak และการทดลองฟิวชั่นแม่เหล็กอื่นๆในปัจจุบัน, พลังงานฟิวชั่นที่ถูกผลิตขึ้นจะไม่เพียงพอสำหรับการรักษาระดับอุณหภูมิของพลาสม่า

เนื่องจากพลาสม่าเป็นตัวนำไฟฟ้า, มันก็เป็นไปได้ที่จะให้ความร้อนพลาสมาโดยเหนี่ยวนำกระแสให้ไหลผ่านตัวมัน; ในความเป็นจริง, กระแสเหนี่ยวนำที่จะให้ความร้อนกับพลาสมามักจะสร้างสนาม poloid เป็นส่วนใหญ่. กระแสถูกเหนี่ยวนำโดยการเพิ่มกระแสอย่างช้าๆผ่านขดลวดแม่เหล็กไฟฟ้าที่เชื่อมโยงกับพลาสม่าทอรัส: นั่นคือพลาสม่าสามารถถูกมองได้ว่าเป็นขดลวดที่สองของหม้อแปลงไฟฟ้า. นี้เป็นเนื้อแท้ของกระบวนการสร้างชีพจรเพราะกระแสผ่านขดลวดไพรมารีถูกจำกัด(ยังมีข้อจำกัดอื่นๆในชีพจรยาว). Tokamaks จึงต้องดำเนินการอย่างใดอย่างหนึ่งในระยะเวลาอันสั้นหรือพึ่งพาวิธีการอื่นในการให้ความร้อนและกระแสไดรฟ์. การให้ความร้อนโดยกระแสเหนี่ยวนำเรียกว่า ohmic (หรือต้านทาน), มันเป็นชนิดเดียวกันกับความร้อนที่เกิดขึ้นในหลอดไฟฟ้าแสงสว่างหรือในเครื่องทำความร้อนไฟฟ้า. ความร้อนที่เกิดขึ้นขึ้นอยู่กับ ความต้านทานของพลาสม่าและปริมาณของกระแสไฟฟ้าที่วิ่งผ่านตัวมัน. แต่ในขณะที่อุณหภูมิของพลาสมาที่ถูกทำให้ร้อนเพิ่มขึ้น, ความต้านทานจะลดลงและความร้อนแบบ ohmic จะมีประสิทธิผลน้อยลง. ปรากฏว่า อุณหภูมิพลาสมาสูงสุดที่สามารถบรรลุได้ด้วยความร้อนแบบ ohmic ใน tokamak เป็นถึง 20-30 ล้านองศาเซลเซียส. เพื่อให้ได้อุณหภูมิที่นิ่ง, ต้องใช้วิธีการให้ความร้อนเพิ่มเติม

การฉีดลำแสงที่เป็นกลางเกี่ยวข้องกับการฉีดอะตอมพลังงานสูง (เคลื่อนที่รวดเร็ว) เข้าไปในพลาสม่าที่ถูกเก็บกักไว้ด้วยแม่เหล็กในที่ซึ่งพลาสมาถูกทำให้ร้อนแบบ ohmic. อะตอมจะแตกตัวเป็นไอออนเมื่อพวกมันเคลื่อนผ่านพลาสม่าและติดกับดักโดยสนามแม่เหล็ก. จากนั้น ไอออนพลังงานสูงจะโอนบางส่วนของพลังงานของพวกมันไปที่อนุภาคพลาสม่าในการชนซ้ำ, ซึ่งเป็นการเพิ่มอุณหภูมิของพลาสม่า

ก๊าซสามารถถูกทำให้ร้อนโดยการบีบอัดอย่างฉับพลัน. ในลักษณะเดียวกับ, อุณหภูมิของพลาสมาจะเพิ่มขึ้นถ้ามีการบีบอัดอย่างรวดเร็วโดยการเพิ่มสนามแม่เหล็กที่ใช้เก็บกัก. ในระบบของ tokamak การบีบอัดนี้จะประสบความสำเร็จได้ง่ายโดยการย้ายพลาสม่าเข้าไปในภูมิภาค ของสนามแม่เหล็กที่สูงขึ้น(เช่นเข้าสู่ศูนย์กลาง). เนื่องจากการบีบอัดพลาสม่าจะนำไอออนเข้ามาใกล้กัน, กระบวนการมีประโยชน์เพิ่มเติมของการอำนวยความสะดวกในความสำเร็จของความหนาแน่นที่จำเป็นสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ฟิวชั่น

คลื่นแม่เหล็กไฟฟ้าความถี่สูงจะถูกสร้างโดย ออสซิลเลเตอร์ (มักจะโดย gyrotrons หรือ klystrons) ด้านนอกของทอรัส. ถ้าคลื่นมีความถี่(หรือความยาวคลื่น)ที่ถูกต้องและเกิด polarization, พลังงานของมันสามารถถูกถ่ายโอนไปยังอนุภาคที่ถูกประจุในพลาสมา, ซึ่งจะชนกับอนุภาคพลาสม่าอื่นๆ, ซึ่งจะเป็นการเพิ่มอุณหภูมิของพลาสม่าขนาดใหญ่. เทคนิคต่างๆที่มีอยู่ รวมทั้งการให้ความร้อนแบบ electron cyclotron resonance (ECRH) และ ion cyclotron resonance. พลังงานนี้จะถูกโอนโดยไมโครเวฟ

ปฏิกิริยาฟิวชันในพลาสม่าที่หมุนวนรอบเครื่องปฏิกรณ์ tokamak จะผลิตนิวตรอนพลังงานสูงจำนวนมาก. นิวตรอนเหล่านี้, เป็นกลางทางไฟฟ้า, จะไม่ถูกยึดอยู่ในกระแสของพลาสม่าโดยแม่เหล็ก toroid อีกต่อไปและจะดำเนินการต่อจนกระทั่งถูกหยุดโดยผนังด้านในของ tokamak" นี้เป็นข้อได้เปรียบที่ใหญ่ของเครื่องปฏิกรณ์ tokamak เนื่องจาก นิวตรอนอิสระเหล่านี้ให้วิธีการง่ายๆที่จะดึงความร้อนออกจากกระแสพลาสม่า; นี้เป็นวิธีการที่เครื่องปฏิกรณ์ฟิวชั่นจะสร้างพลังงานที่สามารถใช้งานได้. ผนังด้านในของ tokamak จะต้องมีการระบายความร้อน เพราะนิวตรอนเหล่านี้ให้พลังงานมากพอที่จะละลายผนังของเครื่องปฏิกรณ์. ระบบ cryogenic ถูกใช้ในการป้องกันการสูญเสียความร้อนจาก แม่เหล็กตัวนำยิ่งยวด. ส่วนใหญ่แล้ว ฮีเลียมเหลวและ ไนโตรเจนเหลวจะถูกใช้เป็นสารทำความเย็น^[8]. แผ่นเซรามิกที่ถูกออกแบบมาเป็นพิเศษเพื่อทนต่ออุณหภูมิที่สูงจะยังถูกวางอยู่บนผนัง ภายในเครื่องปฏิกรณ์เพื่อป้องกันแม่เหล็กและตัวเครื่องปฏิกรณ์เอง

(ลำดับเวลาของการเริ่มต้นการดำเนินงาน)

• 1960s: TM1-MH (ตั้งแต่ 1977 รุ่น Castor, ตั้งแต่ 2007 รุ่น Golem ^[9]) ในกรุงปราก, สาธารณรัฐเช็ก; ในการดำเนินงานในสถาบัน Kurchatov ตั้งแต่ช่วงต้น 1960s; เปลี่ยนชื่อเป็น Castor ในปี 1977 และย้ายไป IPP CAS^[10], กรุงปราก; 2007 ย้ายไป FNSPE, มหาวิทยาลัยเทคนิคแห่งเช็กในกรุงปราก และเปลี่ยนชื่อเป็น Golem^[11].
• 1975: T-10 ในสถาบัน Kurchatov, มอสโก, รัสเซีย (สหภาพโซเวียตเดิม); 2 เมกะวัตต์
• 1978: TEXTOR ใน Jülich, เยอรมัน
• 1983: Joint European Torus (JET) ใน Culham , สหราชอาณาจักร
• 1983: Novillo Tokamak ^[12] ที่ Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares ใน เม็กซิโกซิตี้, ประเทศเม็กซิโก
• 1985: JT-60, ใน Naka, Ibaraki Prefecture, ญี่ปุ่น; (ปัจจุบันอยู่ระหว่างการอัพเกรดให้เป็นรุ่นซูเปอร์โมเดลระดับสูง)
• 1987: STOR-M, มหาวิทยาลัยซัสแคตชีแวน; ประเทศแคนาดา, การสาธิตครั้งแรกของ กระแสสลับใน tokamak.
• 1988: Tore Supra^[13], ที่ Commissariat à l'Énergie Atomique, Cadarache, ฝรั่งเศส
• 1989: Aditya ที่ สถาบันเพื่อการวิจัยพลาสมา (IPR) ในรัฐคุชราต, อินเดีย
• 1980s: DIII-D^[14], ในซานดิเอโก, สหรัฐอเมริกา ที่ดำเนินการโดย General Atomics ตั้งแต่ปลายทศวรรษ 1980
• 1989: COMPASS^[10], ในปราก, สาธารณรัฐเช็ก; ในการดำเนินงานตั้งแต่ปี 2008, ก่อนหน้านี้ ดำเนินการ 1989-1999 ใน Culham, สหราชอาณาจักร
• 1990: Frascati Tokamak Upgrade (FTU) ใน Frascati, อิตาลี
• 1991 : Tokamak ISTTOK^[15], ที่ Instituto de Plasmas e Fusão Nuclear, ลิสบอน, โปรตุเกส;

  

• 1991: ASDEX อัพเกรด, ใน Garching, เยอรมนี
• 1992: H-1NF (H -1 National Plasma Fusion Research Facility)^[16] ขึ้นอยู่กับอุปกรณ์ H-1 Heliac สร้างขึ้นโดย กลุ่มพลาสมาฟิสิกส์ มหาวิทยาลัยแห่งชาติออสเตรเลีย และ เริ่มดำเนินงานตั้งแต่ปี 1992
• 1992: Alcator C-Mod^[17], เอ็มไอที, เคมบริดจ์, สหรัฐอเมริกา
• 1992: Tokamak à configuration variable (TCV ) ที่ EPFL, สวิตเซอร์แลนด์
• 1994: Tokamak Chauffage Alfvén Brésiliene (TCABR), ที่มหาวิทยาลัย เซาเปาโล, เซา เปาโล, บราซิล; tokamak นี้ถูกย้ายมาจาก Centre des Recherches en Physique des Plasmas ใน สวิตเซอร์แลนด์
• 1995: HT-7 ใน เหอเฟย์, จีน
• 1999: Mega Ampere Spherical Tokamak (MAST) ใน Culham, สหราชอาณาจักร
• 1999: National Spherical Torus Experiment (NSTX) ใน พรินซ์ตัน, นิวเจอร์ซีย์
• 1990s: Pegasus Toroidal Experiment ^[18] ที่มหาวิทยาลัยวิสคอนซิน-แมดิสัน; ดำเนินการมาตั้งแต่ปลายปี 1990s
• 2002: HL-2A, ในเฉิงตู ประเทศจีน
• 2006 : Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST) (HT-7U) ใน เหอเฟย์, จีน (สมาชิก ITER )
• 2008: KSTAR ใน Daejon, เกาหลีใต้ (สมาชิก ITER)
• 2010: JT-60SA ใน Naka, ญี่ปุ่น (สมาชิก ITER); อัพเกรดจาก JT-60
• 2012: SST-1 ใน คานธีนคร, อินเดีย (สมาชิก ITER); สถาบันเพื่อการวิจัยพลาสมา รายงาน การดำเนินที่ 1000 วินาที^[19].
• 2012: IR-T1, มหาวิทยาลัยอิสลาม Azad, สาขาวิทยาศาสตร์และการวิจัย, เตหะราน ประเทศอิหร่าน ^[20]

• 1960s T-3 และ T-4 ในสถาบัน Kurchatov, มอสโก, รัสเซีย (สหภาพโซเวียตเดิม); T-4 ดำเนินงานในปี 1968
• 1963: LT-1, กลุ่มพลาสมาฟิสิกส์ มหาวิทยาลัยแห่งชาติออสเตรเลีย สร้าง tokamak ตัวแรก นอกสหภาพโซเวียต
• 1971-1980: Texas Turbulent Tokamak, มหาวิทยาลัยเท็กซัสที่ออสติน, สหรัฐอเมริกา
• 1973-1976 : Tokamak de Fontenay aux Roses (TFR) ใกล้กรุงปารีสประเทศฝรั่งเศส
• 1973-1979 : Alcator, MIT, USA
• 1978-1987 : Alcator C, MIT, USA
• 1979-1998: MT-1 Tokamak, Budapest, Hungary (สร้างที่สถาบัน Kurchatov, Russia, ขนส่งไปฮังการีในปี 1979, สร้างใหม่เป็น MT-1M ในปี 1991)
• 1982-1997: TFTR, มหาวิทยาลัยพรินซ์ตัน, USA
• 1987-1999: Tokamak de Varennes; Varennes, แคนาดา; ดำเนินการโดย ไฮโดรควิเบก และใช้งานโดยนักวิจัยจาก Institut de recherche en électricité du Québec (IREQ) และ Institut national de la recherche scientifique (INRS)
• 1988-2005: T-15 ใน Kurchatov สถาบัน Kurchatov, มอสโก, รัสเซีย (สหภาพโซเวียตเดิม); 10 เมกะวัตต์
• 1991-1998 : Small Tight Aspect Ratio Tokamak (START) ใน Culham, สหราชอาณาจักร
• 1990-2001: COMPASS ใน Culham, สหราชอาณาจักร
• 1994-2001 : HL-1M Tokamak ใน เฉิงตู, จีน
• 1999-2005 : Tokamak ไฟฟ้าของยูซีแอลเอ ใน Los Angeles, USA

• ITER, โครงการระหว่างประเทศใน Cadarache, ฝรั่งเศส; 500 MW; เริ่มก่อสร้างในปี 2010 พลาสม่าแรกคาดว่าจะสำเร็จในปี 2020^[21].
• DEMO; 2,000 เมกะวัตต์, ดำเนินการอย่างต่อเนื่อง, เชื่อมต่อกับกริดไฟฟ้า. วางแผนที่จะเป็นทายาทของ ITER; การก่อสร้างจะเริ่มขึ้นใน 2024 ตามตารางเวลาเบื้องต้น

• Magnetic mirrors
• Edge-Localized Mode
• Stellarator
• Reversed-field pinch
• List of plasma (physics) articles
• The section on Dimensionless parameters in tokamaks in the article on Plasma scaling