我が国においても、プラズマの安定な閉じ込めを目標として、原子力委員会 の策定した第一段階核融合研究開発基本計画の遂行にあたり、中核装置としてトカマク型装置が選択され、ＪＦＴ－２が設置された。ＪＦＴ－２では、当時世界最高の閉じ込め時間の達成や世界初の高周波による電流駆動等の成果をあげた。
その結果を踏まえ、臨界プラズマ条件の達成を目標とした第二段階の核融合研究開発基本計画の遂行においても、トカマク型を中心とした研究開発が行われることとなり、世界中でトカマク型装置による臨界プラズマ条件の達成を競い合う時代に突入することとなった。
特に、三大トカマク装置と呼ばれる我が国のＪＴ－６０(１９８５年)、ＥＵのＪＥＴ(１９８３年)、米国のＴＦＴＲ(１９８２年)が建設され、実験が進められることによって、閉じ込め性能の向上、電流駆動やダイバータ研究、各種のプラズマ現象の解明などが進み、炉心プラズマ物理の研究が飛躍的に進展した。トカマク装置で得られた主な成果としては、イオン温度５.２億度、閉じ込め時間１.２秒、改善閉じ込めの発見、高周波による駆動電流３６０万アンペア、高周波による２時間の電流駆動、ダイバータによる熱・粒子制御の実証などがある。この結果、核融合炉の運転に必要なプラズマの制御方法が確立されるとともに、工学技術開発も大きく進展し、第二段階基本計画の目標であった臨界プラズマ＊１）をＪＴ－６０とＪＥＴで達成した。また、ＴＦＴＲやＪＥＴでは、実際の核融合炉用燃料となる重水素－トリチウム（三重水素）を使った実験が行われ、１６００万ワットというエネルギーの発生を実証するなど、他の閉じ込め方式による研究に比べ飛躍的に進展した成果をあげることとなった（別紙２及び別紙３参照）。
これらの物理研究を通じて蓄積された炉心プラズマ研究成果、炉心プラズマデータなどを基に比例則が導かれ、また、大型装置の製造を通じて蓄積された技術的知見を踏まえ、物理的にも工学的にも臨界プラズマ条件の次段階である自己点火＊２）の達成が見通せる段階にまで至った。
我が国においても、第三段階の核融合研究開発基本計画が策定され、自己点火達成、長時間燃焼などを目標に、良好な成果と豊富なデータを有するトカマク方式による実験炉開発の推進が決定した。（また、その時点で、その他の核融合炉研究については、トカマク方式を相補する役割を果たすとともに、引き続きそれぞれの方式の優位性の可能性を探る研究開発を行うこととなった。）
こうした状況を背景として、日、ＥＵ、米、ロシアの国際協力の下に、核融合エネルギーの科学的・工学的な実現可能性を実証するために国際熱核融合実験炉（ＩＴＥＲ）の開発が進められることとなった。
ＩＴＥＲ計画は、①実際の核融合燃料を用いた制御された自己点火と、最終的には定常状態を目標とする長時間燃焼の実証、②核融合炉に必要な技術を総合システムで実証、③核融合エネルギーの実用化のために必要な機器の総合試験、を通じて核融合エネルギーの技術的可能性を実証することを目的としている。概念設計活動（ＣＤＡ）に引き続いて、１９９２年からは機器の詳細な設計や機器製造に係る研究開発を行い、建設に必要な全ての技術情報を整えることを目的とした工学設計活動（ＥＤＡ）を実施している。なお、ＩＴＥＲは、建設に約１０年、運転に約２０年を見込んでいる。ＩＴＥＲ以降の計画としては、ＩＴＥＲの建設、運転結果を踏まえて核融合原型炉を建設し、プラント規模での発電を実証する段階となる。
なお、ＩＴＥＲに関しては、比較的中性子の発生量が少ないため、材料としては十分な実績を有し、中性子照射データが他に比べて十分蓄積されているオーステナイトステンレス鋼が選定されている。ＩＴＥＲ以降の核融合原型炉等では、さらに中性子の発生量が多くなることから、１０００－１５００万ワット・アニュアル／平方メートル＊３）の中性子照射に耐え、かつ放射化の少ない新材料の利用が必要である。このような低放射化材料の開発には長い期間が必要となるため、ＩＴＥＲの開発と並行した開発が急務となっている。
ヘリカル方式は、プラズマの閉じ込めにプラズマ電流を必要としないため、電流破壊が起こらないこと、外部電流駆動源が不要であること、さらには還流するエネルギーが少なく効率的であることなどから、原理的に定常運転の可能性を有していることが特長である。
研究の現状としては、温度１９００万度、閉じ込め時間０.０５秒を達成するとともに、閉じ込め性能がトカマクと類似の比例則に従っていることやトカマク装置で見いだされた改善閉じ込めモードがヘリカル装置でも存在すること等が明らかにされ、更に、ダイバータに関する研究もなされつつある。現在、核融合科学研究所にイオン温度１億度、閉じ込め時間０.２～０.３秒及び定常プラズマ実証を目標にした超電導コイルを用いた世界最大の大型ヘリカル装置（ＬＨＤ)を建設中である。なお、ドイツにおいてもＬＨＤとほぼ同規模のＷ７－Ｘ装置が建設中である。
この方式では、強力なトロイダル磁場を必要としないため、装置の構造を単純化できる、原理的にプラズマ電流を大きくすることが可能であり、その結果として閉じ込め性能の向上、外部からの加熱装置が不要になるなどの可能性も有する。しかし、閉じ込め性能の大幅な改善、プラズマの安定性の向上、逆磁場ピンチ配位を定常的に維持するための技術開発等が課題となっている。
我が国においては、工業技術院電子技術総合研究所を中心として研究が行われており、これまでに、イオン温度８００万度の達成、改良閉じ込めモードの確認、プラズマ－容器壁相互作用を制御するダイバータ配位の最適化などの成果をあげている。しかしながら、現状の逆磁場ピンチ装置は、トカマク装置と比べて規模も小さく、トカマク方式の成果と大きな隔たりがある。なお、臨界プラズマ領域と小型装置の実験領域との中間的なパラメータの実現を目指した次段階高性能装置ＴＰＥ－ＲＸが昨年末完成している。
しかしながら、端からの粒子の漏れが大きく、エネルギー回収効率が極めて悪いため、１９７０年代末に、ミラー磁場の両端部に正負の電位を作り、両端において粒子を電気的に跳ね返して閉じ込めるタンデムミラー（複合ミラー）方式が提案されている。
この方式は、磁力線に垂直な方向の閉じ込めには磁場を用い、磁力線に沿った方向の閉じ込めは電場の効果で行うという、磁場と電場の双方を用いた閉じ込め方式である。 最近の研究は、タンデムミラー方式が主体で、筑波大学が中心になって行われており、筑波大学のＧＡＭＭＡ１０装置は、世界最大のタンデムミラーで、ミラー端部に千ボルトを越える電位を形成し、１億度以上のイオン温度を達成して熱核融合中性子を観測している。また、ほぼ一様な閉じ込め領域の磁場や装置への良好なアクセス性を活かして高温プラズマの物理の解明や計測技術の開発にも貢献している。さらに高い閉じ込め電位の形成とそれによる高密度プラズマの達成が今後の課題となっている。
レーザー核融合の方式では閉じ込め用の磁場が不要であり、また不純物の問題もないので超高真空技術が不要となるため、この観点からは炉を作りやすいといえる。しかし、ドライバー効率が炉としての総合効率に大きく影響するため、レーザー効率の向上を図ることが必要であるとともに、ターゲットを連続的に炉の中心に供給し、高繰り返しで高パワーのレーザーを運転することなどが今後の開発課題となっている。
我が国においては、大阪大学を中心として研究が進められており、激光ⅩⅡによる爆縮物理の研究では、１億度以上の高温発生と固体密度の６００倍以上の超高密度圧縮が実証され、現在、自己点火の実証へ向けて点火等価プラズマ発生のための研究が行われるとともに、流体力学的不安定性を含む爆縮ダイナミクスの研究が行われている。 なお、米国において、大型の点火施設（ＮＩＦ）が建設中であり、レーザー核融合の点火・燃焼の実証を目指している。
