Как известно, в магнитном поле заряженные частицы движутся по спиралям, "навиваясь" своими траекториями на силовые линии магнитного поля. Поэтому однородное поле сильно уменьшает диффузию и теплопроводность плазмы в направлении поперек силовых линий. Однородное поле, однако, никак не влияет на движение заряженных частиц вдоль силовых линий. Естественный путь устранения потерь плазмы вдоль силовых линий — сворачивание плазменного шнура в тор. Но при этом магнитное поле становится неоднородным и характер движения заряженных частиц в нем усложняется возникает дрейф (медленное смещение) частиц поперек силовых линий поля. Для устранения дрейфа, а также обеспечения равновесия и устойчивости плазменного кольца используют различные комбинации внешних полей и полей, возникающих при протекании токов в самой плазме. В зависимости от структуры этих полей возможны различные виды тороидальных (или замкнутых) ловушек для плазмы: токамаки, стеллараторы и т.д.3

Большие успехи достигнуты в длительном удержании горячей плазмы на установках типа токамак. Здесь при температуре 60 млн. градусов произведение пт превысило 1013 см3 с. Поэтому можно ожидать, что именно на токамаках уже в ближайшем пятилетии удастся получить режимы термоядерного "горения" с положительным выделением энергии.

Однако, несмотря на это, токамаки не являются единственной исследуемой системой магнитного удержания плазмы. Дело в том, что если рассматривать токамак не как устройство для удержания горячей плазмы, а как часть термоядерного реактора, то, с чисто инженерной точки зрения, он имеет весьма серьезные недостатки. Импульсный характер работы токамака порождает проблемы, связанные с "усталостью" материалов из-за циклических термических напряжений, возникающих в элементах конструкции. Кроме того, его тороидальная геометрия сама по себе обусловливает неоднородность тепловых и нейтронных нагрузок на эти элементы.

С тороидальной геометрией связаны головоломные про& лемы, которые придется решать при дистанционной разборке и других ремонтных работах на радиоактивной установке, активированной нейтронами.

Наконец, для экономики реакторных систем очень важно, чтобы удержание плазмы осуществлялось как можно более слабым магнитным полем. Коэффициент использования магнитного поля в каждой данной системе удержания можно характеризовать величиной )3, равной отношению давления плазмы к давлению внешнего магнитного поля, определяемому как В2/8я, где В — магнитная индукция. Чем больше 3, тем выше термоядерная мощность, генерируемая в единице объема плазмы, тем дешевле магнитная система реактора. (При ожидаемых температурах плазмы выделяемая термоядерная мощность пропорциональна квадрату давления плазмы и, следовательно, величине (32fi4.) В принципе, |3 может достигать 1, или 100%. Однако в токамаках необходимость обеспечения устойчивости и равновесия плазмы ограничивает величину (3 значениями, не превышающими нескольких процентов. Даже по самым оптимистическим теоретическим оценкам, в будущем Р не превысит 10%. Платой же за малые значения /3 является серьезное усложнение и удорожание магнитной системы токамаков.

Заметим, что если первый из указанных недостатков может быть, по-видимому, в будущем устранен, то два других представляют собой, так сказать, врожденные. Поэтому никогда не прекращался поиск систем магнитного удержания, свободных от этих недостатков, т.е. обеспечивающих непрерывную работу, имеющих линейную геометрию и устойчиво удерживающих плотную плазму в относительно слабых магнитных полях5 . В настоящее время основным соперником токамаков среди систем с магнитным удержанием вновь становятся открытые магнитные ловушки, изучение которых началось еще на заре термоядерных исследований.