что такое термоядерная энергия
Термоядерная энергетика: надежда человечества?
В детстве я любил читать журнал «Наука и Жизнь», в деревне лежала подшивка начиная с 60-х годов. Там часто рассказывали про термоядерный синтез в радостном ключе — вот уже почти, и оно будет! Многие страны, чтобы успеть на раздачу бесплатной энергии строили у себя Токамаки (и настроили их суммарно 300 штук по всему миру).
Годы шли… Сейчас 2013-й год, а человечество до сих пор получает бОльшую часть энергии от сжигания угля, как в 19-м веке. Почему так получилось, что мешает создать термоядерный реактор, и чего нам ждать в будущем — под катом.
Теория
Ядро атома, как мы помним, состоит в первом приближении из протонов и нейтронов (=нуклонов). Для того, чтобы от атома оторвать все нейтроны и протоны — нужно затратить определенную энергию — энергию связи ядра. Эта энергия отличается у различных изотопов, и естественно, при ядерных реакциях баланс энергии должен сохраняться. Если построить график энергии связи для всех изотопов (из расчета на 1 нуклон), получим следующее: 
Отсюда мы видим, что получать энергию мы можем или разделяя тяжелые атомы (вроде 235 U), или соединяя легкие.
Наиболее реалистичные и интересные в практическом отношении следующие реакции синтеза:
В этих реакциях используется Дейтерий (D) — его можно получать прямо из морской воды, Тритий (T) — радиоактивный изотоп водорода, сейчас его получают как отход на обычных ядерных реакторах, можно специально производить из лития. Гелий-3 — вроде-бы на Луне, как мы все уже знаем. Бор-11 — природный бор на 80% состоит из бора-11. p (Протий, атом водорода) — обычный водород.
Для сравнения, при делении 235 U выделяется
202.5 MeV энергии, т.е. гораздо больше чем при реакции синтеза из расчета на 1 атом (но из расчета на килограмм топлива — конечно термоядерное топливо дает больше энергии).
По реакциям 1 и 2 — получается много очень высокоэнергетических нейтронов, которые всю конструкцию реактора делают радиоактивной. А вот реакции 3 и 4 — «без-нейтронные» (aneutronic) — не дают наведенной радиации. К сожалению, побочные реакции все равно остаются, например из реакции 3 — дейтерий будет и сам с собой реагировать, и небольшое нейтронное излучение все-же будет.
Реакция 4 интересна тем, что в результате получаем 3 альфа-частицы, с которых теоретически можно напрямую энергию снимать (т.к. они фактически представляют собой движущиеся заряды = ток).
В общем, интересных реакций достаточно. Вопрос лишь в том, насколько просто их осуществить в реальности?
О сложности проведения реакции Человечество относительно легко освоило деление 235 U: никакой сложности тут нет — поскольку нейтроны не обладают зарядом, они могут буквально «проползать» сквозь ядро даже с очень маленькой скоростью. В большинстве реакторов деления и используются как раз такие, тепловые нейтроны — у которых скорость движения сравнима со скоростью теплового движения атомов.
А вот при реакции синтеза — у нас есть 2 ядра имеющие заряд, и они отталкиваются друг от друга. Для того, чтобы сблизить их на нужное для реакции расстояние — нужно, чтобы они двигались с достаточной скоростью. Скорости такой можно либо достичь в ускорителе (когда все атомы в результате двигаются с одной оптимальной скоростью), или нагреванием (когда атомы летают как попало в случайных направлениях и случайной скоростью).
Вот график, показывающий скорость реакции (сечение) в зависимости от скорости (=энергии) сталкивающихся атомов:
Вот то же, но построенное от температуры плазмы, с учетом того, что атомы там летают со случайной скоростью:
Сразу видим, что реакция D+T — самая «легкая» (ей нужны жалкие 100 миллионов градусов), D+D — примерно в 100 раз медленее при тех же температурах, D+ 3 He идет быстрее чем конкурирующая D+D только при температурах порядка 1 млрд градусов.
Таким образом, только реакция D+T хотя бы отдаленно доступна человеку, со всеми её недостатками (радиоактивность трития, сложности с его получением, наведенная нейтронами радиация).
Но как вы понимаете, взять и нагреть что-то до ста миллионов градусов и оставить реагировать не выйдет — любые нагретые предметы излучают свет, и таким образом быстро остывают. Плазма нагретая до сотни миллионов градусов — светит в рентгеновском диапазоне, и что самое печальное — она прозрачна для него. Т.е. плазма с такой температурой фатально быстро остывает, и чтобы поддерживать температуру нужно постоянно вкачивать гигантскую энергию на поддержание температуры.
Впрочем, из-за того, что в термоядерном реакторе газа очень мало (например в ITER — всего пол грамма), все получается не так плохо: чтобы нагреть 0.5г водорода до 100 млн градусов нужно потратить примерно столько же энергии, сколько для нагревания 186 литров воды на 100 градусов.
Есть еще критерий Лоусона, показывающий, будет ли реакция давать больше энергии, чем тратится. Помимо температуры важна еще плотность (само собой выше плотность плазмы — быстрее реакция идет) и время удержания плазмы (чтобы успело прореагировать). Соответственно, системы могут быть импульсные (Z-Machine, NIF, термоядерный заряд — короткое время реакции, высокая температура и плотность) и постоянные (токамак — низкая плотность и температура, длительное время реакции).
Посмотрим теперь, какие подходы есть к реализации термоядерного реактора.
Конструкции
Звезда — естественный термоядерный реактор. Горячая плазма под высоким давлением удерживается гравитацией, а все излучаемое рентгеновское излучение — за счет огромной плотности и размеров поглощается. Таким образом ядро не остывает даже при относительно маленьких скоростях реакции. Из-за этого в ядре сгорает не только водород и дейтерий, но и гораздо более тяжелые элементы. К сожалению, на земле такую конструкцию реализовать затруднительно.
«Лишние» нейтроны захватываются литием-6 с образованием трития, и образуется как раз нужная нам нагретая смесь дейтерия и трития. Они начинают реагировать друг с другом — и удерживает их от разлетания сила инерции относительно тяжелого корпуса заряда из урана. Помимо этого, урановый корпус непрозрачен для рентгеновского излучения — соответственно потери тепла меньше. Вся реакция заканчивается за 1 микросекунду — и корпус только-только начинает разлетаться в разные стороны.
Это была так называемая «бустерная схема» ядерного заряда, где вклад термоядерной реакции невелик, и лишь позволяет немного поднять мощность «задешево» (плутоний — страшно дорогой, а литий — в сравнении с ним дешев как грязь).
Это конечно все хорошо работает в целях разрушения, но в целях получения энергии этот подход использовать не получается, очень уж высока минимальная мощность взрыва, и слишком много обычных радиоактивных продуктов реакции плутония/урана.
Линейные ускорители: идея проста — берем мишень из любого удобного дейтерида металла, и в маленьком линейном ускорителе разгоняем до нужной скорости атомы трития. Получаем настоящую термоядерную реакцию, и выходом энергии и 14.1 MeV нейтронов. Такой источник можно использовать для поиска нефти и воды (например на марсианском ровере MSL стоит российский импульсный источник нейтронов DAN), и в качестве внешнего импульсного нейтронного инициатора в ядерных зарядах.
Почему-же так нельзя вырабатывать электричество? На разгон атомов тратится намного больше энергии, чем мы получаем в результате реакции (далеко не все разгоняемые атомы реагируют). По моим расчетам DAN например имеет КПД порядка 0.0016%.
Токамак (тороидальная камера с магнитными катушками) — идея уже немного сложнее, в плазменном торе как в трансформаторе наводим ток. Вокруг тора — сверхпроводящие магниты, которые «обжимают» плазму и не дают ей коснуться стенок. Плазма нагревается микроволновым излучением, и резистивным нагревом от протекающего тока. Когда начинали работать по этому направлению — казалось: вот-вот и все будет работать.
Во всем мире построено порядка 300 токамаков, и самый современный и крупный из них — строящийся международный проект ITER (в том числе и при участии России). В нем должен быть наконец достигнут показатель Q=10 (т.е. выделение энергии в 10 раз больше затрачиваемой на нагрев и удержание плазмы). Водородную плазму (т.е. без термоядерной реакции) собираются зажечь в 2020-м, а начать запуски с дейтерий-тритиевой плазмой — в 2027, если конечно все пойдет по плану и не случится какой-нибудь очередной кризис. 
Стелларатор — «мятый» бублик, где магнитное поле формируется внешними магнитами очень хитрой формы и обеспечивает стабильность плазмы. По сравнению с токамаком — намного более сложная конструкция. По «качеству» удержания плазмы сейчас уже уступает токамакам. 
NIF — National Ignition Facility — идея в том, чтобы сфокусировать свет от 192 импульсных лазеров на мишени, окружающей капсулу с дейтерий-тритиевой смесью. Свет нагревает мишень — она нагревается до миллионов градусов, и равномерно светом «обжимает» капсулу с термоядерным топливом. На хабре кстати 3 года назад писали, что там уже почти все готово.
Проект завершился 30 сентября 2012 года. Оказалось, в компьютерной модели были неточности. По новой оценке, достигнутая в NIF мощность импульса 1.8 мегаджоуля — 33-50% от требуемой, чтобы выделилось столько же энергии, сколько было затрачено. 
Sandy Z-machine Идея такая: возьмем большую кучу высоковольтных конденсаторов, и резко разрядим их через тоненькие вольфрамовые проволочки в центре машины. Проволочки мгновенно испаряются, через них продолжает течь огромный ток в 27 миллионов ампер на протяжении 95 наносекунд. Плазма, нагретая до миллионов и миллиардов(!) градусов — излучает рентгеновское излучение, и обжимает им капсулу с дейтерий-тритиевой смесью в центре (энергия импульса рентгеновского излучения — 2.7 мегаджоуля).
Планируется апгрейд системы с использованием российской силовой установки (Linear Transformer Driver — LTD). В 2013-м году ожидаются первые тесты, в которых получения энергия сравнится с затрачиваемой (Q=1). Возможно, у этого направления в будущем появится шанс сравниться и превзойти токамаки. 
Dense Plasma Focus — DPF — «схлопывает» бегущую по электродам плазму с получением гигантских температур. В марте 2012 на установке, действующей по этому принципу была достигнута температура 1.8 млрд градусов.
Levitated Dipole — «вывернутый» токамак, в центре вакуумной камеры висит торообразный сверхпроводящий магнит который и удерживает плазму. В такой схеме плазма обещает быть стабильной сама по себе. Но финансирования у проекта сейчас нет, похоже непосредственно реакцию синтеза на установке не проводили.
Farnsworth–Hirsch fusor Идея проста — размещаем две сферические сетки в вакуумной камере наполненной дейтерием, или дейтерий-тритиевой смесью, прикладываем между ними потенциал в 50-200 тысяч вольт. В электрическом поле атомы начинают летать вокруг центра камеры, иногда сталкиваясь между собой.
Выход нейтронов есть, но он довольно мал. Большие потери энергии на тормозное рентгеновское излучение, внутренняя сетка быстро раскаляется и испаряется от столкновений с атомами и электронами. Хотя конструкция интересна с академической точки зрения (собрать её может любой студент), КПД генерации нейтронов намного ниже линейных ускорителей. 
Polywell — хорошие напоминание о том, что не все работы по термоядерному синтезу публичны. Работа финансировалась ВМФ США, и была засекречена, пока не были получены отрицательные результаты.
Идея — развитие Farnsworth–Hirsch fusor. Центральный отрицательный электрод, с которым было больше всего проблем, мы заменяем облаком электронов, удерживаемых магнитным полем в центре камеры. Все тестовые модели имели обычные, а не сверхпроводящие магниты. Реакция давала единичные нейтроны. В общем, никакой революции. Возможно, увеличение размеров и сверхпроводящие магниты и изменили бы что-то.
Мюонный катализ — радикально отличающаяся идея. Берем отрицательно-заряженный мюон, и заменяем им электрон в атоме. Поскольку мюон в 207 раз тяжелее электрона — в молекуле водорода 2 атома будут намного ближе друг к другу, и произойдет реакция синтеза. Единственная проблема — если в результате реакции образуется гелий (шанс
1%), и мюон улетит с ним — больше в реакциях он участвовать не сможет (т.к. гелий не образует химического соединения с водородом).
Проблема тут в том, что генерация мюона на данный момент требует больше энергии, чем может получится в цепочке реакций, и таким образом пока энергию тут не получить.
«Холодный» термоядерный синтез (сюда не включен «холодный» мюонный катализ) — давно является пастбищем псевдоученых. Научно подтвержденных и независимо повторяемых положительных результатов нет. А сенсации на уровне желтой прессы были уже не раз и до E-Cat-а Андреа Росси.
Резюме
Как укротить термоядерный синтез и зачем он нам нужен?
Мы уже писали о неожиданных и примечательных идеях и разработках в области получения энергии от ядерного распада. А также о том, что приходится делать, когда с ядерными реакторами что-то идёт не так. Свобода, как известно, лучше несвободы, а синтез — лучше распада. Именно так подумали учёные ещё сто лет назад, когда сделали первые шаги по укрощению термоядерного синтеза. В этой статье мы кратко расскажем, что такое термоядерный синтез, на каком этапе находятся научные разработки и когда стоит ждать внедрения нового способа добычи энергии. В конце концов, именно за этим он и нужен человечеству.
Staring at the Sun: история открытия термоядерного синтеза
С развитием науки человечество начало задаваться вопросом о том, как работает Солнце, почему не гаснет и продолжает выделять тепло и свет. Ещё в двадцатых годах прошлого века — почти сто лет назад — британский учёный Артур Стэнли Эддингтон выступал с идеями протон-протонного цикла, то есть совокупности термоядерных реакций, в ходе которых водород в звёздах превращается в гелий. И сопутствует этой реакции выделение колоссальных объёмов энергии, что легко можно ощутить, просто выйдя на улицу в солнечный день.
Чуть позже, уже в тридцатые годы, учёные из Кембриджского университета под руководством австралийца Марка Олифанта в результате ряда экспериментов обнаружили нуклоны (общее название составляющих атомное ядро протонов и нейтронов) гелия-3 и трития, принимающие участие в этих реакциях, а их немецкий коллега, Ханс Бете, получил Нобелевскую премию по физике за вклад в теорию ядерных реакций и, особенно, за открытия, касающиеся источников энергии звёзд. Уже в 1946 году сэр Джордж Паджет Томсон и Моисей Блэкман описали и запатентовали идею Z-pinch, то есть системы удержания плазмы при помощи магнитного поля или «магнитной ловушки», которая легла в основу дальнейших экспериментов по созданию первых устройств управляемого термоядерного синтеза.
Лабораторная магнитная ловушка, фото: Sandpiper / Wikimedia Commons
Бесконечная мощь: преимущества, недостатки и препятствия для реализации
От истории перейдём к общей теории. Управляемый термоядерный синтез — это процесс получения более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью (в теории) использования выделяемой энергии для добычи электричества. По своей сути он противоположен реакции распада, которая применяется в традиционной ядерной энергетике. В основном для проведения реакции термоядерного синтеза используются дейтерий и тритий (так называемая реакция D-T), хотя также возможны варианты с дейтерием и гелием-3, между ядрами дейтерия (D-D) и другими сочетаниями изотопов.
Сами по себе атомные ядра взаимодействуют не особо охотно из-за «кулоновского барьера», то есть силы электростатического отталкивания между ними. Чтобы преодолеть её и начать реакцию в земных условиях, вещество необходимо нагреть до достаточно высокой температуры, причём речь в данном случае идёт о сотнях миллионов градусов. Именно от этого процесса термоядерный синтез и получил своё название. Сочетание дейтерия и трития в данном случае требует «минимальной» температуры для начала реакции (тех самых 100 млн градусов), поэтому в экспериментальных установках оно используется чаще всего.
Реакция термоядерного синтеза D-T. Источник: Toshiba Energy Systems &Solutions Corporation
Также в ходе реакции появляется большое количество нейтронов, но об их значении поговорим чуть ниже, а сперва постараемся пояснить, почему коммерческое применение этого процесса вообще будоражит умы человечества последние 70 лет. Итак, преимущества управляемого термоядерного синтеза:
Токамак JET, фото: EFDA JET / Wikimedia Commons
Но почему же тогда сам принцип управляемого термоядерного синтеза, разработанный в середине прошлого века, до сих пор не реализован на практике либо реализован только в качестве экспериментальных установок, которые так и не начали производить электроэнергию? Давайте рассмотрим недостатки и ограничения этого процесса.
Сперва вернёмся к нашим нейтронам. В процессе реакции с применением D-T образуется нейтронный поток, который бомбардирует стенки защитной оболочки реактора. В результате мы имеем дело с так называемой «наведённой» радиацией, которая сильно усложняет обслуживание оборудования и, вполне возможно, приведёт к необходимости его периодической замены, так как со временем от бомбардировки нейтронами материалы становятся не только радиоактивными, но и хрупкими. Для решения этой проблемы предлагается использовать малочувствительные к радиации материалы, которые прослужат дольше, но их применение увеличит и без того колоссальные расходы на постройку электростанций термоядерного синтеза. Также рассматривается применение других действующих веществ, чтобы получить «безнейтронные» реакции, но о требованиях к плотности и температуре реакции для них мы уже говорили выше.
Ещё при текущем уровне развития технологий учёные и инженеры не могут добиться того, чтобы расход энергии на нагрев и доведение вещества в реакторе до состояния плазмы, а затем на поддержание его в этом состоянии, несмотря на постоянную потерю тепла (а также на охлаждение системы, работу электромагнитов и других подсистем), упал ниже, чем количество выделяемой в ходе реакции энергии. Например, британский токамак JET достиг соотношения между поступающей и отдаваемой энергией всего в 67%, то есть 0,67 Q. Q — показатель, который выражает отношение количеств затраченной и полученной в такой системе энергии, и для того, чтобы реакция термоядерного синтеза считалась самоподдерживающейся, он должен быть равен хотя бы 5, а для выработки полезных мощностей — намного выше. На сегодняшний день реакторов с таким значением в мире не существует.
Финальным вопросом, конечно, является окупаемость и стоимость. Чтобы добиться точной имитации реакций внутри Солнца, недостаточно просто взять тритий и дейтерий и поднести к ним условную спичку. Реактор термоядерного синтеза — это невероятно сложная, громоздкая и дорогая конструкция, в которой нашлось место массивной системе охлаждения, огромному количеству электромагнитов разных типов и даже собственным электростанциям.
По оценкам, расходы на строительство экспериментального токамака ITER (о нём ниже), которое ещё не завершено, могут превысить 20 млрд долларов. При этом реактор вообще не рассчитан на производство электроэнергии, то есть единственной прибылью от эксплуатации ITER будет опыт совместной работы учёных и экспериментальные данные.
Практическая магия: основные типы конструкции и вехи их развития
Условно установки для управляемого термоядерного синтеза можно разделить на четыре типа: токамаки, стеллараторы, зеркальные ловушки и импульсные системы. На их примере мы предлагаем рассмотреть как развитие идей, которые в дальнейшем могут привести к производству электроэнергии при помощи термоядерного синтеза, так и «тупиковые» ветви, которые по тем или иным причинам в ближайшие годы (или никогда) не выйдут за рамки теории и экспериментов.
Токамак — это сокращение от «тороидальная камера с магнитными катушками», каковая камера — главный элемент реактора, который служит для удержания плазмы. Намотанные вокруг камеры реактора магнитные катушки в данном случае применяются для того, чтобы создать специальное поле, удерживающее плазму от соприкосновения с её стенками, чего современные теплоизолирующие материалы просто не выдержали бы. В то же время через саму плазму также пропускается ток, который служит и для её нагрева, и для создания полоидального магнитного поля. В современных условиях это поле не может существовать дольше нескольких секунд, а без него плазма теряет свою стабильность, поэтому говорить о применении токамаков для постоянного производства электроэнергии ещё рано, хотя поддерживать ток более длительное время можно при помощи микроволнового излучения или введения в плазму нейтральных атомов дейтерия/трития.
Токамак KSTAR, Южная Корея, фото: Michel Maccagnan / Wikimedia Commons
Идеи токамаков впервые описали в Советском Союзе ещё в 50-х годах прошлого века, а первый такой реактор был построен в Курчатовском институте в 1954 году. Долгое время токамаки оставались чисто советской разработкой, но в 1970-х британские учёные подтвердили рекордные результаты разогрева плазмы, достигнутые на советском токамаке Т-3, и технологией заинтересовались по всему миру.
На сегодняшний день токамаки считаются наиболее перспективной разработкой, и в мире их количество превышает количество установок других типов. Среди достижений в этой сфере стоит отметить китайский EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak, построен при поддержке РФ), который достиг в 2018 году температуры плазмы в 100 млн градусов, европейский JET (Joint European Toru), который находится в Великобритании и считается крупнейшим токамаком в мире, а также уже упомянутый выше ITER, на котором остановимся более подробно.
Схема токамака ITER. Источник: Oak Ridge National Laboratory — ITER Tokamak and Plant Systems (2016) / Wikimedia Commons
Идея постройки ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor, международный термоядерный экспериментальный реактор) обсуждалась ещё в 1985 году, на встрече Рональда Рейгана и Михаила Горбачева, но реальное строительство началось только в 2010 году. В работе над реактором принимают участие множество стран, включая Японию, государства ЕС, Россию, США, Южную Корею, Китай и Индию. Итогом совместного проекта станет гигантское сооружение весом в 23 000 тонн, которое сместит JET с пьедестала самого крупного токамака на планете и теоретически будет способно довести показатель Q до 30, хотя создатели ITER не ставят перед собой цель добиться выработки электроэнергии — задача токамака окончательно доказать саму возможность использования термоядерного синтеза в этой сфере и проложить «путь» (именно так переводится с латыни сокращённое название реактора) для DEMO, первого токамака с «положительным» балансом, который запустится не раньше середины XXI века.
На долю Японии в проекте ITER выпали разработка и производство одного из важнейших элементов — сверхпроводящих катушек, необходимых для формирования магнитного поля вокруг камеры реактора. В частности, компания Toshiba занимается разработкой конструкции гигантских 16,5-метровых катушек для тороидального поля, которые весят около 300 тонн. При этом необходимо соблюдать крайне строгие допуски на размеры каждой детали — всего в несколько миллиметров — поэтому большим подспорьем становятся технологии и методы, изобретённые во время работы над японскими экспериментальными токамаками, JT-60 и JT-60SA.
Стеллараторы (от лат. stella — «звезда») получили своё название из-за схожести процессов в реакторе с теми, что происходят внутри звёзд. Первый образец был построен в 1951 году в США под руководством его изобретателя, Лаймана Спитцера. Основное отличие стеллараторов от токамаков заключается в конструкции магнитной ловушки: в стеллараторах для удержания плазмы в камере применяется только внешние катушки, которые создают силовые линии, вращающиеся вокруг камеры. Такая конструкция теоретически позволяет использовать магнитную ловушку в непрерывном режиме. В стеллараторах, как и в токамаках практически всегда применяется смесь дейтерия и трития, которая вводится в вакуумный сосуд камеры. В современных вариантах конструкции отказались от камеры в форме обычного тора в пользу сложных моделей, созданных с применением компьютерного моделирования. Их цель — добиться максимальной эффективности удержания плазмы.
Стелларатор Wendelstein 7-X. Источник: Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Tino Schulz / Wikimedia Commons
Несмотря на возможность непрерывного воздействия на плазму и изменённую конструкцию камеры стеллараторы не получили такого широкого распространения, как токамаки. В первую очередь это связано с большей сложностью конструкции и меньшей их эффективностью в современных условиях. Wendelstein 7-X, построенный в г. Грайфсвальд в Германии в 2015 году стал крупнейшим стелларатором в мире и своеобразной «эпитафией» этой разработке. По расчётам учёных он должен был довести время непрерывного воздействия электромагнитов на плазму до 30 минут, чтобы продемонстрировать возможность использования стеллараторов для долгосрочной генерации электроэнергии. При этом в 2018 году в ходе эксперимента температуру плазмы удалось поднять только до 40 000 градусов Цельсия, а время работы — довести до 100 секунд. Следующие испытания запланированы на 2021 год.
Лазерный ангар NIF/ Источник: Lawrence Livermore National Laboratory, Lawrence Livermore National Security, LLC, and the Department of Energy — National Ignition Facility / Wikimedia Commons
Зеркальные ловушки — первый эксперимент с использованием «открытых» магнитных ловушек был проведен ещё в 1955 году во всё той же Ливерморской национальной лаборатории имени Лоуренса. Идея ловушек заключалась в том, чтобы использовать не закрытый тор, а магнитный сосуд вытянутой формы, открытый с двух противоположных концов. «Новая» плазма в этом случае должна была разогреваться до нужной температуры, отдавать энергию и выходить через боковые отверстия (либо отбиваться магнитным полем обратно, как от зеркал — отсюда и название). Благодаря такой форме и механизму их стоимость оказалась намного ниже, чем у конкурирующих разработок, так что какое-то время зеркальные ловушки казались крайне перспективной разработкой. Но со временем экспериментаторы столкнулись с нестабильностью плазмы, плохо изученной на момент начала разработок, что привело к проблемам и невозможности достичь необходимых для термоядерного синтеза температур. В дальнейшем в конструкцию неоднократно вносились изменения, но амбициозная американская установка MFTF, например, была закрыта ещё до начала пробных запусков, так как токамаки в итоге оказались проще, мощнее и дешевле.
Из интересных разработок этого типа стоит отметить российский ГДЛ (газодинамическая ловушка) из Новосибирска, который создаётся на базе советского проекта 50-х годов, «открытой» ловушки «пробкотрон Будкера». По состоянию на 2018 год учёным Новосибирского Института ядерной физики СО РАН удалось достичь температуры в 10 млн градусов, а в 2020 году они получили грант от Минобрнауки РФ на закупку нового оборудования для продолжения экспериментов.