El Tokamak es sin duda la

configuración magnética que, en la actualidad, tiene más posibilidades de

convertirse en la base del primer reactor comercial de fusión termonuclear. El

motivo es fácil de comprender si nos fijamos en el progreso de la investigación y

explotación de dicho concepto desde los años 70. Recordemos, para ello,

cuales eran las condiciones de Break-even (para la cual se equilibran la

potencia perdida del plasma se equilibra con la aportación externa),

y de ignición (en que el plasma es capaz de compensar las pérdidas sin

necesidad de aporte externo),

de un plasma termonuclear, que ya discutimos al principio del capítulo anterior.

n m s

e > × ⋅19 −3

τ 3 10

n m s

e⋅ > × ⋅20 −3

τ 2 10El Tokamak

36

Evolución del tiempo de confinamiento obtenido durante experimentos en

distintos Tokamaks [JET (EU), JT-60 (Japón) y TFTR (USA)]

En la Figura 4.1se muestra el progreso conseguido en los últimos treinta

años. En el eje horizontal se muestra la temperatura del plasma, mientras que

en el eje vertical se muestra el producto ντε

. Como puede verse, varios

Tokamaks han alcanzado ya valores sobre la curva de Break-even (JET, en el

Reino Unido y JT-60, en Japón), una vez extrapolados los resultados de D-D a

D-T. Esto se hace así debido a que el tritio es radiactivo. Por ello, rara vez se

utiliza en los actuales experimentos que buscan soluciones a muchos de los

problemas fundamentales que aun persisten. Sin embargo, varios experimentos

llevados a cabo en varios Tokamaks (entre ellos el JET) apoyan la bondad de

estas extrapolaciones.

La Figura también muestra que la progresión del concepto Tokamak ha

sido impresionante: el tiempo de confinamiento se ha incrementado en cuatro

órdenes de magnitud en los últimos treinta años. Como puede también verse en El Tokamak

37

la figura, se espera que el proyecto ITER, actualmente a la espera de un

acuerdo entre la Comunidad Europea y Japón para su ubicación final,, supere la

barrera de ignición, demostrando así la viabilidad del concepto Tokamak para la

construcción de un reactor de fusión comercial.

3.2 Mecanismos de transporte en un Tokamak

¿Por qué resulta tan difícil alcanzar los tiempos de confinamiento del

plasma necesarios para superar el Break-even y alcanzar la ignición? La

respuesta es tan sencilla como difícil la resolución del problema que origina:

porque se fuerza al plasma a estar en un estado muy lejano al de equilibrio

termodinámico. Ciertamente, en estos dispositivos se obliga a que tanto la

densidad como la temperatura del plasma soporte enormes gradientes entre el

centro y el borde del dispositivo. Como respuesta a la existencia de dichos

gradientes, se activan diversos mecanismos de transporte que tratan de

devolver al sistema al equilibrio, expulsando el plasma del dispositivo. Por ello,

los tiempos de confinamiento del plasma son tan cortos. Y por ello es necesario

estar suministrando al plasma energía externa constantemente!

Fig. 4.2: Sección toroidal de una familia de superficies magnéticas.El Tokamak

38

Para entender mejor la naturaleza de estos gradientes necesitamos dar

algunos detalles de cómo se confinan las partículas cargadas en estos

dispositivos magnéticos. Puesto que el campo magnético viene determinado por

las ecuaciones de Maxwell, las líneas magnéticas de una configuración

magnética de tamaño finito no pueden tener una forma y disposición arbitraria.

Es fácil ver que cada línea ha de estar contenidas necesariamente dentro de

una superficie cerrada que se llama superficie magnética. Además, el conjunto

de todas las superficies que contienen alguna línea forma una familia con la

topología de un conjunto de toros anidados unos dentro de otros. En el espacio

de la configuración se distinguen entonces tres direcciones, dos sobre los toros

(la poloidal y la toroidal, según se recorra el toro respectivamente en su

dirección más corta o más larga), y otra perpendicular a los mismos que se

llama dirección radial (ver Fig. 4.2). A la superficie más interna de la familia

(que degenera necesariamente en una curva) se le llama eje magnético, y

constituye el centro del dispositivo. La última superficie de la familia o LCFS (del

inglés, Last Closed Flux Surface), es la que está más cerca de las paredes del

reactor, estando determinada su posición exacta a través de un limitador o de

un divertor. Los gradientes de densidad y/o temperatura se establecen, por

tanto, en la dirección radial ya que se deben a la interacción del plasma con las

paredes frías del reactor, que son capaces de intercambiar partículas y

temperatura con el plasma. Como resultado, tanto la densidad del plasma como

su temperatura es mucho mayor en el centro del dispositivo (eje magnético) que

en los bordes. Dentro de cada superficie magnética, en cambio, apenas existen

gradientes ya que el movimiento libre de las cargas a lo largo de las líneas hace

que se equilibre cualquier diferencia muy rápidamente. El Tokamak

39

Fig. 4.3: Transporte perpendicular a las líneas magnéticas mediado por

colisiones entre partículas cargadas.

Por tanto, es claro que el plasma confinado en el Tokamak está forzado

a permanecer muy lejos del equilibrio manteniendo importantes gradientes en la

dirección radial, tanto de densidad como de temperatura. ¿Cómo intenta el

sistema recuperar el estado de equilibrio? Pues activando diversos

mecanismos de transporte que tratan de relajar dichos gradientes mediante la

expulsión de plasma fuera del sistema. El mecanismo más básico por el que el

sistema trata de relajar los gradientes es lo que se conoce por transporte

colisional. Para entender en que se basa, es necesario comprender primero

como se confinan las cargas (electrones y iones) en el Tokamak. Para ello, ha

de tenerse en cuenta primero que, en primera aproximación, toda carga

describe una órbita helicoidales de radio ρL (el radio de Larmor) a lo largo de las

líneas magnéticas. En segundo lugar, recuérdese que todas las líneas

magnéticas de la configuración tienen que estar contenidas dentro de alguna

superficie magnética. Uniendo ambos hechos, se concluye que ninguna

partícula cargada presente en la configuración puede alejarse de la superficie

magnética que contiene a la línea magnética alrededor de la cual gira mas allá

de una distancia del orden del radio de Larmor. De esta forma, se consigue el

confinamiento radial de las cargas. El Tokamak

40

Por supuesto, las cosas no son tan fáciles debido a que siempre existirá

más de una única partícula en nuestro dispositivo. Es, por tanto, posible que

estas partículas colisionen entre sí, de forma que la orientación del vector

velocidad de cada una de ellas puede cambiar, como resultado de dicha

colisión. Al cambiar de orientación su velocidad tras el choque, las partículas

pueden pasar a girar alrededor de alguna otra línea magnética, distante de la

original como mucho en ρL

(ver Fig. 4.3). De esta forma, la partícula puede

desplazarse radialmente hacia fuera, o hacia dentro.

La combinación de la existencia de estas colisiones con un gradiente

radial de densidad o temperatura proporciona el mecanismo de transporte que,

en plasmas, se conoce como transporte colisional ó clásico. Esto es así ya

que, la existencia de un gradiente de densidad, hace que sea más probable el

que partículas del interior se desplacen radialmente hacia fuera, que el que

partículas de la parte externa se desplacen radialmente hacia adentro.

Simplemente porque hay más partículas dentro que fuera. De esta forma,

aparece un flujo difusivo neto de partículas hacia fuera, que sólo desaparece

cuando dicho gradiente deja de estar presente. Es por ello, que se dice que el

establecimiento del gradiente activa este mecanismo de transporte. Algo similar

ocurre también en el caso de que exista un gradiente de temperatura.

Ciertamente, en un Tokamak las cosas son aún más complicadas ya que

el hecho de que el campo magnético no sea homogéneo hace que las

trayectorias de las partículas no sean estrictamente helicoidales, sino que su

movimiento tenga una componente transversal a las líneas magnéticas que se

conoce como deriva, que hace que las pérdidas colisionales sean aún mayores.

A este tipo de transporte, basado en las colisiones pero en el que se tiene en

cuenta la geometría del campo confinante, es a lo que se llama como

transporte neoclásico. El Tokamak

41

Fig 4.4: Transporte turbulento de partículas a través de una cadena de vórtices.

Las colisiones no son, sin embargo, el único mecanismo del que se vale

el sistema para intentar recuperar su equilibrio termodinámico. Existe también lo

que se conoce como turbulencia. Éste es un fenómeno familiar de la física de

fluidos que aparece cuando la velocidad del fluido excede un cierto valor crítico.

En ese momento comienzan a excitarse algunos de los modos normales del

sistema, alimentándose para ello de la gran cantidad de energía libre que existe

repartida por todo el fluido en forma de energía cinética. Los modos crecen

primero linealmente, sin interaccionar entre sí. Pero cuando su amplitud crece lo

suficiente, su mutua interacción genera las familiares estructuras rotantes

conocidas como vórtices. Su tamaño y su frecuencia de giro vienen

determinados en cada punto por cuales sean las escalas temporales y

espaciales que pueden disipar más fácilmente la energía libre que los alimenta.

Los vórtices desarrollan comportamientos dinámicos muy complejos, todos ellos

encaminados a disipar esta energía lo más eficientemente posible. A veces se

dividen en vórtices más pequeños, y otras se funden entre sí para acceder a

escalas mayores. También se desplazan hacia zonas donde abunde la energía

libre. Su destino final depende de la existencia de un aporte constante de

energía externa. Si este no existe, desaparecen una vez han disipado la energía

libre que los originó. En caso contrario, se alcanza una distribución estacionaria

de vórtices que disipan una potencia igual a la suministrada. El Tokamak

42

En un plasma confinado magnéticamente las cosas son similares,

aunque con un nivel extra de complejidad: la energía libre no se encuentra

espacialmente distribuida en forma de energía cinética. Por el contrario, está

localizada sobre algunas superficies magnéticas que, por diversos motivos,

favorecen la excitación de modos normales. Sobre estas superficies aparecen

vórtices (ver Fig. 5) que no se desplazan libremente, sino que permanecen

anclados a ellas hasta que la energía libre local se disipe. Un caso típico es el

de aquellos modos asociados a que el gradiente local de presión exceda un

cierto valor crítico. Entonces, se desarrollan vórtices en dicha superficie que

tratarán de llevar al gradiente de nuevo por debajo del valor crítico. Para ello,

inducirán flujos radiales que dirigirán energía y partículas hacia superficies

vecinas. Al igual que en el fluido, la dinámica dependerá de la existencia de una

fuente externa que mantenga el gradiente por encima del crítico. Si no existe,

los vórtices desaparecerán tras relajarlo. Pero en caso contrario, se establece

un régimen turbulento estacionario en el que los vórtices se mantienen,

transportando radialmente una potencia igual a la aportada externamente. Dicho

mecanismo es lo que se conoce por transporte turbulento.

Fig. 4. 5: Vórtices en una simulación de turbulencia en un tokamak (Fuente: Oak Ridge

National Laboratory (Tennessee, EE.UU.)).El Tokamak

43

3.3 Modos de confinamiento en un Tokamak

En un primer momento se pensó que el transporte en un Tokamak

seguiría un comportamiento esencialmente difusivo. Es decir, se podría

caracterizar por un coeficiente de difusión D, de forma que el tiempo de

confinamiento fuera:

El coeficiente de difusión debería de poder estimarse como suma de dos

contribuciones:

cada una de las cuales podría estimarse como el cociente entre el cuadrado de

la longitud característica del proceso (el radio de Larmor en el primero, y el

tamaño típico del vórtice turbulento en el segundo) y el tiempo característico del

mismo (la frecuencia de colisión y la frecuencia de giro del vórtice,

respectivamente). Puesto que teóricamente se predijo que el tamaño de los

vórtices debería de ser proporcional al radio de Larmor, esto implicaría que el

cociente rL/a sería la cantidad fundamental que determinaría el tiempo de

confinamiento.

Desgraciadamente, no es esto lo que se observa en los experimentos. El

plasma confinado pasa por una serie de regímenes, a medida que se aumenta

la potencia con la que se le calienta, en los cuales las propiedades de transporte

del sistema son muy diferentes:

D

a

E

2

τ ∝D=Dneocl

+ DturbEl Tokamak

44

Fig. 4. 6: Modos de confinamiento de un plasma Tokamak

El modo Ohmico: en los primeros experimentos, el plasma era calentado por

efecto Joule a partir de la corriente que el transformador central inducía en el

plasma. Aparentemente, el transporte en dicho plasma estaba bien descrito por

un coeficiente de difusión como el que mencionamos antes. Pero,

desgraciadamente, existe un límite a la temperatura que puede alcanzar el

plasma con este método ya que la resistividad del plasma disminuye con la

temperatura y, por tanto, la energía disipada por calentamiento.

El modo L: se tuvo, por tanto, que recurrir a métodos externos de calentamiento

tales como ondas electromagnéticas que resonaban con el plasma y lo

calentaban, o haces de neutros rápidos que se inyectaban en el plasma y que,

además de ionizarse aumentando la densidad del plasma, intercambiaban su El Tokamak

45

energía con el plasma circundante a través de choques. El tipo de perfiles que

se encontraron se muestran en la Fig. 4.6. Se trata de perfiles muy curiosos,

que se llamaron canónicos. ¿El motivo? Que se encontraban perfiles de forma

casi idéntica, independientemente de cómo se distribuyera espacialmente la

potencia con la que se calentaba al plasma (ver Fig. 4.7). Este hecho está en

contradicción con un modelo de transporte por difusión. Además, se encontró

que rL/a no era ya la longitud característica del transporte en estos plasmas

(escalado giro-Bohm), sino que lo era el radio menor, a. Dicho comportamiento

es lo que se conoce como escalado Bohm del tiempo de confinamiento. De

alguna forma, parecía que el plasma era capaz de sentir como de grande era el

sistema, y adaptar las pérdidas a ello.

Fig. 4. 7: Perfiles canónicos en modo-L.

De alguna forma, la hipótesis de que el transporte turbulento pudiera

describirse mediante un coeficiente de difusión efectivo falla para el modo-L. La

dinámica es mucho más compleja y, aún hoy, no se conoce la explicación al

comportamiento encontrado experimentalmente. Pero aún mas grave, el

comportamiento del tiempo de confinamiento de la energía en modo-L exigía el El Tokamak

46

construir dispositivos de fusión tan grandes que la viabilidad económica del

programa de fusión estaba en entredicho. Entonces, se descubrió el modo-H.

El modo H: si seguimos incrementando la potencia en el interior del plasma

llega un momento en que se pasa del modo-L a un nuevo modo de

confinamiento mejorado, que se llama modo H. Este modo se caracteriza por la

formación de un pedestal (ver Fig. 4.7) en el borde del plasma, que actúa como

tapón y que mejora enormemente el confinamiento.

A este fenómeno se le llama barrera de transporte. Es más, se

recupera el comportamiento giro-Bohm! Lo cual permite de nuevo esperar que

se pueda conseguir generar energía de fusión con dispositivos de tamaño

razonable capaces de funcionar en este modo. Teóricamente, la explicación de

que es lo que hace transitar al plasma al modo H sigue siendo un misterio. De

alguna forma, está relacionado con la dinámica de la turbulencia en un campo

magnético no homogéneo. A medida que vamos calentando, existe más energía

a disposición de los vórtices para crecer y hacerse más grandes, y transportar

más plasma fuera del dispositivo. Pero parece llegar un límite a la potencia que

puede alimentar la turbulencia sin que el plasma se ponga a girar sobre sí

mismo. Una vez sucede esto, la energía suministrada se convierte en energía

cinética y no contribuye a aumentar el transporte. De hecho, se trata de una

transición en toda regla, ya que la cantidad de plasma transportada es mucho

menor justo tras la transición en modo H, que justo antes, en modo L.

El Tokamak

47

Fig. 4. 8: Barrera de transporte.

Sin embargo, no todo son buenas noticias en el modo-H. A pesar de que

el confinamiento mejora de manera notable, el transporte cambia de forma.

Cuando se sigue aumentando la potencia, aparecen relajaciones más o menos

periódicas del pedestal que dan lugar a intensos flujos de energía y partículas

hacia las paredes del dispositivo. A dichas relajaciones se les conoce como

ELMs (de Edge Localizad Modes). Se han observado distintos tipos, que se

clasifican como tipo-I, tipo-II y tipo-III. El Tokamak

48

Fig. 4.9: Descarga típica en el DIII-D Tokamak (San Diego, USA). En el segundo

recuadro (comenzando desde arriba) se muestra la evolución temporal de la potencia

con la que se calienta el plasma. La entrada en modo-H se ve claramente en los

recuadros cuarto y quinto, que muestran la densidad y la energía confinada, que sube

claramente. El cambio brusco en esta última se muestra en el recuadro sexto, que da la

derivada con el tiempo de la energía. Los ELMs de tipo-I pueden verse en el recuadro

tercero, que da idea de las pérdidas de plasma. Como pueden verse, no son regulares

sino concentradas en picos de potencia de muy corta duración y carácter cuasiperiódico.El Tokamak

49

Los de tipo-III aparecen muy cerca de la transición L – H, y son

pequeños, por lo que no resultan demasiado preocupantes, a pesar de que se

desconoce su naturaleza. Además, su frecuencia disminuye al aumentar la

potencia externa, por lo que desaparecen rápidamente. Ahora bien, los de tipo I

y tipo II aparecen ya bien entrado el modo H y tienen frecuencia que aumenta

con la potencia externa. Los de tipo I son grandes, periódicos mientras que

los segundos son mucho más pequeños e intermitentes. El que se exciten

unos u otros parece depender de las propiedades de estabilidad del pedestal,

de forma que descargas en las que la configuración es más estable presenta

modos de tipo II, mientras que las menos estables exhiben ELMs de tipo I. Pero

estabilizar estas configuraciones requiere deformar las superficies magnéticas,

lo que no siempre es sencillo de hacer o, incluso, deseable.

El problema que implican los ELMs de tipo I a la hora de construir un

reactor de fusión es el siguiente: el flujo que transportan se deposita en escalas

de tiempos muy cortas sobre los componentes externos del reactor (leasé,

paredes o divertor como se muestra en la Fig. 4.10). Por lo tanto, las potencias

que tienen que asimilar dichos componentes tienen picos gigantescos en el

tiempo, que pueden dañar dichos componentes muy rápidamente. Puesto que,

por ejemplo, el divertor planeado para el futuro Tokamak ITER tiene un precio

orientativo de unos 500M Euros, puede comprenderse que cambiar el divertor a

menudo es un lujo que no se puede permitir si se quiere que el proceso de

generación de energía por fusión sea rentable. Es por ello esencial el

comprender la naturaleza de estos ELMs y, más importante aún, el

encontrar maneras de controlar su tamaño y frecuencia. Ese va a ser

precisamente uno de los temas centrales del presente trabajo. El Tokamak

50

Fig. 4.10: Vista poloidal del proyecto ITER. En el se muestra el plasma central (zona I),

la zona del pedestal donde se forma la barrera de transporte (zona II) y la zona de

líneas magnéticas abiertas (zona III) que mueren en el divertor. A las placas de dicho

componente es, por tanto, donde se dirige la potencia que abandona el plasma y, por

ello, es el componente que tiene que acomodar la que se expulsa durante los ELMs. El Tokamak

51

Fig. 4.11: Detalle del Divertor diseñado para el proyecto ITER. Los llamados cassetes

son los encargados de soportar la potencia desviada del plasma . Estan refrigerados por

agua a presion (4.3 Mpa) que entra a 100º C y sale a 240ºC(4.5 Mpa) Reemplazar cada

uno de estos cassetes requiere de 8 semanas de trabajo, y reemplazar todo de los que

esta compuesto el Divertor cerca de 6 meses.

Energía Nuclear de Fusión: El Tokamak y el futuro de la energía.

     Últimamente he estado viendo vídeos sobre la energía nuclear de fusión. En concreto, sobre los diseños y proyectos actuales en los que se está intentando obtener de una forma segura y viable este tipo de energía y me pareció interesante hablar sobre este tema aquí.

Como introducción, hay que saber que todo proceso de fusión, consiste en la unión de dos núcleos atómicos que dan como resultado uno más pesado, liberándose energía.

La liberación de energía en un proceso de fusión, se rige por la famosa ecuación de Einstein:                                                                                                                                                             

De tal forma que al fusionarse dos átomos para dar uno más pesado, esta variación de masa multiplicada por la velocidad de la luz al cuadrado, daría como resultado, la energía total transformada. ¿Esto es mucho?Pues con 10 gramos de deuterio y 15 gramos de tritio, se podría generar la suficiente energía como para abastecer la demanda de una persona, a lo largo de toda una vida. Visto de otra manera, se aproxima que con un gramo de una reacción de fusión de este tipo, se genera 1000 veces más energía que con 1 gramo de U235.

                                                         H2 (D)+ H3(T) —> He4 + n + 18 MeV                                                            

Esta reacción pertenece a la fusión que se está estudiando actualmente, y corresponde a la unión de un átomo de Deuterio y otro de Tritio (isótopos del hidrógeno). Como resultado, se forma un átomo de helio.¿Son elementos abundantes? El deuterio se puede sacar del agua  de los océanos. De forma concreta, por cada 500 litros de agua, se pueden extraer 10 gramos de deuterio. El tritio, lo obtendríamos del litio. (15 gramos de tritio por cada 30 de litio). Ambos son elementos que podemos considerar inagotables en la naturaleza.

La razón por la que se trabaja con esta reacción específica, se debe a que necesita menor presión que la que tiene lugar en el núcleo solar. (Sería imposible simular esas condiciones de presión). Por el contrario, debemos de aumentar la temperatura hasta 150 millones de grados o incluso más (¡135 millones más que el núcleo solar!)

                            

                               4×H1 + 2×e- —> He4 + 2 neutrinos + 6 fotones + 26 MeV                                                          Reacción de fusión en el núcleo solar.

   En vista de los valores numéricos de temperatura que se han mencionado, es lógico pensar que para llevar a cabo una reacción de fusión, se necesita una cantidad de energía inmensa para vencer las fuerzas de repulsión magnéticas y nucleares de los átomos. Nos vamos haciendo una idea por lo tanto de qué condiciones vamos a necesitar. La cuestión es ¿Dónde y cómo podemos recluir deuterio y tritio en estado de plasma a semejantes temperaturas?

Antes de responder a estas preguntas, retrocedamos unos cuantos años en el tiempo.La fusión nuclear, no es un concepto que podamos considerar reciente. De hecho, la primera reacción nuclear, se llevo a cabo en 1952, en el interior de una Bomba de Hidrógeno (o termonuclear).

Explosión bomba de Hidrógeno.

Pero cómo pudieron a hacer para suministrar la cantidad de calor necesaria para ello, si todavía hoy en día se tienen complicaciones. La respuesta está en que, la fusión nuclear, se puede producir fácilmente de forma descontrolada, mediante una reacción en cadena. Lo que quiere decir esto es que, antes de la fusión, la bomba de Hidrógeno explotó como una bomba nuclear convencional de fisión. En ese instante, la temperatura que se genera, es de decenas o cientos de millones de grados, ideal para que posteriormente, se desencadene la fusión nuclear, confiriéndole a la bomba H una potencia varias veces superior a las de Hiroshima y Nagasaki.

Visto esto, a menos que queramos destruir el planeta, no es la forma que nos interesa para obtener la reacción de fusión nuclear, por lo tanto, habrá que construir un avanzado reactor nuclear que lo permita.

Para el estudio y construcción de este reactor, nació en 1986, un proyecto internacional en el que colaboran países como  Rusia, la Unión Europea, EEUU, Japón, Canadá y China.Este proyecto, lleva el nombre de proyecto ITER, que en español se traduce como "Reactor Termonuclear Experimental Internacional" y está siendo construido en Cadarache (Francia) y ha supuesto una inversión de 10.300 millones de euros. Se espera que esté completamente operativo para 2020 aproximadamente.

El reactor que están construyendo, consiste en un modelo de Tokamak. (acrónimo ruso que en español se expresa como "Cámara toroidal de bobinas magnéticas"). 

Sección de un Tokamak.

La estructura de un Tokamak, tiene forma toroidal, como un donuts (pero cuyo interior se encuentra al vacío), de 2 metros de radio interno y 6,2 de radio externo. Lo que sería la superficie del "donuts", en el Tokamak se corresponde con un conjunto de bobinas superconductoras de niobio encargadas de generar un campo magnético cerrado que sigue la trayectoria del toroide (imaginar un hilo que pasa por dentro del donuts, ese sería el campo magnético toroidal) . En el agujero central del "donuts", estaría ocupado por un material por el que se inducirá un campo magnético variable.

Ya tenemos una descripción básica de lo que es un Tokamak. Ahora, interesa saber en qué principios se apoya, cómo sería su funcionamiento y si con esa configuración podría albergar en su interior plasma a temperaturas de 150 millones de grados.

Es evidente que no podemos confinar un flujo de plasma a 150 millones de grados de cualquier forma. Primeramente las paredes del recipiente se desgastarían, el plasma se enfriaría y tendríamos que suministrarle muchísima más energía, de tal forma que ni tan si quiera se llegaría a la condición Break-Even en la que la ganancia de energía es igual a la energía suministrada al sistema.Expliquemos entonces la idea del confinamiento magnético.

El confinamiento magnético, consiste en confinar el plasma girando en el interior del Tokamak e ir elevando su temperatura hasta que se produzca la fusión.Como se sabe, cuando circula una intensidad por una bobina, se genera un campo magnético a lo largo de su eje. Este campo magnético es idéntico al que se forma en el Tokamak. Según la ecuación de Lorentz, cuando una carga eléctrica en movimiento se ve afectada por un campo magnético aparece una fuerza sobre esta que modifica su trayectoria.

Para darle una mayor estabilidad a ese plasma giratorio, se le aplica una corriente de inducción a ese plasma mediante una columna que atraviesa el eje del Tokamak.De  esta forma, igualmente que el secundario de un transformador, circulará una corriente eléctrica a lo largo del plasma. Esta corriente, inducirá un campo magnético poloidal a su alrededor y además, contribuirá a un primer calentamiento del plasma, que culminará con un calentamiento mediante radiacción. Todo esto es posible gracias a que el plasma posee cargas eléctricas libres.