An extended experimental effort is underway on the TCV tokamak to develop scenarios compatible with long-pulse operation, featuring mostly non-inductively driven current—preferably with a large fraction of bootstrap current. A closely related goal is to achieve good plasma performance, typically measured through the normalized beta βN. This work is part of a broader endeavor involving several European tokamaks, under the auspices of the Tokamak Exploitation Work Package (WPTE) of EUROfusion, and aimed in part at preparing advanced scenarios for the new JT-60SA tokamak, which is the largest such device ever operated and has these scenarios at the core of its mission. This paper reports on the encouraging progress achieved in the last campaign, featuring an extensive set of discharges sustained over multiple current relaxation times (Tpulse ≫ τR) with zero flux contribution from the central solenoid (CS), and approaching stationary conditions with βN ∼ 2 and ion temperature (Ti) rising towards the same order of magnitude as the electron temperature (Te). Auxiliary power currently appears to be a key limitation. With increased heating being added in 2027, there is now a realistic prospect of TCV reaching a fully stationary, high-βN, fully non-inductive neutral-beam injection-heated scenario. In the process of exploring the boundaries of this scenario, the hot-electron (Te ≫ Ti) internal-transport-barrier (ITB) regime was also revisited and temperatures of 12 keV were recorded (a record for TCV non-inductive discharges). Additionally, a fully CS-free current ramp-up, starting only 30 ms after breakdown and displaying robustly negative central magnetic shear, has also been demonstrated, with a smooth continuation into the flat-top, non-inductive, advanced-scenario phase. This scenario, which is accompanied by an electron ITB of varying strength, is also a promising step towards a possible spherical-tokamak power plant. Finally, central-solenoid-free operation in the X-point target divertor configuration has been achieved, with a view to attempting detachment in a closed divertor geometry.
TCVトカマクでは、長パルス運転に適合し、主として非誘導駆動電流—できれば大きな割合のブートストラップ電流—を特徴とするシナリオを開発するための、大規模な実験的努力が進行中である。密接に関連する目標は、通常は規格化ベータβNで測定される、良好なプラズマ性能を達成することである。この研究は、EUROfusionのトカマク活用作業パッケージ（WPTE）の後援の下で、複数の欧州トカマクが関与するより広範な取り組みの一部であり、一部は、これまでに運転されたこの種の装置としては最大であり、その使命の中核にこれらのシナリオを置く新しいJT-60SAトカマク向けの先進シナリオの準備を目的としている。本論文は、前回のキャンペーンで達成された有望な進展を報告するものであり、中心ソレノイド（CS）からの磁束寄与がゼロで、複数の電流緩和時間（Tpulse ≫ τR）にわたって維持された広範な一連の放電を特徴とし、βN ∼ 2、かつイオン温度（Ti）が電子温度（Te）と同程度の大きさに向かって上昇する定常状態に近づいている。現在のところ、補助加熱電力が主要な制約要因であるように思われる。2027年に加熱出力が増強されることにより、TCVが完全定常・高βN・完全非誘導の中性粒子ビーム入射加熱シナリオに到達する現実的な見通しが立っている。このシナリオの境界を探る過程で、高温電子（Te ≫ Ti）内部輸送障壁（ITB）領域も再訪され、12 keVの温度が記録された（TCV非誘導放電の記録）。さらに、絶縁破壊のわずか30 ms後に開始し、明確に負の中心磁気シアを示す、完全にCSを用いない電流立ち上げも実証されており、平坦部の非誘導・先進シナリオ相への滑らかな連続を伴う。このシナリオは、強度が変化する電子ITBを伴い、球状トカマク発電所の可能性に向けた有望な一歩でもある。最後に、閉じたダイバータ形状でのデタッチメントを試みることを視野に入れて、X点ターゲット・ダイバータ配位での中心ソレノイドなし運転が達成された。