The TCV tokamak is augmenting its unique historical capabilities (strong shaping, strong electron heating) with ion heating, additional electron heating compatible with high densities, and variable divertor geometry, in a multifaceted upgrade program designed to broaden its operational range without sacrificing its fundamental flexibility. The TCV program is rooted in a three-pronged approach aimed at ITER support, explorations towards DEMO, and fundamental research. A 1 MW, tangential neutral beam injector (NBI) was recently installed and promptly extended the TCV parameter range, with record ion temperatures and toroidal rotation velocities and measurable neutral-beam current drive. ITER-relevant scenario development has received particular attention, with strategies aimed at maximizing performance through optimized discharge trajectories to avoid MHD instabilities, such as peeling-ballooning and neoclassical tearing modes. Experiments on exhaust physics have focused particularly on detachment, a necessary step to a DEMO reactor, in a comprehensive set of conventional and advanced divertor concepts. The specific theoretical prediction of an enhanced radiation region between the two X-points in the low-field-side snowflake-minus configuration was experimentally confirmed. Fundamental investigations of the power decay length in the scrape-off layer (SOL) are progressing rapidly, again in widely varying configurations and in both D and He plasmas; in particular, the double decay length in L-mode limited plasmas was found to be replaced by a single length at high SOL resistivity. Experiments on disruption mitigation by massive gas injection and electron-cyclotron resonance heating (ECRH) have begun in earnest, in parallel with studies of runaway electron generation and control, in both stable and disruptive conditions; a quiescent runaway beam carrying the entire electrical current appears to develop in some cases. Developments in plasma control have benefited from progress in individual controller design and have evolved steadily towards controller integration, mostly within an environment supervised by a tokamak profile control simulator. TCV has demonstrated effective wall conditioning with ECRH in He in support of the preparations for JT-60SA operation.
TCVトカマクは、その独自の歴史的能力（強力な形状制御、強力な電子加熱）に、イオン加熱、高密度と両立可能な追加の電子加熱、および可変ダイバータ形状を加え、その基本的な柔軟性を犠牲にすることなく運転範囲を拡大することを目的とした多面的なアップグレード計画において拡張されつつある。TCV計画は、ITER支援、DEMOに向けた探求、および基礎研究を目的とした3つの柱からなるアプローチに根ざしている。1 MWの接線方向中性粒子ビーム入射装置（NBI）が最近設置され、直ちにTCVのパラメータ範囲を拡張し、記録的なイオン温度とトロイダル回転速度、および測定可能な中性粒子ビーム電流駆動を達成した。ITERに関連するシナリオ開発には特に注意が払われており、ピーリング・バルーニングモードや新古典テアリングモードなどのMHD不安定性を回避するために最適化された放電軌道を通じて性能を最大化する戦略が講じられている。排気物理に関する実験は、DEMO炉への必要なステップであるダイバータ付着（デタッチメント）に特に焦点を当て、従来型および先進的なダイバータ概念の包括的なセットにおいて行われた。低磁場側スノーフレーク・マイナス配位における2つのX点間の放射領域の増強という特定の理論的予測は、実験的に確認された。スクレイプオフ層（SOL）におけるパワー減衰長の基礎的調査は、非常に多様な配位およびDプラズマとHeプラズマの両方において急速に進展している。特に、Lモード・リミタープラズマにおける二重減衰長は、高SOL抵抗率では単一の長さに置き換わることが見出された。大量ガス入射および電子サイクロトロン共鳴加熱（ECRH）によるディスラプション緩和の実験は本格的に開始され、安定状態およびディスラプション状態の両方における逃走電子の生成と制御の研究と並行して進められている。いくつかの場合において、全電流を担う静かな逃走電子ビームが発生するように見える。プラズマ制御の開発は、個々のコントローラ設計の進歩から恩恵を受け、主にトカマク・プロファイル制御シミュレータによって監督される環境内で、コントローラ統合へと着実に進化している。TCVは、JT-60SA運転の準備を支援するために、He中のECRHによる効果的な壁コンディショニングを実証した。