We report retention of deuterium (D), a proxy for tritium (T), from D2 neutral gas and D+ ion exposures on commercial boron (B) powder, a proxy for B dust potentially formed in fusion reactors. D removal behavior from B powder is reported as a means of estimating a potential T inventory in B dust in advanced fusion reactors, such as SPARC and ITER, the latter currently plans to employ B wall conditioning by glow-discharge boronization. B wall conditioning forms surface coatings of chemical compounds on tungsten (W) plasma-facing components (PFCs), thus suppressing plasma contamination by impurities such as oxygen, carbon, and tungsten. However, B–based slag or dust particles are expected to form. Such B dust particles can retain hydrogen isotope species, thereby causing a T inventory issue. In this work, the commercial B powder was exposed to D2 neutral gas or D+ ions and analyzed by temperature-programmed desorption to quantify D retention and the desorption temperature. The experiment confirmed D retention from D2 neutral gas exposure. A strong D2 desorption peak at 700 K, corresponding to B–D bonding, was observed for all D2 gas and D+ ion exposure cases. For D2 gas exposures, D retention was significantly enhanced at a B powder temperature of 550 K. B powder bakeout under vacuum at 600 K for 22 h after D2 exposure exhibited efficient D removal. In contrast, the B powder bakeout at 420 K, even for 1 d, did not remove D efficiently. D retention yields from D+ ion exposure, emulating charge–exchange involving D atoms, were determined. Experiments confirmed that D retention was suppressed by oxidation of the B powder surface, which naturally occurs in reactor environments.
我々は、商業用ホウ素（B）粉末（核融合炉で生成される可能性のあるBダストの代替物）へのD₂中性ガスおよびD⁺イオン照射による重水素（D）の保持（トリチウム（T）の代替指標）を報告する。B粉末からのD除去挙動は、SPARCやITERなどの先進核融合炉（後者は現在、グロー放電ホウ素化によるB壁調整を計画している）におけるBダスト中の潜在的なTインベントリを推定する手段として報告される。B壁調整は、タングステン（W）プラズマ対向部品（PFC）の表面に化合物のコーティングを形成し、酸素、炭素、タングステンなどの不純物によるプラズマ汚染を抑制する。しかし、B系スラグやダスト粒子の形成が予想される。このようなBダスト粒子は水素同位体種を保持し得るため、Tインベントリ問題を引き起こす。本研究では、商業用B粉末をD₂中性ガスまたはD⁺イオンに曝露し、昇温脱離法によりD保持量と脱離温度を定量分析した。実験により、D₂中性ガス曝露からのD保持が確認された。すべてのD₂ガスおよびD⁺イオン曝露条件において、B–D結合に対応する700 Kでの強いD₂脱離ピークが観察された。D₂ガス曝露では、B粉末温度550 KにおいてD保持が有意に増強された。D₂曝露後の600 Kで22時間の真空下でのB粉末ベークアウトは、効率的なD除去を示した。対照的に、420 KでのB粉末ベークアウトは、1日間行ってもDを効率的に除去しなかった。D原子を含む電荷交換を模擬したD⁺イオン曝露からのD保持収率を決定した。実験により、反応器環境で自然に発生するB粉末表面の酸化によってD保持が抑制されることが確認された。