Boronization is a widely employed technique for oxygen gettering and impurity suppression. It is expected to be an initial routine wall conditioning method for tungsten (W) plasma-facing components (PFCs) in ITER. To assess boron (B) performance under metal wall conditions, experimental campaigns with boronization were conducted in the Experimental Advanced Superconducting Tokamak. A quartz crystal microbalance installed at the mid-plane of port C (C-QMB), positioned 0.5 m behind the limiter, enabled in-situ monitoring of material erosion and deposition in magnetic shadowed areas during the wall conditioning processes and subsequent plasma discharges. Material erosion was detected in the majority (>50%) of discharges, regardless of whether they were normal plasma operations or terminated by disruptions. Transitions from erosion to deposition during normal discharges at the C-QMB have been shown to provide critical insights for estimating the lifetime of B-based coatings on nearby PFCs. Erosion rates were also found to be significantly influenced by the heating configuration. Electron cyclotron resonance heating (ECRH) discharges induced erosion rates 1.95 times higher than those in combined lower hybrid wave and ECRH discharges. Following a single boronization using 10 g of carborane, the B-based coating on C-QMB exhibited a lifetime of ∼104 s under plasma exposure. Post-mortem analyses revealed that about 30 nm of a boron-carbon film remained on the C-QMB, demonstrating strong oxygen gettering capability and minor iron and copper contamination. This residual film exhibited a deuterium retention at a level of 2.12 × 1020 m−2, more than eight times higher than that of pure W, highlighting the pronounced trapping capacity of B-containing films in low-flux regions. These results provide valuable insights into the application of boron in next-step devices such as ITER.
ボロナイゼーションは、酸素ゲッタリングおよび不純物抑制のために広く用いられている手法である。ITERにおけるタングステン（W）プラズマ対向機器（PFCs）の初期の定常的な壁調整方法となることが期待されている。金属壁条件下でのホウ素（B）の性能を評価するため、実験先進超伝導トカマクにおいてボロナイゼーションを伴う実験キャンペーンが実施された。リミターの0.5 m後方に位置するCポート中間面（C-QMB）に設置された水晶振動子マイクロバランスにより、壁調整プロセスおよびその後のプラズマ放電中における磁気的影領域での材料の侵食と堆積のその場監視が可能となった。材料の侵食は、通常のプラズマ運転であるかディスラプションで終了したものであるかに関係なく、放電の大部分（>50%）で検出された。C-QMBにおける通常放電中の侵食から堆積への遷移は、近傍のPFC上のB系コーティングの寿命を推定するための重要な知見を提供することが示されている。侵食速度はまた、加熱構成によって有意に影響されることが見いだされた。電子サイクロトロン共鳴加熱（ECRH）放電は、低ハイブリッド波とECRHの複合放電における侵食速度よりも1.95倍高い侵食速度を誘起した。10 gのカルボランを用いた単一回のボロナイゼーション後、C-QMB上のB系コーティングは、プラズマ曝露下で∼104秒の寿命を示した。事後分析により、約30 nmのホウ素-炭素膜がC-QMB上に残存していることが明らかになり、強い酸素ゲッタリング能力とわずかな鉄および銅汚染を示した。この残留膜は、2.12 × 1020 m−2のレベルの重水素保持を示し、純Wの8倍以上高い値であった。これは、低フラックス領域におけるB含有膜の顕著な捕捉能力を浮き彫りにしている。これらの結果は、ITERのような次世代装置におけるホウ素の応用に対する有益な知見を提供する。