In order to realize tritium self-sufficiency during the operation of fusion reactors, neutron multiplier materials are needed to multiply the number of neutrons. Beryllium (Be) and beryllides (Be12V, Be12Ti) are considered as candidates for neutron multiplier materials in the tritium breeding blanket. Thermal performances are essential data to evaluate the service performance of materials in future fusion reactors. Due to the toxicity of beryllium, the preparation and analysis of neutron multiplier materials are challenging. As a result, the performance data of neutron multiplier materials are limited. It is essential to adopt the theoretical method to get the basic parameters for the design of a tritium breeding blanket and optimization of neutron multiplier. In the present work, the electron structure, vibrational spectra, and thermal performances have been theoretically investigated to understand thermal expansion and thermal conductivity properties. Experimental data are also included to compare with the calculated results and detailed analysis is presented. Due to the reactivity with water, BeO will form on the surface of Be. Therefore, BeO was studied as well. The bulk modulus of Be is the smallest of the four materials, while BeO is the largest. Higher bulk modulus has a better ability to restrain the deformation due to pressure. The c-axis of the Be12V has the largest thermal expansion coefficient, while the c-axis of the Be12Ti is the smallest. It has been found that the larger the lattice constant of crystal axes, the smaller the linear thermal expansion coefficient in same material. Electrons play a major role in the heat transfer of Be12V and Be12Ti. At high temperatures, phonon and electron coupling must be considered. Isotopeenrichment and enlarging the grain size cannot significantly improve the phonon thermal conductivity when the temperature is higher than room temperature. The calculated values can be adopted to predict the materials' performances and support future fusion reactors' neutron multiplier material preparation.
核融合炉の運転中にトリチウム自給自足を実現するためには、中性子増倍材料が中性子数を増やすために必要である。ベリリウム（Be）およびベリライド（Be12V、Be12Ti）は、トリチウム増殖ブランケットにおける中性子増倍材料の候補と考えられている。熱性能は、将来の核融合炉における材料の使用性能を評価するために不可欠なデータである。ベリリウムの毒性のため、中性子増倍材料の調製および分析は困難である。その結果、中性子増倍材料の性能データは限られている。トリチウム増殖ブランケットの設計および中性子増倍材料の最適化のために基礎パラメータを得るには、理論的方法を採用することが不可欠である。本研究では、熱膨張および熱伝導率特性を理解するために、電子構造、振動スペクトル、および熱性能が理論的に調査された。計算結果と比較するために実験データも含まれており、詳細な解析が提示されている。水との反応性のため、Beの表面にはBeOが形成される。したがって、BeOも研究された。Beの体積弾性率は4つの材料の中で最も小さく、BeOが最も大きい。体積弾性率が高いほど、圧力による変形を抑制する能力が優れている。Be12Vのc軸は最も大きい熱膨張係数を有し、一方Be12Tiのc軸は最も小さい。同じ材料において、結晶軸の格子定数が大きいほど、線熱膨張係数は小さいことが見出された。電子はBe12VおよびBe12Tiの熱伝達において主要な役割を果たす。高温では、フォノンと電子の結合を考慮しなければならない。同位体濃縮および結晶粒径の拡大は、室温より高い温度ではフォノン熱伝導率を有意に改善できない。計算値は、材料の性能を予測し、将来の核融合炉の中性子増倍材料の調製を支援するために採用することができる。