Radiation-induced damage in tungsten (W) and W alloys has been considered as one of the most important issues in fusion research, because radiation-produced defects not only degrade the mechanical property but also change the behaviours of H and He in W significantly, such as the retention of H. Nano-structured W has been developed to reduce accumulation of defects within grains and further mitigate radiation-induced damage. However, the fundamental role of a grain boundary (GB) in healing radiation damage in W is not yet well understood. Using molecular dynamics and statics, we evaluate energetically and kinetically the role of a GB in defect evolution (vacancy and interstitial segregation and their annihilation) near the GB in W, by calculating the vacancy (interstitial) formation energy, segregation energy, diffusion barrier, vacancy–interstitial annihilation barrier near the GB and the corresponding influence range of the GB. We find that, as reported and expected, interstitials are preferentially trapped into GBs over vacancies during irradiation, with vacancies dominant near the GB and interstitials highly localized at the GB. On the one hand, the GB serves as a sink both for vacancies and interstitials near itself by reducing their formation energy and diffusion barrier. The formation energy of the vacancy decreases only by ∼0.86 eV, but 7.5 eV is reduced for the formation energy of the interstitial in the GB core, indicating that the sink is unexpectedly stronger for interstitials than vacancies. The average barrier of vacancy diffusion is 0.98 eV much less than 1.8 eV in the bulk; the interstitial migrates into the GB via a barrier-free process. On the other hand, the GB acts as a catalyst for the vacancy–interstitial recombination at the GB by lowering the annihilation barrier. The annihilation with the average barrier as low as 0.31 eV works even at a low temperature of 121 K; besides, the annihilation of a close vacancy–interstitial pair is spontaneous. Meanwhile, the annihilation mechanism near the GB is modified due to the exceptionally large reduction in the interstitial formation energy. The influence range of the GB is small (1–1.5 nm), leading to a small volume fraction of the GB region working as the sink and the catalyst. This indicates that GBs in fine W grains may play a limited role in improving radiation performance.
核融合研究において、タングステン（W）およびW合金における放射線誘起損傷は最も重要な課題の一つとされてきた。なぜなら、放射線生成欠陥は機械的特性を劣化させるだけでなく、W中のHおよびHeの挙動、例えばHの保持を著しく変化させるからである。ナノ構造化されたWは、粒内での欠陥の蓄積を低減し、放射線誘起損傷をさらに緩和するために開発されてきた。しかしながら、Wにおける放射線損傷の回復における粒界（GB）の基本的な役割は、まだ十分に理解されていない。分子動力学法および分子静力学法を用いて、我々はW中のGB近傍における欠陥進化（空孔および格子間原子の偏析とそれらの消滅）におけるGBの役割を、GB近傍の空孔（格子間原子）形成エネルギー、偏析エネルギー、拡散障壁、空孔–格子間原子消滅障壁、および対応するGBの影響範囲を計算することにより、エネルギー的および速度論的に評価する。我々は、照射中に格子間原子が空孔よりも優先的にGBに捕捉されることを見出す。これは報告され、予想された通りであり、GB近傍では空孔が優勢となり、格子間原子はGBに高度に局在化する。一方で、GBはその近傍の空孔と格子間原子の両方に対して、それらの形成エネルギーと拡散障壁を低減することによりシンクとして機能する。空孔の形成エネルギーは約0.86 eVしか減少しないが、GBコアにおける格子間原子の形成エネルギーは7.5 eV減少し、シンクとしての強度は空孔よりも格子間原子に対して予想外に強いことを示している。空孔拡散の平均障壁は0.98 eVであり、バルク中の1.8 eVよりもはるかに小さい。格子間原子は障壁なしの過程を経てGB内へ移動する。他方で、GBは消滅障壁を低下させることにより、GBにおける空孔–格子間原子再結合の触媒として作用する。平均障壁が0.31 eVと低い消滅は、121 Kという低温でも機能する。さらに、近接した空孔–格子間原子対の消滅は自発的である。一方、GB近傍の消滅機構は、格子間原子形成エネルギーの異常に大きな低減により変更される。GBの影響範囲は小さく（1–1.5 nm）、シンクおよび触媒として機能するGB領域の体積分率が小さくなる。これは、微細なW粒中のGBが放射線性能の向上において限定的な役割しか果たさない可能性があることを示している。