Tungsten (W) and beryllium (Be), as superiorly structural materials, may mutually permeate into each other when used as the plasma-facing materials in a fusion reactor, and interact with hydrogen (H) which commonly exists in the fusion environment. By performing first-principles calculations, we investigate the interactions among W, Be and H in W materials. We find that multiple (up to 10) Be atoms can dissolve in W monovacancy to form nBe-VW complexes, and these complexes can decrease the formation energy of a vacancy nearby, which in turn promotes the growth of nBe-VW complexes. The presence of the nBe-VW complexes reduces the retention of H in vacancy. However, we also find that a small amount of Be dissolved in the small-angle tilt grain boundary (GB) has no obvious influence on H retention, while a large amount of Be will promote the growth of cavities in the GB regions. In addition, the adsorbed Be atoms on W (0 0 1) surface are energetically favorable to aggregate together and form a monolayer structure. The presence of Be atomic layer can weaken the adsorption of H on W surface. This work provides a fundamental insight for understanding the accumulation of Be in W, as well as its effects on H retention. This work did not deal with the case relevant to the Be–W alloying phase, which requires further study.
タングステン（W）とベリリウム（Be）は、優れた構造材料として、核融合炉のプラズマ対向材料として使用される際に相互に浸透し、核融合環境に一般的に存在する水素（H）と相互作用する可能性がある。第一原理計算を用いて、W材料中のW、Be、Hの間の相互作用を調査した。最大10個のBe原子がW単空孔に溶解してnBe-VW複合体を形成できること、またこれらの複合体が近傍の空孔形成エネルギーを低下させ、それによってnBe-VW複合体の成長を促進することを見出した。nBe-VW複合体の存在は、空孔におけるHの保持を減少させる。しかしながら、小角度粒界に溶解した少量のBeはH保持に顕著な影響を与えない一方、多量のBeは粒界領域におけるキャビティの成長を促進することも見出した。さらに、W（0 0 1）表面に吸着したBe原子は、エネルギー的に有利に凝集して単層構造を形成する。Be原子層の存在は、W表面におけるHの吸着を弱めることができる。本研究は、W中のBeの蓄積と、そのH保持への影響を理解するための基礎的知見を提供する。なお、本研究ではBe-W合金相に関するケースは扱っておらず、今後のさらなる研究が必要である。