Os danos por radiación do po de grafito teñen un efecto decisivo no rendemento técnico e económico do reactor, especialmente no reactor de leito de guijarros refrixerado por gas de alta temperatura. O mecanismo de moderación de neutróns é a dispersión elástica dos neutróns e os átomos do material moderador, e a enerxía que transportan transfírese aos átomos do material moderador. O po de grafito tamén é un candidato prometedor para materiais orientados a plasma para reactores de fusión nuclear. Os seguintes editores de Fu Ruite presentan a aplicación do po de grafito en probas nucleares:
Co aumento da fluencia de neutróns, o po de grafito primeiro contrae e, despois de alcanzar un valor pequeno, a contracción diminúe, volve ao tamaño orixinal e logo expándese rapidamente. Para utilizar eficazmente os neutróns liberados pola fisión, débese reducir a velocidade. As propiedades térmicas do po de grafito obtéñense mediante probas de irradiación e as condicións da proba de irradiación deben ser as mesmas que as condicións reais de traballo do reactor. Outra medida para mellorar a utilización dos neutróns é usar materiais reflectantes para reflectir os neutróns que se filtran fóra da zona de reacción de fisión nuclear (núcleo) cara atrás. O mecanismo de reflexión dos neutróns tamén é a dispersión elástica dos neutróns e os átomos dos materiais reflectantes. Para controlar a perda causada polas impurezas ata o nivel admisible, o po de grafito utilizado no reactor debe ser nuclearmente puro.
O po de grafito nuclear é unha rama dos materiais en po de grafito desenvolvida en resposta ás necesidades da construción de reactores de fisión nuclear a principios da década de 1940. Úsase como material moderador, de reflexión e estrutural en reactores de produción, reactores arrefriados por gas e reactores arrefriados por gas de alta temperatura. A probabilidade de que o neutrón reaccione co núcleo chámase sección transversal, e a sección transversal de fisión de neutróns térmicos (enerxía media de 0,025 eV) do U-235 é dous graos superior á sección transversal de fisión de neutróns de fisión (enerxía media de 2 eV). O módulo elástico, a resistencia e o coeficiente de expansión lineal do po de grafito aumentan co aumento da fluencia de neutróns, alcanzan un valor elevado e despois diminúen rapidamente. A principios da década de 1940, só o po de grafito estaba dispoñible a un prezo accesible próximo a esta pureza, razón pola cal todos os reactores e os reactores de produción posteriores utilizaron po de grafito como material moderador, dando comezo á era nuclear.
A clave para fabricar po de grafito isotrópico é usar partículas de coque con boa isotropía: coque isotrópico ou coque secundario macroisotrópico feito a partir de coque anisotrópico, e na actualidade utilízase xeralmente a tecnoloxía de coque secundario. A magnitude dos danos por radiación está relacionada coas materias primas do po de grafito, o proceso de fabricación, a fluencia de neutróns rápidos e a taxa de fluencia, a temperatura de irradiación e outros factores. O equivalente en boro do po de grafito nuclear debe ser de arredor de 10~6.
Data de publicación: 18 de maio de 2022