Os danos causados pela radiação do pó de grafite têm um efeito decisivo no desempenho técnico e econômico do reator, especialmente do reator de leito de seixos refrigerado a gás de alta temperatura. O mecanismo de moderação de nêutrons consiste no espalhamento elástico de nêutrons e dos átomos do material moderador, e a energia transportada por eles é transferida para os átomos do material moderador. O pó de grafite também é um candidato promissor para materiais orientados a plasma para reatores de fusão nuclear. Os seguintes editores da Fu Ruite apresentam a aplicação do pó de grafite em testes nucleares:
Com o aumento da fluência de nêutrons, o pó de grafite inicialmente se contrai e, após atingir um pequeno valor, a contração diminui, retorna ao tamanho original e, em seguida, expande-se rapidamente. Para utilizar efetivamente os nêutrons liberados pela fissão, eles devem ser desacelerados. As propriedades térmicas do pó de grafite são obtidas por meio de testes de irradiação, e as condições de teste de irradiação devem ser as mesmas que as condições reais de operação do reator. Outra medida para melhorar a utilização de nêutrons é o uso de materiais refletivos para refletir os nêutrons que vazam da zona de reação de fissão nuclear-núcleo de volta. O mecanismo de reflexão de nêutrons também é o espalhamento elástico de nêutrons e átomos de materiais refletivos. Para controlar a perda causada por impurezas ao nível permitido, o pó de grafite usado no reator deve ser nuclearmente puro.
Pó de grafite nuclear é um ramo de materiais de pó de grafite desenvolvido em resposta às necessidades de construção de reatores de fissão nuclear no início da década de 1940. É usado como moderador, reflexão e materiais estruturais em reatores de produção, reatores resfriados a gás e reatores resfriados a gás de alta temperatura. A probabilidade do nêutron reagir com o núcleo é chamada de seção transversal, e a seção transversal de fissão de nêutron térmico (energia média de 0,025 eV) do U-235 é dois graus maior do que a seção transversal de fissão de nêutron de fissão (energia média de 2 eV). O módulo de elasticidade, a resistência e o coeficiente de expansão linear do pó de grafite aumentam com o aumento da fluência de nêutrons, atingem um valor grande e, em seguida, diminuem rapidamente. No início da década de 1940, apenas o pó de grafite estava disponível a um preço acessível próximo a essa pureza, razão pela qual todos os reatores e reatores de produção subsequentes usaram pó de grafite como material moderador, inaugurando a era nuclear.
A chave para a produção de pó de grafite isotrópico é utilizar partículas de coque com boa isotropia: coque isotrópico ou coque secundário macroisotrópico feito de coque anisotrópico, sendo a tecnologia de coque secundário a mais utilizada atualmente. A magnitude do dano por radiação está relacionada à matéria-prima do pó de grafite, ao processo de fabricação, à fluência e taxa de fluência de nêutrons rápidos, à temperatura de irradiação e a outros fatores. O equivalente de boro do pó de grafite nuclear deve ser em torno de 10~6.
Data de publicação: 18 de maio de 2022