Os danos por radiação no pó de grafite têm um efeito decisivo no desempenho técnico e econômico do reator, especialmente no reator de leito de esferas refrigerado a gás de alta temperatura. O mecanismo de moderação de nêutrons consiste no espalhamento elástico de nêutrons pelos átomos do material moderador, sendo a energia transportada por eles transferida para os átomos do material moderador. O pó de grafite também é um candidato promissor para materiais orientados a plasma em reatores de fusão nuclear. A seguir, os 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 primeiro encolhe e, após atingir um valor pequeno, o encolhimento diminui, retorna ao tamanho original e então se expande rapidamente. Para utilizar eficazmente 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 desses testes devem ser as mesmas das condições reais de operação do reator. Outra medida para melhorar a utilização de nêutrons é o uso de materiais refletores para refletir os nêutrons que escapam da zona de reação de fissão nuclear de volta para o núcleo. O mecanismo de reflexão de nêutrons também se baseia no espalhamento elástico de nêutrons por átomos dos materiais refletores. Para controlar as perdas causadas por impurezas e mantê-las dentro de níveis aceitáveis, o pó de grafite utilizado no reator deve ser de pureza nuclear.
O pó de grafite nuclear é um ramo de materiais em pó de grafite desenvolvido em resposta às necessidades de construção de reatores de fissão nuclear no início da década de 1940. É utilizado como moderador, refletor e material estrutural em reatores de produção, reatores refrigerados a gás e reatores refrigerados a gás de alta temperatura. A probabilidade de um nêutron reagir com o núcleo é chamada de seção de choque, e a seção de choque de fissão do U-235 por nêutrons térmicos (energia média de 0,025 eV) é duas ordens de grandeza maior que a seção de choque de fissão por nêutrons 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 elevado e depois diminuem rapidamente. No início da década de 1940, somente o pó de grafite estava disponível a um preço acessível com pureza próxima a esse nível, razão pela qual todos os reatores e os subsequentes reatores de produção utilizaram pó de grafite como material moderador, inaugurando a era nuclear.
A chave para a produção de pó de grafite isotrópico é o uso de partículas de coque com boa isotropia: coque isotrópico ou coque secundário macroisotrópico, produzido a partir de coque anisotrópico, sendo a tecnologia de coque secundário a mais utilizada atualmente. A extensão dos danos por radiação está relacionada às matérias-primas do pó de grafite, ao processo de fabricação, à fluência e à 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 10⁶.
Data da publicação: 18 de maio de 2022