Ang pinsala mula sa radiation ng graphite powder ay may tiyak na epekto sa teknikal at ekonomikong pagganap ng reactor, lalo na sa pebble bed high temperature gas-cooled reactor. Ang mekanismo ng neutron moderation ay ang elastic scattering ng mga neutron at mga atomo ng moderating material, at ang enerhiyang dala ng mga ito ay inililipat sa mga atomo ng moderating material. Ang graphite powder ay isa ring promising candidate para sa mga plasma-oriented na materyales para sa mga nuclear fusion reactor. Ang mga sumusunod na editor mula sa Fu Ruite ay nagpapakilala sa aplikasyon ng graphite powder sa mga nuclear test:
Sa pagtaas ng neutron fluence, ang graphite powder ay unang lumiliit, at pagkatapos maabot ang isang maliit na halaga, ang pag-urong ay bumababa, bumabalik sa orihinal na laki, at pagkatapos ay mabilis na lumalawak. Upang epektibong magamit ang mga neutron na inilabas ng fission, dapat itong pabagalin. Ang mga thermal properties ng graphite powder ay nakukuha sa pamamagitan ng irradiation test, at ang mga kondisyon ng irradiation test ay dapat na kapareho ng aktwal na mga kondisyon ng pagtatrabaho ng reactor. Ang isa pang hakbang upang mapabuti ang paggamit ng mga neutron ay ang paggamit ng mga reflective material upang maipakita ang mga neutron na tumatagas palabas ng nuclear fission reaction zone-core pabalik. Ang mekanismo ng neutron reflection ay ang elastic scattering ng mga neutron at atom ng mga reflective material. Upang makontrol ang pagkawala na dulot ng mga impurities sa pinapayagang antas, ang graphite powder na ginagamit sa reactor ay dapat na nuclear pure.
Ang nuclear graphite powder ay isang sangay ng mga materyales na graphite powder na binuo bilang tugon sa mga pangangailangan ng pagtatayo ng mga nuclear fission reactor noong unang bahagi ng 1940s. Ginagamit ito bilang moderator, reflection at structural materials sa mga production reactor, gas-cooled reactor, at high-temperature gas-cooled reactor. Ang probabilidad ng neutron na makipag-react sa nucleus ay tinatawag na cross section, at ang thermal neutron (average energy na 0.025eV) fission cross section ng U-235 ay dalawang grado na mas mataas kaysa sa fission neutron (average energy na 2eV) fission cross section. Ang elastic modulus, strength, at linear expansion coefficient ng graphite powder ay tumataas kasabay ng pagtaas ng neutron fluence, umaabot sa malaking halaga, at pagkatapos ay mabilis na bumababa. Noong unang bahagi ng 1940s, tanging ang graphite powder lamang ang makukuha sa abot-kayang presyo na malapit sa kadalisayan na ito, kaya naman ang bawat reactor at mga kasunod na production reactor ay gumamit ng graphite powder bilang moderating material, na siyang nagpasimula sa panahon ng nuklear.
Ang susi sa paggawa ng isotropic graphite powder ay ang paggamit ng mga particle ng coke na may mahusay na isotropy: isotropic coke o macro-isotropic secondary coke na gawa sa anisotropic coke, at ang teknolohiya ng secondary coke ang karaniwang ginagamit sa kasalukuyan. Ang laki ng pinsala sa radiation ay nauugnay sa mga hilaw na materyales ng graphite powder, proseso ng paggawa, mabilis na neutron fluence at fluence rate, temperatura ng irradiation at iba pang mga salik. Ang boron equivalent ng nuclear graphite powder ay kinakailangang nasa humigit-kumulang 10~6.
Oras ng pag-post: Mayo-18-2022