Como material estructural y moderador en el reactor de alta temperatura refrigerado por gas (HTGR), el grafito nuclear soporta un gran flujo de irradiación en su tiempo de servicio. La microestructura del grafito nuclear es un tema de actualidad que se estudia para predecir las propiedades de irradiación del grafito y mejorar el proceso de fabricación. En el presente trabajo, nos centramos en los poros del grafito, y se discute la relación entre el comportamiento de los poros y la irradiación. Se trata de tres tipos de grafito nuclear (IG-11, NBG-18 y HSM-SC), y se estudia su porosidad, el tamaño de los poros y la morfología antes y después de la irradiación, respectivamente. La comparación entre los tres grafitos muestra que los poros pequeños y densos que se distribuyen uniformemente en el grafito aportan una mejor propiedad de irradiación porque los poros pueden acomodar parte de la tensión interna causada por la expansión de la irradiación. Se sugiere la utilización de partículas de coque de pequeño tamaño y una mezcla completa entre el coque y el aglutinante para obtener dichos poros en el grafito nuclear y mejorar así la propiedad de irradiación.
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