Propiedades mecánicas y físicas del daño por irradiación iónica en gpc

El combustible isotrópico triestructural en partículas se desarrolló originalmente en Alemania para reactores de alta temperatura refrigerados por gas y se considera el diseño de combustible preferido para la próxima generación de reactores nucleares. Su diseño consiste en un núcleo de combustible de UOx recubierto de varias capas con diferentes funciones. Una de estas funciones es una coraza de contención/barrera de difusión para los fragmentos de fisión, el carbono pirolítico. Este material no ofrece una barrera perfecta, debido a su estructura cristalina inherente, que es como el grafito y, por tanto, imposible de moldear en una lámina continua alrededor de la perla esférica de combustible. Los límites planos permiten la difusión de fragmentos a una velocidad mucho mayor que a través del plano. En este estudio investigamos la posibilidad de sustituir el carbono pirolítico por GPC. Estudiamos la evolución de sus propiedades físicas y su estructura en función del entorno de radiación al que fueron expuestas. La temperatura a la que se mantuvieron las muestras durante la irradiación fue similar a la del núcleo del reactor nuclear de IV Generación (~1000°C). Un procedimiento para la fabricación de GPC junto con exploraciones del análisis químico y físico antes y después de la irradiación.