核石墨是40年代初，应建造核裂变反应堆的需要而研究发展出来的石墨材料的一个分支，在生产堆、气冷堆和高温气冷堆中用作慢化、反射和结构材料。石墨也是核聚变反应堆面向等离子体材料的很有希望的候选材料。铀的易裂变同位素U-235吸收中子后发生核裂变：
U-235+n → 2F+2n～3n+200MeV
核工程的任务就是安全、有效地利用核裂变释放出来的中子和巨大能量。中子与原子核发生反应的几率称之为截面，U-235的热中子（平均能量为 0.025eV）裂变截面比裂变中子（平均能量为2eV）裂变截面高两个等级。为了有效地利用裂变释放出来的中子，应使其慢化下来。中子慢化的机制是中子 与慢化材料原子的弹性散射（碰撞），把其携带的能量传递给慢化材料的原子。对慢化材料的基本要求是：中子散射截面大，吸收截面小，质量数低，单位体积内的 原子密度高。石墨是除重水外最好的慢化材料。
提高中子利用率的另一措施是用反射材料把泄漏出核裂变反应区--堆芯的中子反射回去，中子反射的机制也是中子与反射材料原子的弹性散射。对反射材料的要求与对慢化材料的要求相同，石墨也是良好的反射材料。
从上面的讨论中我们知道，作为慢化和反射材料，核石墨在反应堆芯部及其周围工作，经受强烈的中子辐照，这一工况是常规石墨碰不到的，核石墨必须满足一些特殊要求。
核石墨与常规工程用石墨的主要区别有两点，核纯和耐辐照损伤。
核石墨不可避免地存在杂质，杂质吸收中子，造成中子损失。为了使杂质造成的损失控制在允许水平，用于反应堆的石墨应该是核纯的。不同核素的中子吸收截 面的差别可达107倍，因此对中子吸收截面大的核素如：B、Cd、Sm、Eu、Gd、Dy等的含量要求极其严格，而对中子吸收截面小的元素如Si、O₂则 允许有较高的含量。由于B是最常见的元素，核石墨的纯度常用硼当量来表示，即用全部杂质吸收中子数折合成具有相同吸收数的硼的浓度来表示。核石墨的硼当量 要求在10-6左右。40年代初，只有石墨能以适当价格、接近这一纯度供应，这是为什么第一座反应堆及随后建造的生产堆都以石墨为慢化材料，迎来核时代的 原因。制造核纯石墨的主要技术措施是在石墨化时通氯气，使高吸收截面的杂质形成氯化物挥发掉。
中子辐照引起材料结构和性能的变化称之为辐照损伤。高温气冷堆的工作温度在1000℃以上，石墨是唯一可使用的慢化，反射和结构材料。石墨的辐照损伤 对反应堆，特别是球床高温气冷堆的技术经济性能具有决定性的作用。如前所述，中子慢化和反射的机制都是弹性散射。石墨晶格中碳原子的离位能为25eV，弹 性散射时传递的能量大于25eV时，碳原子将被击出晶格节点，形成空位--间隙原子对。被击出的原子能量足够大时，也击出其它碳原子，形成级联碰撞，产生 空位--间隙原子对。一个裂变中子慢化成热中子的过程中，平均使用20000个原子离位。商用高温气冷堆反射层石墨在其寿期内，碳原子平均离位达几十次至 几百次。离位原子通过不同机制在石墨中形成大量缺陷，使石墨的性能发生变化。辐照损伤的大小与石墨的原材料、制造工艺、快中子注量和注量率、辐照温度等因 素有关。低温辐照时，辐照损伤主要表现为贮能（Wigner、潜能）的积累，例如室温辐照贮能可达2720J/g，如果瞬发释放，可使温度陡升1350℃ 造成事故。贮能可以通过退火可控释放。英国的Windscale生产堆因退火失控，造成燃料元件烧毁，反应堆报废。高温辐照时，石墨的辐照损伤表现为尺寸 各向异性变化和其它物理机械性能的改变。随着中子注量的增加，石墨先是收缩，达到最小值后，收缩减小，恢复到原始尺寸，随后迅速膨胀。通常把尺寸首先恢复 到原始值相对应的快中子注量，作为反应堆石墨结构的寿命。石墨的弹性模量、强度和线胀系数随中子注量的增加而增加，到达一最大值，随后迅速下降。弹性模量 的最大值比未辐照石墨高1倍以上，线胀系数高10%～30%。石墨的导热系数随快中子注量增加迅速下降，最后趋向一个饱和值，饱和值的大小与辐照温度有 关，约为原始值的20%～50%。由于辐照引起石墨性能的变化很大，核反应堆石墨构件的设计必须建立在石墨热态（辐照状态）性能的基础上，冷态（未辐照状 态）性能不能作为设计依据。石墨的热态性能通过辐照试验求得，辐照试验条件应尽可能与反应堆实际工况相同。为保证反应堆安全，高效运行，石墨的辐照损伤应 尽可能小。作为反应堆构件来说，尺寸各向异性变化最为有害，所以各向同性度是核石墨的关键指标。制造各向同性石墨的关键是采用各向同性度好的焦炭颗粒：各 向同性焦或由各向异性焦制成的宏观各向同性的二次焦，目前一般采用二次焦技术。成型技术与产品的尺寸、形状有关，振动成型技术特别适于制造球床堆反射层用 石墨。
经过半个多世纪的努力，核石墨的发展水平已能满足生产堆、气冷堆和原型高温气冷堆的需要。研究发展各向同性度好、耐辐射损伤、价格低廉的核石墨，仍然是核石墨研究和发展的主要目标。