Les particules de combustible isotrope tristructurelles ont été développées à l'origine en Allemagne pour les réacteurs refroidis au gaz à haute température et sont considérées comme le combustible de choix pour la prochaine génération de réacteurs nucléaires. Sa conception consiste en un noyau de combustible d'UOx recouvert de plusieurs couches ayant différentes fonctions. L'une de ces fonctions est une enveloppe de confinement/barrière de diffusion pour les fragments de fission, le carbone pyrolytique. Ce matériau n'offre pas une barrière parfaite, en raison de sa structure cristalline inhérente, qui ressemble à celle du graphite et qui est donc impossible à mouler en une feuille continue autour de la bille de combustible sphérique. Les limites du plan permettent la diffusion des fragments à un taux beaucoup plus élevé qu'à travers le plan. Dans cette étude, nous étudions la possibilité de remplacer le carbone pyrolytique par le GPC. Nous avons étudié l'évolution de leurs propriétés physiques et de leur structure en fonction de l'environnement de rayonnement auquel ils ont été exposés. La température à laquelle les échantillons ont été maintenus pendant l'irradiation était similaire à celle du cœur du réacteur nucléaire de génération IV (~1000°C). Une procédure de fabrication du GPC ainsi que des explorations de l'analyse chimique et physique avant et après l'irradiation.