Protocol
Dikkat: Burada özetlenen süreç radyoaktif madde kullanımını içerir (örneğin, Uranyum nitrat hegzahidrat) ve çeşitli korozif maddeler. Uygun koruyucu giysi ve ekipmanları numune hazırlama sırasında (bir laboratuvar önlüğü, eldiven, koruyucu gözlük ve davlumbaz dahil) kullanılmalıdır. Buna ek olarak, bu iş için kullanılan laboratuvar alanları radyoaktif kirlenme açısından düzenli olarak izlenmelidir.
Not:. Gerekli kimyasal bileşikler Tablo 1'de listelenmiştir Bu formülasyon trinitite için önceden inceleyerek kompozisyon verileri rapor geliştirilen belirlendi burada bildirilen 10 kütle fraksiyonları farklı trinitite örnekleri için kitle kesirler ortalayarak 10 "kayıp" kitle.. (fraksiyonlar birlik toplamı değil) yakıt, sabotaj ve diğer bileşenleri eklerken bazı esneklik sağlamak için vardır. Birkaç trinitite örneklerin Bağımsız analiz kuvars sadece mineral fazı olduğunu düşündürmektedirtrinitite hayatta kalma. 5. Bu nedenle, kuvars bizim Standart Trinitite Formülasyon (STF) dahil tek bir mineraldir. Diğer minerallerin kalıntı taneleri trinitite bildirilmiş olmakla birlikte, bu durum 11 yerine, bir kural olma eğilimindedir. Genel olarak, kuvars cam eriyik bulunan tek bir mineraldir. 10,12 Ayrıca, kuvars kumu, kentsel bir nükleer erimiş cam oluşumunda önemli olacaktır asfalt ve betonun bir sık rastlanan bir bileşenidir.
| Ortalamalı Trinitite Veri | Standart Trinitite Formülasyon (STF) | ||
| Bileşik | Kütle Fraksiyon | Bileşik | Kütle Fraksiyon |
| SiO 2 | 6.42x10 -1 | SiO 2 | 6.42x10 -1 |
| Al 2 O 3 | 1.43x10 -1 | Al 2 O 3 | 1.43x10 -1 |
| CaO | 9.64x10 -2 | CaO | 9.64x10 -2 |
| FeO | 1.97x10 -2 | "> FeO1.97x10 -2 | |
| MgO | 1.15x10 -2 | MgO | 1.15x10 -2 |
| Na 2 O | 1.25x10 -2 | Na 2 O | 1.25x10 -2 |
| K 2 O | 5.13x10 -2 | KOH | 6.12x10 -2 |
| MnO | 5.05x10 -4 | MnO | 9px; "> 5.05x10 -4|
| TiO2 | 4.27x10 -3 | TiO2 | 4.27x10 -3 |
| Toplam | 9.81x10 -1 | Toplam | 9.91x10 -1 |
Kimyasal bileşiklerin Tablo 1.. Listesi.
STF 1. Hazırlık
Not: Gerekli Ekipmanlar bir mikroterazi, metal spatula, bir seramik havan, bir kimyasal davlumbaz, lateks eldiven, bir laboratuvar önlüğü ve göz koruması içerir.
- Radyoaktif olmayan bileşenlerin karıştırılması
- Kuvars kumu en az 65 g (SiO 2), Al 2 O 3 15 g Edinme </ sub> tozu, CaO tozu 10 g, FeO tozu 2 g, MgO tozu 2 g, Na 2 O toz 2 g KOH peletleri 7 g, MnO tozu 1 g TiO2 tozu (1 g Tablo 1'de listelenen bileşikler).
- Tablo 1 'de gösterildiği gibi, her bir bileşiğin hassas kütle fraksiyonlarını ölçmek için bir mikro terazi ve küçük bir spatula kullanın. En iyi sonuçlar, aynı anda radyoaktif olmayan ön-madde matrisinin 100 g hazırlanması için.
- SiO 2 64.2 g, Al 2 O 3 14.2 g CaO 9.64 g, 1.97 g ihtiva eden bir homojen toz karışımı oluşturan bileşikler iyice karıştırın (~ 10-20 um boyutu granüller) toz haline ve bir havan ve havan tokmağı kullanarak FeO, MgO 1.15 g, Na 2 O. 1.25 g KOH 6.12 g, MnO 0,0505 g ve TiO2 0,427 gr.
- Bir sonraki adım alınır kısa bir süre önce, bir top mikser kullanılarak, karışımın çalkalayın.
- Uranyum nitrat heksahidrat ile STF Karıştırma (UNH)
- AcquUNH ire en az 1 gr.
- Bir çeker ocak içinde, 1-2 um granüllerin ince bir toz oluşturmak için (bir havan ve havan tokmağı kullanılarak) bir kaç UNH kristaller toz haline.
- Radyoaktif olmayan ön-madde matrisinin gramı başına UNH bölgesinin 33.75 ug ekleyin (bu oran 1 Kiloton bir verimle basit bir silah simüle etmek için uygun olan). 13
- İyice bir havan ve havan tokmağı kullanılarak, UNH de dahil olmak üzere, toz karışımı karıştırılır. Kısa bir süre eritme adımından önce son karıştırma tamamlayın.
1-gram Erime Cam Örneğinin 2. Üretim
Not: Gerekli Ekipmanlar 1.600 ° C veya daha yüksek, yüksek saflıkta grafit potalar, uzun paslanmaz çelik pota maşa, ısıya dayanıklı eldivenler ve göz koruması nominal bir HTF içerir. Tanıtan veya fırından örnekleri sökerken ısıya dayanıklı eldiven ve koruyucu gözlük takılmalıdır. Onlar fırından parlamayı azaltmak olarak Renkli güvenlik gözlükleri (ya da güneş gözlüğü) yararlıdır.
- Radyoaktif olmayan bir örnek üretimi
- Saf kuvars kumu ~ 100 g ile kalın seramik tabak (örneğin bir harç gibi) doldurun ve numuneler erimiş olacak fırının yerin yakınında oda sıcaklığında muhafaza.
- 1500 ° C'ye HTF önceden ısıtın.
- Dikkatle olmayan radyoaktif toz karışımı 1.00 g ölçmek ve yüksek saflıkta grafit pota tozu yerleştirin.
- Dikkatle (çelik pota maşa uzun çifti kullanılarak) ısıtıldı HTF Kroze yerleştirin ve 30 dakika için karışımın eriyik.
- (Yine maşa kullanarak) numuneyi çıkarın ve kum dolu harcın içine erimiş numune dökün.
- Cam boncuk tutmadan önce 1-2 dakika soğumasını bekleyin.
- (Gerekirse) bakiye kum çıkarmak için boncuk parlatmak.
- Radyoaktif bir madde üretimi
- Tekrarlayın yukarıda 2.1.1 ve 2.1.2 numaralı adımları.
- Dikkatle (UNH dahil) radyoaktif toz karışımı 1.00 gram ölçmek ve powd yerleştirmek Çapraz bulaşmayı önlemek için ayrı bir spatula ve mikrobalans kullanılarak yüksek saflıkta grafit potada er.
- Yukarıdaki 2.1.6 - 2.1.4 tekrarlayın adımları.
- Radyoaktif kirlenme kontrol etmek için (bir el radyasyon dedektörü ve / veya tokatlamak analizleri kullanılarak) fırının çevresini izleyin.
3. Numune Aktivasyon
Not: aşağıdaki denklemler silah notu (zenginleştirilmiş) uranyum metalinin kullanımını varsayılarak elde edilmiştir. UNH veya Uranyum Oksit miktarları element uranyum kütle oranı ve 235 U zenginleştirme derecesine göre ölçekli gerekecektir.
- Uranyum Fue ile Erime Cam Numune aktivasyonu
- (M U uranyum kütlesi fraksiyonu temsil eder ve Y silah verimi gösterir) 13 altında eşitlik kullanılarak numune için gerekli olan uranyum metal kütle fraksiyonu hesaplayın:
473 / 53473eq1.jpg "/> - İsteğe bağlı: Aşağıdaki denklem kullanılarak sabotaj (örneğin, doğal uranyum, kurşun, tungsten) kütle fraksiyonu hesaplayın: 13
- Ms gram olarak örnek kütlesini temsil eder ve N f ışınlama sırasında numunesinde üretilen fissions sayısını temsil eder ve aşağıdaki denklem 13 kullanılarak numunedeki fissions hedef sayısını hesaplayın:
- M 235 235 U kütle fraksiyonu (zenginleştirme seviyesini temsil eder) ve t irr saniye ışınlama zamanı 13'ün altında denklem kullanılarak gerekli ışınlama süresini hesaplayın:
- Için numune ışın tedavisi4.0 x 10 14 n / cm2 / sn kadar bir termal nötron akısı az irr saniye t. Örneğin, (35 termal rezonansa oranı ile) HFIR de pnömatik Tüp 1 (PT-1) ve 60 sn ışınlama 870 UNH ug (eşdeğer 410 ug içeren bir numunede, yaklaşık 1.1 x 10 11 fissions üretecek Doğal uranyum veya 235 U 3.0 ug). Bu 0,1 kiloton verimle bir silah tarafından üretilen bir erime örneği ile simüle etmek için dizayn edilmiş bir 0.433 g cam boncuk için gerçekleştirilmiştir. Bu örnek iyice Cook ve arkadaşları tarafından analiz edilmiştir. 14
- Radyoaktif örnek sonrası radyoterapi işlemek için yürürlükteki güvenlik protokollerini takip edin.
- (M U uranyum kütlesi fraksiyonu temsil eder ve Y silah verimi gösterir) 13 altında eşitlik kullanılarak numune için gerekli olan uranyum metal kütle fraksiyonu hesaplayın:
- Plütonyum Yakıt ile Erime Cam Numune aktivasyonu (Planlama Faktörler)
- Pu Represen m, 13 aşağıdaki denklem kullanılarak numune için gereken plütonyum metal kütle fraksiyonu hesaplayınPlütonyum kütle oranı ts ve Y silah verimi temsil:
- Tekrarlayın Adımlar yukarıda 3.1.2 ve 3.1.3.
- Eriyik cam numunedeki fissions istenilen sayıda elde etmek için gerekli ışınlama süresi belirler. Bu sefer kompozisyonu ve sınıf plütonyum gibi nötron enerji spektrumunun bağlıdır.
- Pu Represen m, 13 aşağıdaki denklem kullanılarak numune için gereken plütonyum metal kütle fraksiyonu hesaplayınPlütonyum kütle oranı ts ve Y silah verimi temsil:
Not: gerekli olacak plütonyum ve ek analiz ile uğraşırken Büyük bir dikkatle alınmalıdır. Bu yazı gibi, sadece uranyum sentetik eriyik cam örneklerinin UT üretilen ve HFIR ışınlanmış kullanılır olmuştur.
Subscription Required. Please recommend JoVE to your librarian.
Representative Results
Bu çalışmada üretilen radyoaktif olmayan numuneler trinitite göre ve 1-3 fiziksel özellikleri ve morfolojisi gerçekten benzer olduğunu göstermektedir Rakamlar oylandı. 1 makroskopik düzeyde gözlenen renk ve doku benzerlikler ortaya fotoğrafları sağlar Şekil. Şekil 2 mikron seviyesinde benzer özellikler ortaya Taramalı Elektron Mikroskobu (SEM) İkincil Elektron (SE) görüntüleri gösterir. SEM analizi, bir SEM ve SEM yazılımı kullanılarak yapıldı. Çok sayıda boşlukları trinitite ve sentetik numuneler gözlenmektedir. Kusurları ve heterojenlik yanı sıra hem benzerdir. 3 Toz X-Işın (P-XRD) trinitite ve sentetik numuneler için spektrumun bir karşılaştırmasını sağlar Şekil. P-XRD analizi trinitite ve 3D dedektörü ile bir X-ışını difraktometre kullanılarak, sentetik erimiş cam numuneler üzerinde gerçekleştirilmiştir. X-ışını kaynağı 40 mA ve 45 kV ayarlanmış bir Cu anodu oldu. Bir yarık04/01 ° 2θ penceresi ızgara 1/8 ° 2θ anti-dağılım difraksiyonu ile birlikte kullanılmıştır. Tüm numuneler, bir silikon (001) no-arka numune tutucu kullanılarak ölçülmüş ve 4 tur / sn dönmeye ayarlanmıştır. Bütün spektrumlar, 100 ° 2θ 10 ° 2θ elde edilmiştir. Kuvars Her iki durumda da sadece mineral mevcuttur ve tepe yoğunlukları amorfluk 3 kıyaslanabilir bir derecesini ortaya koymaktadır, benzerdir. Bu sonuçlar, trinitite 15,16,12,17 önceki çalışmalarda ve nükleer eriyik camın diğer türleri ile de uyumludur. 18,19
Trinitite ve sentetik çekirdek erimiş camın Şekil 1. makroskopik karşılaştırması. Bir trinitite numunesinin üst yüzeyini gösteren (A) Fotoğraf, sentetik çekirdek erimiş cam numune üretimi üst yüzeyini gösteren (B) Fotoğraf UT ed, (C) Fotoğraf bir trinitite örneğinin iç yapısı (kesit görünümü) gösteren sentetik nükleer erime cam numunesinin iç yapısını gösteren (D) Fotoğraf. Bu rakamın büyük halini görmek için lütfen buraya tıklayınız.
Trinitite ve sentetik nükleer erime cam Şekil 2. mikroskobik karşılaştırılması. Trinitite (üst görüntülerin) mikroyapısı ve sentetik nükleer erime cam (alt resim) ayrıntılarını gösteren SEM görüntüleri. Bu rakamın büyük halini görmek için lütfen buraya tıklayınız.
d / 53473 / 53473fig3.jpg "/>
Trinitite ve sentetik nükleer erime cam Şekil 3. Kristal morfolojisi. Trinitite (mavi çizgi) ve sentetik nükleer erime cam (kırmızı çizgi) P-XRD spektrumları. Dikey kesikli yeşil çizgiler genellikle kuvars ile ilişkili doruklarına konumlarını temsil etmektedir. Bu rakamın büyük halini görmek için lütfen buraya tıklayınız.
Subscription Required. Please recommend JoVE to your librarian.
Discussion
Adımlarla 1.2.2 ve 1.2.3 ilişkin Not: UNH tam miktarı senaryoya bağlı olarak değişecektir simüle ediliyor. Giminaro ve ark. Geliştirilirken formülleri, bu kağıt "Örnek aktivasyonu" bölümünde açıklandığı gibi, belirli bir örnek 13 için uranyum uygun kütleye seçmek için kullanılabilir. Ayrıca, uranyum oksit (UO 2 ya da U 3 O 8) varsa, UNH yerine kullanılır ve (UNH ya uranyum oksit olsun) dikkate alınması gereken bir bileşikte 235 U kütle fraksiyonu olabilir. Burada ele alınan deney için UNH ön-madde matrisi içinde homojen bir şekilde karıştırılmıştır. Bu eritme işlemi uranyum ve cam içinde diğer elementlerin dağılımını etkileyecek tahmin edilmektedir. Kalitatif olarak, cam heterojen olduğu görünmektedir. Ancak, fizyon iz haritalama sonrası ışınlama tam camın içinde uranyum ve fisyon ürünlerinin dağıtımını analiz yapılmamıştır. Bu igelecekteki çalışma için sa potansiyel bir konu.
Erime sürecini hayatta beklenen sadece mineral çünkü Kuvars habercisi toz matrisine dahil tek bir mineraldir. 3,10,12 erimiş örneklerinde kalan kuvars miktarı içinde erime sıcaklığı ve zamanı optimize etmek için bir monitör olarak hizmet vermektedir fırın 5. Diğer minerallerin ön içerdiği zaman numune ilk önce içeren kuvars amorfluk uygun derecesini üreten bir yöntem, benzer şekilde, amorf örnek üretmek varsayılmıştır.
Bu çalışmada üretilen bir radyoaktif örneği HFIR nötron ışınlama ile aktive edildi. Uranyum yakıt içeriği ve ışınlama süreleri Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı'nın 20 yanı sıra silah verimi ve arasındaki ilişki konusunda Glasstone ve Dolan 21 erken hesaplamalar tarafından bildirilen uranyum önemli miktarlarda dayanarak hesaplanabilirBir nükleer patlama tarafından üretilen erimiş cam kütlesi. Bu kavramlar Giminaro ve ark., 13 analizinde konsolide edilmiştir. Bir aktive edilmiş numunenin analizi Cook ve arkadaşları tarafından icra edilmiştir. 14
Burada özetlenen yeni bir yöntem, sentetik "trinitite" örnekleri üretmek için kullanılabilir ve daha sonra adli de (örneğin, şehir nükleer erimiş cam) diğer senaryolar için genişletilebilir. Vekil nükleer enkaz üretmek için önceki çalışmalar Camın kimyasal ve radyoaktif özellikleri üzerine odaklanmıştır. Burada sunulan çalışmanın 22 odak noktası doğru fiziksel, kimyasal ve morfolojik özellikleri ile vekil üretimidir. Bu yöntem, oda sıcaklığında hızlı bir şekilde soğuması ile ve ardından bir fırında hızlı ısıtma kullanan bu benzersizdir. Eritme işlemi sırasında hiçbir rampa yukarı veya rampa aşağı faz ve hiçbir karıştırma yoktur. Elde edilen kusurlar (örneğin, çatlaklar ve boşluklar) ve heterojenliklerdir desira vardırble (trinitite yakın bir maç gibi). Buna ek olarak, burada özetlenen protokol (plazmalar veya lazerler 6 kullanarak yöntemlere kıyasla) oldukça basit ve henüz sonuçlar oldukça doğru ve 3 tekrarlanabilir.
Bu çalışmada kullanılan HTF kademeli "rampa aşağı" "yukarı rampa" ve dönem ısıtma sırasında kullanıldığında en iyi şekilde gerçekleştirmek için tasarlanmıştır. Bununla birlikte, bu yöntem için yavaş yavaş soğumaya faz yeniden kristalleştirme örnek amorf niteliğini yok oluşabilir olarak istenen bir durum değildir. Fırının en yüksek sıcaklığa kadar getirilir ve daha sonra çıkarılır ve fırının dışına hızla soğutulmuştur sonra bu nedenle, bu çalışmada üretilen örnekler sunulmuştur. Bu fırın (üretici tarafından tavsiye edilmez) pik sıcaklığında iken fırın kapısı iki defa açılmış olması gerekmektedir. Bu süreç, ısıtma elemanları stres eğilimindedir ve olumsuz onların uzun ömürlü etkileyebilir. Bu risk, bizim purpo için kabul edilebilirses. Ancak, örnek besleme işlemi dikkatli bir şekilde ele alınmalıdır ve potansiyel olarak kullanılan özel ekipman ve arzu edilen son ürüne bağlı olarak, değiştirilmiş. Bu yöntemin diğer bir sınırlama, aşağıdaki paragraflarda ele alınmaktadır.
Grafik pota kullanımı (nedeniyle grafit yüksek sıcaklıklarda uçucu için eğilimine) sentetik eriyik cam örneklerinin bazı karbon kirlenmesini tanıttı. Bu kirlenme parlatma, post-sentez ile ayrılabilmektedir, veya örnekleri kırık ve yalnızca "temiz" yarım analiz için muhafaza edilebilir. Karbon kirliliği genellikle cam boncuk altına yakın lokalize olur. Açık havada grafit potalar kullanılarak bir kontrol edilemeyen (ve dolayısıyla bilinmeyen) indirgeme / oksitleme duruma yol açar. Demir olasılıkla oksitlenebilir ve Fe / C alaşımları üretilebilir. Potalar diğer tür platin ve zirkonyum oksit de dahil olmak üzere test edilmiş, bu nedenle, bununla birlikte, grafit iyi optio kalırn potansiyel karbon kirlenme ve Fe / C bağlama konularında rağmen. Silika ve platin yapıştırma platin potalar pratik yapmak. Söndürme işlemi sırasında Zirkonyum oksit çatlaklar. Daha fazla çalışma, daha iyi bir seçim gösterebilir, ancak bu yazı grafit gibi en ekonomik ve deneysel pratik bir seçimdir. Orada (argon ile bir tüp fırın doldurma, örneğin) fırının içinde çevreyi kontrol etmek için çeşitli yolları vardır ve bunlar gelecekte araştırılmalıdır. Burada tartışılan deneylerde fırının içinde çevre manipüle değildi ve henüz üretilmiş cam örneklerinin temel özellikleri kendi amacına uygun idi. Bu nükleer patlama sırasında ground zero yakın mevcut ortamı iyi anlaşılmış değildir dikkat edilmelidir.
HFIR de Pnömatik Tüp sisteminde örnekleri ışınlanması suretler radyoaktif özellikleri bazı hata tanıttı. Bu hata nedeniyle farklı sorumluluk yönün doğarNükleer silah ve reaktör nötron enerji spektrumları arasındaki Rence. Fisyon ürün yelpazesi ve böylece (bir termal nötron spektrumunun tarafından üretilen) bir reaktörde yerine (hızlı nötron spektrumu ile üretilen) bir silah karakteristik olacaktır. Her ikisi de yerinde ışınlaması ile üretilir Buna ek olarak, aktivasyon ürünlere fisyon oranı yanlış olacaktır. Çalışmalar daha iyi anlamak ve muhtemelen bu etkiyi ortadan kaldırmak için çalışmalar devam etmektedir. 23 gerekebilir haberci matris kimyasını değiştirme.
Burada özetlenen yöntem renk, doku, gözenek, mikroyapı, mineral morfolojisi, kompozisyon heterojenliği ve amorfluk derecesi açısından doğru bir nükleer erime cam vekil üretecek. 1) dikkatle, özelliklerine göre STF toz hazırlamak 2) güvenli ve hızlı bir yüksek sıcaklığa toz ısıtmak oldukça üzerinde (: Burada sunulan başarıyla sonuçları çoğaltmak için üç önemli adımlar esasen vardırErime matris noktası), ve 3) yeniden kristalleşmeyi önlemek için hızlı bir şekilde (söndürme) soğutur. Bu aynı prosedürleri aynı örnekleri üretmek değil ki, dikkat etmek önemlidir ve bu aynı (trinitite numuneleri de değişkenlik yüksek derecede sergileyen) gerçek nükleer erime cam için geçerli olduğu gibi mükemmel kabul edilebilir. 3
Protokolde en kritik adımlar 2.1.6 adımlarını 1.1.1 bulunmaktadır. Bu adımları aşağıdakı istenilen özelliklere sahip radyoaktif olmayan bir örnek üretimine yol açacaktır. Bir radyoaktif numune temel olarak, radyoaktif malzeme ile bağlantılı tehlike ek dikkatle adımlarını uygulayarak elde edilebilir.
Bu yöntem, kentsel nükleer enkaz üretmek için gelecekte kullanılacak 13 Suretler ve daha genişletilmiş olabilir edilecektir. Potansiyeli nu geleceği için önemlidir radyoaktif atık immobilizasyon çalışmasında bu yöntemi kullanmak için varnet enerji endüstrisi.
Subscription Required. Please recommend JoVE to your librarian.
Materials
| Name | Company | Catalog Number | Comments |
| High Temperature Furnace (HTF) | Carbolite | HTF 18 | 1,800 °C HTF used to melt samples |
| High Temperature Drop Furnace | CM Inc. | 1706 BL | 1,700 °C Drop Furnace used to melt samples |
| Graphite Crucibles | SCP Science | 040-060-041 | 27 ml high purity graphite crucibles (10 pack) |
| Crucible Tongs | Grainger | 5ZPV0 | 26 in., stainless steele tongs for handling crucibles |
| Heat Resistent Gloves | Grainger | 8814-09 | Gloves used to protect hands from heat during sample intro/removal |
| Mortar & Pestle | Fisherbrand | S337631 | 300 ml, Ceramic mortar and pestle for powdering and mixing |
| Micro Balance | Grainger | 8NJG2 | 220 g Cap, high precision scale for measuring powder mass |
| Spatulas | Fisherbrand | 14374 | Metal spatulas for measure small quantities of powder |
| SiO2 | Sigma-Aldrich | 274739-5KG | Quartz Sand CAS Number: 14808-60-7 |
| Al2O3 | Sigma-Aldrich | 11028-1KG | Aluminum Oxide Powder CAS Number: 1344-28-1 |
| CaO | Sigma-Aldrich | 12047-2.5KG | Calcium Oxide Powder CAS Number: 1305-78-8 |
| FeO | Sigma-Aldrich | 400866-25G | Iron Oxide Powder CAS Number: 1345-25-1 |
| MgO | Sigma-Aldrich | 342793-250G | Magnesium Oxide Powder CAS Number: 1309-48-4 |
| Na2O | Sigma-Aldrich | 36712-25G | Sodium Oxide Powder CAS Number: 1313-59-3 |
| KOH | Sigma-Aldrich | 278904-250G | Potasium Hydroxide Pellets CAS Number: 12030-88-5 |
| MnO | Sigma-Aldrich | 377201-500G | Manganese Oxide Powder CAS Number: 1344-43-0 |
| TiO2 | Sigma-Aldrich | 791326-5G | Titanium Oxide Beads CAS Number: 12188-41-9 |
References
- Carnesdale, A. Nuclear Forensics: A Capability at Risk (Abbreviated Version). , Committee on Nuclear Forensics, National Research Council of the National Academies. Washington, D.C. (2010).
- Garrison, J. R., Hanson, D. E., Hall, H. L. Monte Carlo analysis of thermochromatography as a fast separation method for nuclear forensics. J Radioanal Nucl Chem. 291 (3), 885-894 (2011).
- Molgaard, J. J., et al. Development of synthetic nuclear melt glass for forensic analysis. J Radioanal Nucl Chem. 304 (3), 1293-1301 (2015).
- Fluegel, A. Modeling of Glass Liquidus Temperatures using Disconnected Peak Functions. ACerS 2007 Glas Opt Mater Div Meet, , (2007).
- Oldham, C. J., Molgaard, J. J., Auxier, J. D., Hall, H. L. Comparison of Nuclear Debris Surrogates Using Powder X-Ray Diffraction. Southeastern Undergraduate Research Conference, , (2014).
- Liezers, M., Fahey, A. J., Carman, A. J., Eiden, G. C. The formation of trinitite-like surrogate nuclear explosion debris ( SNED ) and extreme thermal fractionation of SRM-612 glass induced by high power CW CO 2 laser irradiation. J Radional Nucl Chem. 304 (2), 705-715 (2015).
- Harvey, S. D., et al. Porous chromatographic materials as substrates for preparing synthetic nuclear explosion debris particles. J Radioanal Nucl Chem. 298 (3), 1885-1898 (2013).
- Hanni, J. B., et al. Liquidus temperature measurements for modeling oxide glass systems relevant to nuclear waste vitrification. J Mater Res. 20 (12), 3346-3357 (2005).
- Weber, W. J., et al. Radiation Effects in Glasses Used for Immobilization of High-Level Waste and Plutonium Disposition. J Mater Res. 12 (8), 1946-1978 (1997).
- Eby, N., Hermes, R., Charnley, N., Smoliga, J. A.
- Bellucci, J. J., Simonetti, A. Nuclear forensics: searching for nuclear device debris in trinitite-hosted inclusions. J Radioanal Nucl Chem. 293 (1), 313-319 (2012).
- Ross, C. S. Optical Properties of Glass from Alamogordo, New Mexico. , (1948).
- Giminaro, A. V., et al. Compositional planning for development of synthetic urban nuclear melt glass. J Radional Nucl Chem. , (2015).
- Cook, M. T., Auxier, J. D., Giminaro, A. V., Molgaard, J. J., Knowles, J. R., Hall, H. L. A comparison of gamma spectra from trinitite versus irradiated synthetic nuclear melt glass. J Radioanal Nucl Chem. , (2015).
- Fahey, J., Zeissler, C. J., Newbury, D. E., Davis, J., Lindstrom, R. M. Postdetonation nuclear debris for attribution. Proc Natl Acad Sci U S A. 107 (47), 20207-20212 (2010).
- Bellucci, J. J., Simonetti, A., Koeman, E. C., Wallace, C., Burns, P. C. A detailed geochemical investigation of post-nuclear detonation trinitite glass at high spatial resolution: Delineating anthropogenic vs. natural components. Chem Geol. 365, 69-86 (2014).
- Donohue, P. H., Simonetti, A., Koeman, E. C., Mana, S., Peter, C. Nuclear Forensic Applications Involving High Spatial Resolution Analysis of Trinitite Cross-Sections. J Radioanal Nucl Chem. , (2015).
- Eaton, G. F., Smith, D. K. Aged nuclear explosive melt glass: Radiography and scanning electron microscope analyses documenting radionuclide distribution and glass alteration. J Radioanal Nucl Chem. 248 (3), 543-547 (2001).
- Kersting, A. B., Smith, D. K. Observations of Nuclear Explosive Melt Glass Textures and Surface Areas. , Lawrence Livermore National Laboratory. (2006).
- IAEA Safeguards Glossary. , 2001st ed, IAEA. Vienna, Austria. (2001).
- Glasstone, S., Dolan, P. Effects of Nuclear Weapons. , 3rd ed, United States DOD/DOE. (1977).
- Carney, K. P., Finck, M. R., McGrath, C. A., Martin, L. R., Lewis, R. R. The development of radioactive glass surrogates for fallout debris. J Radioanal Nucl Chem. 299 (1), 363-372 (2013).
- Molgaard, J. J., Auxier, J. D., Hall, H. L. A Comparison of Activation Products in Different Types of Urban Nuclear Melt Glass. American Nuclear Society Annual Meeting, , American Nuclear Society. (2015).
