JoVE Logo
Yazarlar
Bize Ulaşın

Oturum Aç

Bu içeriği görüntülemek için JoVE aboneliği gereklidir. Oturum açın veya ücretsiz deneme sürümünü başlatın.

Bu Makalede

  • Özet
  • Özet
  • Giriş
  • Protokol
  • Sonuçlar
  • Tartışmalar
  • Açıklamalar
  • Teşekkürler
  • Malzemeler
  • Referanslar
  • Yeniden Basımlar ve İzinler

Özet

A protocol for the production of synthetic nuclear melt glass, similar to trinitite, is presented.

Özet

Realistic surrogate nuclear debris is needed within the nuclear forensics community to test and validate post-detonation analysis techniques. Here we outline a novel process for producing bulk surface debris using a high temperature furnace. The material developed in this study is physically and chemically similar to trinitite (the melt glass produced by the first nuclear test). This synthetic nuclear melt glass is assumed to be similar to the vitrified material produced near the epicenter (ground zero) of any surface nuclear detonation in a desert environment. The process outlined here can be applied to produce other types of nuclear melt glass including that likely to be formed in an urban environment. This can be accomplished by simply modifying the precursor matrix to which this production process is applied. The melt glass produced in this study has been analyzed and compared to trinitite, revealing a comparable crystalline morphology, physical structure, void fraction, and chemical composition.

Giriş

Concerns over the potential malicious use of nuclear weapons by terrorists or rogue nations have highlighted the importance of nuclear forensics analysis for the purpose of attribution.1 Rapid post-detonation analysis techniques are desirable to shorten the attribution timeline as much as possible. The development and validation of such techniques requires realistic nuclear debris samples for testing. Nuclear testing no longer occurs in the United States and nuclear surface debris from the testing era is not readily available (with the exception of trinitite - the melt glass produced by the first nuclear test at the trinity site) and therefore realistic surrogate debris is needed.

The primary goal of the method described here is the production of realistic surrogate nuclear debris similar to trinitite. Synthetic nuclear melt glass samples which are readily available to the academic community can be used to test existing analysis techniques and to develop new methods such as thermo-chromatography for rapid post-detonation analysis.2 With this goal in mind the current study is focused on producing samples which mimic trinitite but do not contain any sensitive weapon design information. The fuel and tamper components within these samples are completely generic and the comparison to trinitite is based on chemistry, morphology, and physical characteristics. The similarities between trinitite and the synthetic nuclear melt glass produced in this study have been previously discussed.3

The purpose of this article is to outline the details of the production process used at the University of Tennessee (UT). This production process was developed with two key parameters in mind: 1) the composition of material incorporated into nuclear melt glass, and 2) the melting temperature of the material. Methods exist for estimating the melting temperature of glass forming networks4 and these techniques have been employed here, along with additional experimentation to determine the optimal processing temperature for the trinitite matrix.5

Alternative methods for surrogate debris production have been published recently. The use of high power lasers has the advantage of creating sufficiently high temperatures to cause elemental fractionation within the target matrix.6 Porous chromatographic substrates have been used to produce small particles similar to fallout particles using condensed phase methods7. The latter method is most useful for producing particulate debris (nuclear fallout) and has been demonstrated with natural metals. The advantages of the method presented here are 1) simplicity, 2) reproducibility, and 3) scalability (sample sizes can range from tiny beads to large chunks of melt glass). Also, this method is expandable both in terms of production output and variety of explosive scenarios covered, and it has already been demonstrated using radioactive materials. A sample has been successfully activated at the High Flux Isotope Reactor (HFIR) at Oak Ridge National Laboratory (ORNL). Natural uranium compounds were added to the matrix prior to melting and fission products were produced in situ by neutron irradiation.

Methods within the glass making industry and those employed for the purpose of radioactive waste immobilization8 have been consulted in the development of the method presented here. The unique effects of radiation in glasses are of inherent interest9 and will constitute an important area of study as this method is further developed.

The method described below is appropriate for any application where a bulk melt glass sample is desired. These samples most closely resemble the material found near the epicenter of a nuclear explosion. Samples of various sizes can be produced, however, methods employing plasma torches or lasers will be more useful for simulating fine particulate debris. Also, commercial HTFs do not reach temperatures high enough to cause elemental fractionation for a wide range of elements. This method should be employed when physical and morphological characteristics are of primary importance.

Protokol

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.

-4
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 1.97x10 -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
TiO2 4.27x10 -3 TiO2 4.27x10 -3
Toplam 9.81x10 -1 Toplam 9.91x10 -1
"> FeO 9px; "> 5.05x10

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.

  1. Radyoaktif olmayan bileşenlerin karıştırılması
    1. 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).
    2. 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.
    3. 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.
    4. Bir sonraki adım alınır kısa bir süre önce, bir top mikser kullanılarak, karışımın çalkalayın.
  2. Uranyum nitrat heksahidrat ile STF Karıştırma (UNH)
    1. AcquUNH ire en az 1 gr.
    2. 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.
    3. 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
    4. 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.

  1. Radyoaktif olmayan bir örnek üretimi
    1. Saf kuvars kumu ~ 100 g ile kalın seramik tabak (örneğin bir harç gibi) doldurun ve numuneler erimiş olacak fırının yerin yakınında oda sıcaklığında muhafaza.
    2. 1500 ° C'ye HTF önceden ısıtın.
    3. Dikkatle olmayan radyoaktif toz karışımı 1.00 g ölçmek ve yüksek saflıkta grafit pota tozu yerleştirin.
    4. Dikkatle (çelik pota maşa uzun çifti kullanılarak) ısıtıldı HTF Kroze yerleştirin ve 30 dakika için karışımın eriyik.
    5. (Yine maşa kullanarak) numuneyi çıkarın ve kum dolu harcın içine erimiş numune dökün.
    6. Cam boncuk tutmadan önce 1-2 dakika soğumasını bekleyin.
    7. (Gerekirse) bakiye kum çıkarmak için boncuk parlatmak.
  2. Radyoaktif bir madde üretimi
    1. Tekrarlayın yukarıda 2.1.1 ve 2.1.2 numaralı adımları.
    2. 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.
    3. Yukarıdaki 2.1.6 - 2.1.4 tekrarlayın adımları.
    4. 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.

  1. Uranyum Fue ile Erime Cam Numune aktivasyonu
    1. (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 "/>
    2. İsteğe bağlı: Aşağıdaki denklem kullanılarak sabotaj (örneğin, doğal uranyum, kurşun, tungsten) kütle fraksiyonu hesaplayın: 13
      figure-protocol-8898
    3. 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:
      figure-protocol-9253
    4. 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:
      figure-protocol-9593
    5. 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
    6. Radyoaktif örnek sonrası radyoterapi işlemek için yürürlükteki güvenlik protokollerini takip edin.
  2. Plütonyum Yakıt ile Erime Cam Numune aktivasyonu (Planlama Faktörler)
    1. Pu Represen m, 13 aşağıdaki denklem kullanılarak numune için gereken plütonyum metal kütle fraksiyonu hesaplayınPlütonyum kütle oranı ts ve Y silah verimi temsil:
      figure-protocol-10720
    2. Tekrarlayın Adımlar yukarıda 3.1.2 ve 3.1.3.
    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.

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.

Sonuçlar

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 SE...

Tartışmalar

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 <...

Açıklamalar

This work was performed under grant number DE-NA0001983 from the Stewardship Science Academic Alliances (SSAA) Program of the National Nuclear Security Administration (NNSA).

Teşekkürler

Portions of this study have been previously published in the Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry.3,13 A patent is pending for this method.

Malzemeler

NameCompanyCatalog NumberComments
High Temperature Furnace (HTF)CarboliteHTF 181,800 °C HTF used to melt samples
High Temperature Drop FurnaceCM Inc.1706 BL1,700 °C Drop Furnace used to melt samples
Graphite CruciblesSCP Science040-060-04127 ml high purity graphite crucibles (10 pack)
Crucible TongsGrainger5ZPV026 in., stainless steele tongs for handling crucibles
Heat Resistent GlovesGrainger8814-09Gloves used to protect hands from heat during sample intro/removal
Mortar & PestleFisherbrandS337631300 ml, Ceramic mortar and pestle for powdering and mixing
Micro BalanceGrainger8NJG2220 g Cap, high precision scale for measuring powder mass
SpatulasFisherbrand14374Metal spatulas for measure small quantities of powder
SiO2Sigma-Aldrich274739-5KGQuartz Sand  CAS Number: 14808-60-7
Al2O3Sigma-Aldrich11028-1KGAluminum Oxide Powder  CAS Number: 1344-28-1
CaOSigma-Aldrich12047-2.5KGCalcium Oxide Powder  CAS Number: 1305-78-8
FeOSigma-Aldrich400866-25GIron Oxide Powder  CAS Number: 1345-25-1
MgOSigma-Aldrich342793-250GMagnesium Oxide Powder  CAS Number: 1309-48-4
Na2OSigma-Aldrich36712-25GSodium Oxide Powder  CAS Number: 1313-59-3
KOHSigma-Aldrich278904-250GPotasium Hydroxide Pellets  CAS Number: 12030-88-5
MnOSigma-Aldrich377201-500GManganese Oxide Powder  CAS Number: 1344-43-0
TiO2Sigma-Aldrich791326-5GTitanium Oxide Beads  CAS Number: 12188-41-9

Referanslar

  1. Carnesdale, A. . Nuclear Forensics: A Capability at Risk (Abbreviated Version). , (2010).
  2. 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).
  3. Molgaard, J. J., et al. Development of synthetic nuclear melt glass for forensic analysis. J Radioanal Nucl Chem. 304 (3), 1293-1301 (2015).
  4. Fluegel, A. Modeling of Glass Liquidus Temperatures using Disconnected Peak Functions. , (2007).
  5. Oldham, C. J., Molgaard, J. J., Auxier, J. D., Hall, H. L. Comparison of Nuclear Debris Surrogates Using Powder X-Ray Diffraction. , (2014).
  6. 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).
  7. 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).
  8. 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).
  9. 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).
  10. Eby, N., Hermes, R., Charnley, N., Smoliga, J. A. Trinitite-the atomic rock. Geol Today. 26 (5), 180-185 (2010).
  11. 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).
  12. Ross, C. S. . Optical Properties of Glass from Alamogordo, New Mexico. , (1948).
  13. Giminaro, A. V., et al. Compositional planning for development of synthetic urban nuclear melt glass. J Radional Nucl Chem. , (2015).
  14. 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).
  15. 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).
  16. 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).
  17. 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).
  18. 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).
  19. Kersting, A. B., Smith, D. K. . Observations of Nuclear Explosive Melt Glass Textures and Surface Areas. , (2006).
  20. . . IAEA Safeguards Glossary. , (2001).
  21. Glasstone, S., Dolan, P. . Effects of Nuclear Weapons. , (1977).
  22. 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).
  23. Molgaard, J. J., Auxier, J. D., Hall, H. L. A Comparison of Activation Products in Different Types of Urban Nuclear Melt Glass. , (2015).

Yeniden Basımlar ve İzinler

Bu JoVE makalesinin metnini veya resimlerini yeniden kullanma izni talebi

Izin talebi

Daha Fazla Makale Keşfet

M hendislikSay 107n kleer silahlar nn kleer enkazcamtrinititecamla t rmakamorfkristal eritmek

This article has been published

Video Coming Soon

JoVE Logo

Gizlilik

Kullanım Şartları

İlkeler

Bize Ulaşın

KÜTÜPHANEYE TAVSİYE ET

JoVE HABER BÜLTENLERİ

Araştırma

Eğitim

Yazarlar

Kütüphaneciler

JoVE Hakkında

Telif Hakkı © 2020 MyJove Corporation. Tüm hakları saklıdır