Protocol
Внимание: Процесс, описанный здесь, включает в себя использование радиоактивных материалов (например, уран гексагидрата нитрата) и несколько коррозионные вещества. Соответствующую защитную одежду и оборудование следует использовать (в том числе халате, защитные перчатки, очки и вытяжным шкафом) во время подготовки образца. Кроме того, лабораторные площади, используемые для этой работы следует регулярно контролировать радиоактивного загрязнения.
Примечание:. Химические соединения, необходимые перечислены в таблице 1 Эта формулировка была разработана путем изучения ранее сообщили композиционные данные для trinitite 10 массовых долей, описанные здесь, были определены путем усреднения массовые доли для различных образцов trinitite 10 "пропавших без вести" массы.. (фракции не подвести к единице) существует, чтобы позволить некоторую гибкость при добавлении топлива, НСД, и другие составляющие. Наша независимый анализ нескольких образцов trinitite предполагает, что кварц является единственным минеральной фазывыживших в trinitite. 5 Таким образом, кварц единственный минерал, входит в одну из наших стандартных Trinitite композиции (СТП). Несмотря на то, реликтовые зерна других минералов были зарегистрированы в trinitite, 11 они имеют тенденцию быть скорее исключением, чем правилом. В целом, кварц является единственным минерал в расплаве стекла. 10,12 Кроме того, кварцевый песок является общим компонентом асфальта и бетона, которые будут важны в формировании городской стекла ядерного расплава.
| Усредненные данные Trinitite | Стандартный Trinitite Постановка (СТП) | ||
| Соединение | Массовая доля | Соединение | Массовая доля |
| SiO 2 | 6.42x10 -1 | SiO 2 | 6.42x10 -1 |
| Al 2 O 3 | 1.43x10 -1 | Al 2 O 3 | 1.43x10 -1 |
| СаО | 9.64x10 -2 | СаО | 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 | КОН | 6.12x10 -2 |
| MnO | 5.05x10 -4 | MnO | 9px; "> 5.05x10 -4|
| TiO 2 | 4.27x10 -3 | TiO 2 | 4.27x10 -3 |
| Всего | 9.81x10 -1 | Всего | 9.91x10 -1 |
Таблица 1. Список химических соединений.
1. Подготовка СТП
Примечание: Необходимое оборудование включает в себя микровесов, металлические шпатели, керамический ступку и пестик, химический вытяжной шкаф, латексные перчатки, халат и защитные очки.
- Смешивание нерадиоактивных компонентов
- Приобретать по крайней мере, 65 г кварцевого песка (SiO 2), 15 г Al 2 O 3 </ суб> порошок, 10 г СаО порошка, 2 г FeO порошка, 2 г MgO порошок, 2 г Na 2 O порошка, 7 г КОН гранул, 1 г MnO порошка и 1 г TiO 2 порошка ( Соединения, перечисленные в таблице 1).
- Используйте микробаланса и небольшой шпатель для точного измерения массовые доли каждого соединения, перечисленные в таблице 1. Для достижения наилучших результатов подготовки 100 г нерадиоактивного матрицы предшественника в одно время.
- Использование ступку и пестик, чтобы распылить (до ~ 10-20 мкм гранул размером) и тщательно перемешивают соединений, образующих гомогенный порошковой смеси, содержащей 64,2 г SiO 2 14,2 г Al 2 O 3, 9,64 г CaO, 1,97 г из FeO, 1,15 г MgO, 1,25 г Na 2 O. 6,12 г КОН, 0,0505 г MnO и 0,427 г TiO 2.
- Перемешайте смесь, с использованием шаровой смеситель, незадолго до того, следующий шаг берется.
- Смешивание СТП с ураном гексагидрата нитрата (UNH)
- Acquгнев, по крайней мере 1 г UNH.
- Внутри вытяжном шкафу, распылить несколько кристаллов Unh (с помощью ступки и пестика), чтобы сформировать тонкий порошок 1-2 мкм гранул.
- Добавить 33,75 мкг UNH на грамм нерадиоактивного предшественника матрицы (это соотношение является подходящим для имитации простой оружие с выходом 1 кт). 13
- Тщательно смешивают порошковой смеси, в том числе UNH, используя ступку и пестик. Полное смешение окончательного незадолго до стадии плавлени.
2. Производство 1 грамм Растопить образец стекла
Примечание: Необходимое оборудование включает в себя HTF мощностью 1600 ° С или выше, графитовые тигли высокой чистоты, длинные из нержавеющей стали тигельные щипцы, термостойких перчаток, и защитные очки. Жаропрочные перчатки и средства защиты глаз необходимо надевать при введении или удалении образцов из печи. Очки Тонированные безопасности (или солнцезащитные очки) являются полезными, поскольку они уменьшают блики от печи.
- Производство нерадиоактивным образца
- Заполните толстую керамическую тарелку (например, раствора) с ~ 100 г чистого кварцевого песка и поддерживать при комнатной температуре вблизи места печи, где образцы будут расплавленного.
- Разогреть HTF 1500 ° С.
- Тщательно измерить 1,00 г нерадиоактивного порошковой смеси и поместите порошок в графитовом тигле высокой чистоты.
- Тщательно помещают тигель в нагретой HTF (используя длинную пару стальных тиглей щипцов) и смесь расплава в течение 30 мин.
- Удалить образец (опять используя щипцы) и залить расплавленный образец в ступке с песком.
- Разрешить стеклянная бусина остыть в течение 1-2 мин до обработки.
- Польский борт, чтобы удалить остатки песка (при необходимости).
- Производство радиоактивных образца
- Повторите шаги 2.1.1 и 2.1.2 выше.
- Тщательно измерьте 1.00 грамм радиоактивного порошковой смеси (в том числе UNH) и поместите powd ER в графитовом тигле высокой чистоты с использованием отдельного шпателем и микровесов, чтобы избежать перекрестного загрязнения.
- Повторите шаги 2.1.4 - 2.1.6 выше.
- Монитор область вокруг печи (используя детектор ручной излучения и / или исследование мазков), чтобы проверить на радиоактивное загрязнение.
3. Образец Активация
Примечание: Уравнения, которые следуют были получены в предположении использования оружейного обогащенного () металлического урана. Количества UNH или оксид урана необходимо будет масштабируется в соответствии с массовой долей элементного урана и уровня обогащения урана 235.
- Активация образца расплава стекла с ураном Fue
- Рассчитайте массовую долю необходимого для образца, используя уравнение ниже 13 (где U представляет м массовая доля урана и Y представляет выход оружия) металлического урана:
473 / 53473eq1.jpg "/> - Дополнительно: Рассчитать массовую долю от несанкционированного (например, природного урана, свинца, вольфрама) с использованием уравнения ниже: 13
- Вычисления целевого количества делений в образце, используя следующее уравнение 13, где M S представляет собой массу образца в граммах и N F представляет число делений в образце во время облучения:
- Рассчитать необходимое время облучения, используя уравнение ниже 13, где м 235 представляет 235 массовая доля U (уровень обогащения) и т ВСД время облучения в секундах:
- Облучать образец длят IRR секунд на потока тепловых нейтронов 4,0 × 10 14 н / см 2 / сек. Например, 60 сек облучения в пневматической 1 (СТ-1) на HFIR (с термической к резонансу соотношении 35) будет производить около 1,1 х 10 11 делений в образце, содержащем 870 мкг UNH (эквивалентно 410 мкг природный уран, или 3,0 мкг 235 U). Это было достигнуто в течение одного 0,433 г стеклянных шариков, предназначенная для имитации стекла расплава образца, полученного с помощью оружия с выходом 0,1 килотонн. Этот образец был тщательно проанализированы Кук и др. 14
- Следуйте применимые протоколы безопасности при обращении с радиоактивными образец в пост-облучения.
- Рассчитайте массовую долю необходимого для образца, используя уравнение ниже 13 (где U представляет м массовая доля урана и Y представляет выход оружия) металлического урана:
- Активация образца расплава стекла с плутониевого топлива (Планирование Факторы)
- Рассчитайте массовую долю металлического плутония, необходимого для образца, используя ниже 13 уравнение, где м Pu представиTS плутония массовой доли и Y представляет собой доходность оружия:
- Повторяйте шаги 3.1.2 и 3.1.3 выше.
- Определить время, необходимое для облучения получить нужное количество делений в образце расплава стекла. Это время будет зависеть от состава и степени плутоний, а также энергетического спектра нейтронов.
- Рассчитайте массовую долю металлического плутония, необходимого для образца, используя ниже 13 уравнение, где м Pu представиTS плутония массовой доли и Y представляет собой доходность оружия:
Примечание: Большая забота должно быть принято при работе с плутонием и дополнительного анализа не требуется. На момент написания статьи, только уран был использован в синтетических образцов стекла расплава, производимых на УТ и облученных в HFIR.
Subscription Required. Please recommend JoVE to your librarian.
Representative Results
Нерадиоактивные образцы, произведенные в данном исследовании были по сравнению с trinitite и цифры 1-3 показывают, что физические свойства и морфология действительно похожи. Рисунок 1 дает фотографии, которые показывают сходство в цвете и текстуре, которые наблюдаются на макроскопическом уровне. Рисунок 2 показывает Сканирующий электронный микроскоп (SEM) вторичный электрон (SE) изображения, раскрывающие подобные особенности на уровне микрона. Анализ SEM проводили с использованием программного обеспечения SEM и SEM. Многочисленные пустоты наблюдалось в обеих trinitite и синтетических образцов. Дефекты и неоднородности подобны в обоих, а также. Рисунок 3 обеспечивает сравнение порошковой рентгеновской дифракции (С-XRD) спектров для trinitite и синтетических образцов. Анализ дифракции рентгеновских лучей Р-была выполнена на trinitite и синтетических образцов стекла расплава с использованием рентгеновского дифрактометра с детектором 3D. Источник рентгеновского был анода Cu установлен на 40 мА и 45 кВ. Щельокно 1/4 ° 2 & thetas был использован вместе с 1/8 ° 2 & thetas анти-разброс дифракционной решетки. Все образцы были измерены с использованием кремния (001) держателя не-фон образца и были установлены вращаться на 4 об / сек. Все спектры были получены от 10 ° 2 до 100 ° 2. Кварцевый является единственной минеральной присутствуют в обоих случаях, и интенсивности пиков похожи, предполагая, сопоставимых степеней аморфности 3. Эти результаты согласуются с предыдущими исследованиями trinitite 15,16,12,17 и других видов стекла ядерной расплава. 18,19
Рисунок 1. Макроскопический сравнение trinitite и синтетического стекла ядерного расплава. (А) показана фотография, демонстрирующая верхнюю поверхность образца trinitite, (В) показана фотография, демонстрирующая верхнюю поверхность синтетической атомной расплава образца стекла микрофильтр ред в UT, (С) Фотография показывает внутреннюю структуру (поперечное сечение) образца trinitite (D) Фотография показывает внутреннюю структуру синтетического ядерной образца стекла расплава. Пожалуйста, нажмите здесь, чтобы посмотреть большую версию этой фигуры.
Рисунок 2. Микроскопическое сравнение trinitite и синтетического стекла ядерной расплава. SEM изображения, показывающие детали микроструктуры trinitite (Популярные) и синтетического стекла ядерной расплава (нижние снимки). Пожалуйста, нажмите здесь, чтобы посмотреть большую версию этой фигуры.
д / 53473 / 53473fig3.jpg "/>
Рисунок 3. Кристаллическая морфология trinitite и синтетического стекла ядерной расплава. Р-РФА спектры trinitite (синяя линия) и синтетического стекла ядерной расплава (красная линия). Вертикальные пунктирные, зеленые линии представляют местоположения пиков, как правило, связанных с кварцем. Пожалуйста, нажмите здесь, чтобы посмотреть большую версию этой фигуры.
Subscription Required. Please recommend JoVE to your librarian.
Discussion
Примечание относительно шагов 1.2.2 и 1.2.3: Точное количество UNH будет меняться в зависимости от сценария моделируется. Формулы планирования, разработанные Giminaro др. Может быть использован, чтобы выбрать подходящий массу урана для данного образца 13, как описано в разделе "Образец" Активация этой статьи. Кроме того, оксид урана (UO 2 или U 3 O 8) может быть использован вместо UNH, если имеется, и массовая доля 235 U в соединении (должны ли UNH или оксид урана) считается. Для экспериментов, обсуждаемых здесь UNH смешивают однородно в матрице предшественника. Предполагается, что процесс плавления будет влиять на распределение урана и других элементов в пределах стекла. Качественно, появляется стекло, чтобы быть неоднородны. Тем не менее, деление отображение трек после облучения не было проведено, чтобы полностью проанализировать распределение урана и продуктов деления в стекле. Это яса потенциал тема для будущего исследования.
Кварцевый является единственной минеральной включены в порошок предшественника матрицы, так как это единственный минерал, как ожидается, выжить в процессе плавления. 3,10,12 Количество кварца остальные в расплавленном образцов служит в качестве монитора, чтобы оптимизировать температуру и время плавления в печь 5. Предполагается, что это метод, который производит соответствующую степень аморфности в образце, содержащем первоначально кварца будет производить аналогично аморфного образца при других полезных ископаемых, включаются в предшественнике.
Один радиоактивного образца, полученного в этом исследовании был активирован при нейтронном облучении HFIR. Содержание и облучение раз уранового топлива может быть рассчитана на основе урана значительная количествах сообщили в Международном агентством по атомной энергии 20, а также ранних расчетов по Glasstone и Долан 21 в отношении взаимосвязи между выходом оружие имасса расплава стекла производства ядерного взрыва. Эти понятия объединяются в анализе Giminaro др. 13. Анализ одного образца активированной проводили Кук и др. 14
Новый способ изложил здесь может быть использован для создания синтетических "trinitite" образцы, а затем может быть распространена и на другие сценарии судебно интерес (например, городской стекла ядерного расплава). Предыдущие попытки производят суррогатный ядерного мусора были сосредоточены на химических и радиоактивных свойств стекла. 22 акцент в работе, представленной здесь является производство суррогата с точной физической, химической и морфологических особенностей. Этот метод уникален тем, что он использует быстрого нагрева в печи с последующим быстрым охлаждением при комнатной температуре. Там нет разгона или замедления фазы и не смешивание в процессе плавления. Полученные дефекты (например, трещины и пустоты) и неоднородности являются desiraBLE (как близкого совпадения с trinitite). Кроме того, протокол описано здесь относительно проста (по сравнению с методами, использующими плазмы или лазеров 6) и вместе с тем результаты являются достаточно точным и воспроизводимым 3.
Теплоносителя используется в данном исследовании предназначена для выполнения лучше, когда используется постепенное "нарастить" и "нарастить вниз" период, в течение нагрева. Однако для этого метода постепенное остыть фазы нежелательно, так как может произойти перекристаллизация, разрушая аморфной природы образца. По этой причине были введены пробы, полученные в этом исследовании, после того, как печь была доведена до пиковой температуры, а затем удаляется и быстро охлаждают снаружи печи. Это необходимо, чтобы дверь печи будет открыт в два раза в то время как печь была на пике температуры (что не рекомендуется производителем). Этот процесс, как правило, подчеркивают, нагревательные элементы и может негативно повлиять на их долговечность. Этот риск был приемлемым для нашей purpoSES. Тем не менее, процесс ввода образца должна быть тщательно рассмотрены и потенциально изменены, в зависимости от конкретного используемого оборудования и желаемого конечного продукта. Другие ограничения этого метода обсуждаются в следующих пунктах.
Использование графических тиглей вносит некоторую углерода загрязнения в синтетических образцов стекла расплава (из-за тенденции для графита для улетучивания при высоких температурах). Это загрязнение может быть удалена путем полировки, после синтеза или образцы могут быть разбиты, и только "чистые" сохраняется половина для анализа. Загрязнение углерода, как правило, локализованы вблизи нижней части стеклянных шариков. Использование графитовые тигли на открытом воздухе также приводит к неконтролируемому (и, следовательно, неизвестно) государства / уменьшение окисления. Утюг, вероятно, будет окисляться и Fe / C сплавы могут быть получены. По этой причине другие виды тиглей были испытаны в том числе платины и оксида циркония, однако, графит остается лучшим Optioп несмотря на потенциального загрязнения углерода и проблем Fe / C связи. Кремний и платина склеивание сделать платиновые тигли непрактично. Трещин диоксида циркония в процессе закалки. Дальнейшее изучение может выявить лучший выбор, но на момент написания этого графита является наиболее экономичным и практичным выбором экспериментально. Существуют различные способы, чтобы контролировать окружающую среду в печи (например, заполнение трубчатой печи аргоном), и они должны быть изучены в будущем. Для экспериментов, обсуждаемых здесь среда в печи не манипулировать и пока ключевые характеристики стеклянных образцов, полученных были подходящими для их цели. Следует отметить, что среда находящиеся около нуля во время ядерного взрыва не изучены.
Облучение образцов в пневматической системе труб в HFIR вносит некоторую погрешность в радиоактивных свойств суррогатов. Эта ошибка возникает из-за отличной раключение контакта между ядерного оружия и энергетических спектров нейтронов реактора. Спектр продуктов деления таким образом, будет характерно для реактора (производимого спектра тепловых нейтронов), а не оружия (производства быстрым спектром нейтронов). Кроме того, отношение деления на продукты активации будут неточными, когда оба получают облучением на месте. Исследования продолжаются, чтобы лучше понять и, возможно, противодействовать этому эффекту. 23 Изменение химического состава матрицы предшественника может быть необходимым.
Метод изложил здесь будут производить ядерное расплава стекла суррогат, который является точной с точки зрения цвета, текстуры, пористости, микроструктуры, минеральной морфологии, композиционной неоднородности и степени аморфности. Есть по существу три основные шаги, чтобы успешно воспроизвести результаты, представленные здесь,: 1) тщательно подготовить СТП порошок в соответствии с требованиями, 2) быстро и безопасно нагревать порошок до высокой температуры (значительно вышебыстро (закалка) температура плавления матрицы), и 3) охлаждения, чтобы избежать рекристаллизации. Важно отметить, однако, что идентичные процедуры не будет производить идентичных образцов, и это вполне приемлемо, как то же самое верно для настоящего стекла ядерного расплава (образцы trinitite обладают высокой степенью изменчивости, а). 3
Наиболее важные шаги в протоколе шаги 1.1.1 через 2.1.6. После этих шагов приведет к производству нерадиоактивного образца с желаемыми свойствами. Радиоактивный образец может быть получен путем следующие существу те же самые шаги с дополнительной осторожностью из-за опасности, связанной с радиоактивными материалами.
Этот метод будет использоваться в будущем для получения городской мусор ядерного суррогаты 13 и может быть расширен в дальнейшем. Потенциал также существует, чтобы использовать этот метод в изучении радиоактивных отходов иммобилизации, которая имеет важное значение для будущего нюясно, электроэнергетика.
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).
