Seviye Yoğunluk Parametresinin 235Neptinyum 237Neptinyum 241Amerisyum ve 243Amerisyum Çekirdeklerinin Nötron Fizyonu Reaksiyonuna Ait Tesir Kesitlerine Olan Etkisinin İncelenmesi

Yıl 2020, Ejosat Özel Sayı 2020 (ICCEES), 101 - 107, 05.10.2020

Önder Sönmez , Onur Karaman

https://doi.org/10.31590/ejosat.803135

Öz

Nükleer uygulamalarda kullanılan çekirdeklerin yapılarının anlaşılabilmesi için; reaksiyon hızlarının, radyoaktif çekirdeğin yarı ömürlerinin , nükleer kütlelerinin ve seviye yoğunlukları gibi kavramların anlaşılması gerekmektedir. Çekirdeğin seviye yoğunluğu ve seviye yoğunluğu parametreleri, çekirdeğin yapısal özelliklerini tanımlayabilmek gereklidir. Bu sebeple çekirdek seviye yoğunlukları ve seviye yoğunluğu parametreleri belirlenmesi, nükleer veri kütüphanelerinde deneysel verilerin zenginleşmesi, çekirdek modellerinin doğruluğunun test edilmesi ve geliştirilmesi, bilgisayar ortamında deneysel çalışmaların modellenmesi için oluşturulan programların geliştirilmesi ve test edilmesi için çok önemlidir. Bu çalışmada, MeV mertebesinde gelme enerjili nötronlar için, seviye yoğunluk parametrelerinin 235Neptinyum, 237Neptinyum, 241Amerisyum, 243Amerisyum çekirdekleri için nötron-fisyon reaksiyonlarının tesir kesitlerine olan etkisi incelenmiştir. Farklı seviye yoğunluk parametreleri için nötron-fisyon reaksiyonlarının tesir kesitlerinin hesapları TALYS 1.8 yazılımı kullanılarak hesaplanmıştır. Yapılan hesaplamalar EXFOR nükleer veri kütüphanesi ile karşılaştırılmış ve en yakın uyumu sağlayan seviye yoğunluk parametresi belirlenmiştir. Çalışma sonucunda, seviye yoğunluk parametresinin seçiminin tesir kesiti hesaplarına olan etkisi görülmüş ve 235Neptinyum, 237Neptinyum, 241Amerisyum, 243Amerisyum çekirdeklerinin her biri için en uygun seviye yoğunluğu parametresi belirlenmiştir. Bu amaçla yürütülen çalışma sayesinde; çalışmada seçilen hedef çekirdeklerin varsayılan seviye yoğunluk modeline (CTM) bağlı olarak nükleer yapılarına -seviye yoğunluk parametresi- ait özellikleri hakkında bilgilere ulaşılmıştır. Tez çalışmasında kullanılan seviye yoğunluk modeli, Gilbert – Cameron modeli olarak bilinen sabit sıcaklık fermi gaz modelidir (CTM). Fisyon reaksiyonlarının modellenmesinde, deneysel verilerle kıyaslama yapılacağından dolayı deneysel verilerin imkân verdiği ölçüde nötronların gelme enerjileri 2-20 MeV enerji aralığında seçilmiştir. Bazı analizlerde deneysel veriler 20 MeV’e kadar olmadığından bu analizlerin enerji aralığı deneysel verilere göre çalıştırılmıştır. Elde edilen hesaplama sonuçları, EXFOR (Deneysel Nükleer Veri Kütüphanesi) ve TENDL’dan erişilen deneysel verilerle karşılaştırılmıştır. TALYS yazılımı hesaplamalarından elde edilen sayısal veriler MS EXCEL yardımıyla işlenmiş ve grafik ortamına aktarılmıştır. Sonuç olarak, 235Neptinyum, 237Neptinyum, 241Amerisyum, 243Amerisyum (n,f) reaksiyonları için seviye yoğunluk parametresinin değişimi reaksiyon tesir kesitlerinin önemli ölçüde değişimine sebep olmuştur. Bu reaksiyonların laboratuvar ortamında gerçekleştirilmesi çok yüksek maliyet gerektirmesi ve zaman açısından oldukça zorluk barındırmasından dolayı, TALYS gibi bir nükleer reaksiyon simülasyon yazılımının sanal ortamda bu reaksiyonları çalıştırıp reaksiyon hakkında ön bilgi verebilmesi büyük bir önem teşkil etmektedir.

Anahtar Kelimeler

Nötron Etkili Tesir kesiti, TALYS 1.8, Seviye Yoğunluk Parametresi

Investigation of the Effect of the Level Density Parameter on the Neutron Fission Reaction Cross Section for 235Neptinium 237Neptinium 241Americium and 243Americium Nuclei

Öz

In order to get deeper understanding of the structure of the nuclei used in nuclear applications; concepts such as reaction rates, half-life of the radioactive nucleus, nuclear masses and level densities should be understood. The level density and level density parameters of the nucleus are required to make a thorough description for the structural properties of the nucleus. For this reason, it is very significant to determine nucleus level densities and level density parameters, to enrich experimental data in nuclear data libraries, to test and improve the accuracy of nuclear models and to develop and test programs for modeling experimental studies in computer environment. In this study, for 235Neptinium, 237Neptinium, 241Americium, 243Americium nuclei, the effect of the level density parameters on the cross sections of neutron-fission reactions was investigated for neutrons with incident energy of the MeV order. Calculations of cross sections of neutron-fission reactions for different level density parameters were calculated using TALYS 1.8 software. The calculations were compared with the EXFOR nuclear data library and the level density parameter providing the closest match was determined. As a result of the study, the effect of the choice of the level density parameter on the cross-section calculations was observed and the most suitable level density parameter was determined for each of 235Neptinium, 237Neptinium, 241Americium, 243Americium nuclei. Through the conducted study, the information about the properties of their nuclear structures-level density parameter- depending on the default level density model (CTM) of the selected target nuclei is obtained. The level density model used in the thesis is the constant temperature fermi gas model (CTM) known as the Gilbert - Cameron model.
In modeling fission reactions, the incidence energies of neutrons have been chosen in the energy range of 2-20 MeV as experimental data allow for comparison with experimental data. Since the experimental data are not up to 20 MeV in some analyzes, the energy range of these analyzes was executed according to the experimental data. The obtained calculation results were compared with the experimental data accessed from EXFOR (Experimental Nuclear Data Library) and TENDL. The numerical output files obtained from TALYS software calculations were processed with the help of MS EXCEL and transferred to the graphic environment. As a result, the change of the level density parameter for the reactions of 235Neptinium, 237Neptinium, 241Americium, 243Americium (n, f) caused a significant change in reaction cross sections. It is of great importance that a nuclear reaction simulation software such as TALYS can execute these reactions in a virtual environment and provide preliminary information about the reaction, since performing these reactions in the laboratory environment requires very high costs and is very difficult in terms of time.

Anahtar Kelimeler

Neutron Induced Cross Section, TALYS 1.8, Level Density Parameter

Kaynakça

• Amaldi. (1984). From the discovery of the neutron to the discovery of nuclear fission. Physics Reports, 1-331.
• Bothe & Becker. (1930). Artificial excitation of nuclear γ rays. Journal of Physics, 66(5-6), 289-306.
• Çapalı ve diğerleri. (2017). Hızlı nötron reaktörlerinde yakıt malzemesi olarak kullanılan 235,238 U ve 239Pu izotoplarına yönelik tesir kesiti hesaplamaları için nükleer seviye yoğunluğu parametresinin incelenmesi. BAUN Fen Bil. Enst. Dergisi, 19(3), 1-6.
• Capote ve diğerleri. (2016). Prompt fission neutron spectra of actinides. Nuclear Data Sheets, 131, 1-106.
• Demetriou & Goriely. (2001). Microscopic nuclear level densities for practical applications. Nuclear Physics A, 695(1-4), 95-108.
• Gilbert & Cameron. (1965). A composite nuclear-level density formula with shell corrections. Canadian Journal of Physics, 43(8), 1446-1496.
• Hahn & Strassmann. (1938). About the formation of radium isotopes from uranium by irradiation with fast and slowed neutrons. Natural Sciences, 26(46), 755-756.
• Ignatyuk ve diğerleri. (1975). Phenomenological description of energy dependence of the level density parameter. Yadernaya Fizika, 21(3), 485-490.
• Ignatyuk ve diğerleri. (1979). Role of collective effects in the systematics of nuclear level densities. Soviet Journal of Nuclear Physics.
• Jandel ve diğerleri. (2008). Neutron capture cross section of Am 241. Physical Review C, 78(3).
• Kawano ve diğerleri. (2000). Simultaneous evaluation of fission cross sections of uranium and plutonium isotopes for JENDL-3.3. Journal of nuclear science and technology, 37(4), 327-334.
• Koning ve diğerleri. (2005). Nuclear Data for Science and Technology. In C. H. al. (Ed.), AIP Conference Proceedings, 769, p. 1154.
• Koning ve diğerleri. (2007). TALYS-1.0. International Conference on Nuclear Data for Science and Technology (pp. 211-214). EDP Sciences.
• Koning ve diğerleri. (2015). User Manual of TALYS-1.8. Hollanda: Nükleer Araştırma ve Danışma Kurulu, Petten.
• Li, J. &. (2007). The actinides—a beautiful ending of the Periodic Table. Journal of Alloys and Compounds, 444, 202-206.
• Nayak & Desai. (2016). Cross sections and neutron emission spectra in fission of unstable actinide nuclei using surrogate reactions and direct neutrons. Proceedings of the DAE-BRNS Symp. on Nucl. Phys. Kolkata, INDIA.
• Nesvizhevsky & Villain. (2017). The discovery of the neutron and its consequences (1930–1940). Comptes Rendus Physique,, 18 (9-10), 592-600.
• Rogers. (2013). The neutron's discovery-80 years on. Physics Procedia, 1-9.
• Tovesson ve diğerleri. (2014). Fast Neutron–Induced Fission Cross Sections of 233, 234, 236, 238U up to 200 MeV. Nuclear Science and Engineering, 178(1), 57-65.
• Tsekhanovich ve diğerleri. (2004). Fission-product formation in the thermal-neutron-induced fission of odd Cm isotopes. Physical Review C, 70 (4).