0Br elementi için (n,x) reaksiyonun farklı açı ve enerji değerlerinde tesir kesitinin hesaplanması

Abstract

Nükleer Reaktörlerde üretilen geçici çekirdekler genellikle kısa yarı ömürlüdür, dolayısıyla, bu çekirdeklerin tesir kesitlerinin ve parçacıkların yayınlanma spektrumlarının doğrudan ölçülmesi pek mümkün olmamaktadır. Bu yüzden açısal tesir kesitinin bilinmesi oldukça önemlidir. Ayrıca açısal tesir kesitinin bilinmesi, incelenen Brom elementinin, nükleer karakteristiği hakkında da bilgi sahibi olmamızı sağlar. Gerçekleşen nükleer reaksiyonun devamında saçılan parçacıkların açısal dağılımları, nükleer reaksiyonun hangi mekanizma ile gerçekleştiğinin belirlenmesini sağlamaktadır. Bu araştırmada incelenen Brom elementi ise, sanayide alaşım olarak kullanılmaktadır, alaşım olarak kullanılan brom, gümüş- bromür şeklindedir. Radyasyon dozu ölçümünde kullanılan film dozimetrelerin yapısında emülsiyon tabakasının üzerinde kristal halde gümüş-bromür bulunur. Ayrıca Brom özelinde aleve dayanıklı madde üretiminde yaygın olarak kullanılmaktadır. Brom elementinin temel atomik özelliklerinin ve reaksiyon sonucunda açığa çıkan parçacıklarının açısal dağılımlarının bilinmesi gerekmektedir. Bu nedenlerden dolayı, bu çalışmada Br için (n,x) reaksiyonu diferansiyel tesir kesitleri hesaplanmıştır. Hesaplamalarda “Monte Carlo” temelli bir simulasyon programı olan “PHITS 2.88” kodu kullanılmıştır. 60o ve 14.55 MeV enerjide, 90o ve 14.79 MeV enerjide, 120o ve 14.69MeV enerjide, 150o ve 14.44MeV’ lik enerjide, nötron ile bombardıman edilen Brom elementinden ortaya çıkan nötronların, diferansiyel tesir kesitleri farklı açılarda hesaplanmıştır. Elde edilen sonuçlar Uluslararası Nükleer Reaksiyon Veri Merkezi (EXFOR)’nden alınan deneysel verilerle karşılaştırılarak yorumlanmıştır. 60o, 90o,120o, 150o derecelerde elde edilen veriler, genel olarak, deneysel verilerle uyum göstermiştir. Ekstremum noktalardaki enerjide ihmal edilebilir uyumsuzluk gözlenmiştir. Bu durumun gözlenmesi oldukça normaldir. Bu noktalardaki ihmal edilebilir uyumsuzluk, düşük enerjideki saçılmanın değişkenlik oranın artmasından kaynaklanmaktadır. Bu enerji seviyelerindeki uyumsuzluğu azaltmak için ise, öykü sayının arttırılması, enerjideki bu uyumsuzluğu giderebilecek bir yöntemdir. Sonuç olarak, PHITS Monte Carlo Metodunu kullanarak hesaplama yapılan benzetim programı aracılığıyla 0-Br elementinin farklı açı ve enerjilerdeki tesir kesiti, deneysel verilerle uyumlu bir şekilde hesaplanmıştır.

Transient cores produced in Nuclear Reactors are generally short-lived, so it is not possible to directly measure the cross section of these nuclei and the emission spectra of the particles. Therefore, it is very important to know the angular cross section. In addition, knowing the angular cross section allows us to have information about the nuclear characteristics of the studied Bromine element. The angular distribution of the particles scattered in the continuation of the nuclear reaction that takes place enables the determination of the mechanism by which the nuclear reaction takes place. The element bromine is used as an alloy in industry, the bromine used as an alloy is in the form of silver bromide. Film dosimeters used in radiation dose measurement contain silver-bromide in crystal form on the emulsion layer. In addition, Bromine is widely used in the production of flame resistant materials. It is necessary to know the basic atomic properties of the element Bromine and the angular distributions of the particles released as a result of the reaction. For these reasons, in this study, the differential cross-sections of the reaction (n, x) for Br are calculated. The code "PHITS 2.88", which is a "Monte Carlo" based simulation program, was used in the calculations. Differential cross sections of neutrons emerging from the Bromine element bombarded with neutrons at 60o and 14.55 MeV energies, 90o and 14.79 MeV energies, 120o and 14.69MeV energies, 150o and 14.44MeV energies, were calculated at different angles. The results obtained were examined from the International Nuclear Reaction Data Center (EXFOR) and interpreted by comparing with the experimental data. The data obtained at 60o, 90o, 120o, 150o degrees generally agreed with the experimental data. It is quite normal to observe this situation. The negligible mismatch at these points is due to the increased rate of variability of scattering at low energy. In order to reduce the mismatch in these energy levels, increasing the number of stories is a method that can eliminate this mismatch in energy. As a result, the cross section of the 0Br element at different angles and energies was calculated in accordance with the experimental data using the simulation program using PHITS Monte Carlo Method.