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 $^{235}Neptinyum$, $^{237}Neptinyum$ $^{241}Amerisyum$, $^{243}Amerisyum$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 $^{235}Neptinyum$, $^{237}Neptinyum$, $^{241}Amerisyum$, $^{243}Amerisyum$ 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,$^{235}Neptinyum$, $^{237}Neptinyum$, $^{241}Amerisyum$, $^{243}Amerisyum$ (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.
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 $^{235}Neptinium$ $^{237}Neptinium$ $^{241}Americium$ and $^{243}Americium$ 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 $^{235}Neptinium$ $^{237}Neptinium$ $^{241}Americium$ and $^{243}Americium$ 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 $^{235}Neptinium$ $^{237}Neptinium$ $^{241}Americium$ and $^{243}Americium$ (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.
