Η ενεργός διατομή της αντίδρασης 241Am(n,2n)240Am, μετρήθηκε με τη μέθοδο της ενεργοποίησης σε σχέση με αυτές των αντιδράσεων 27Al(n,a)24Na, 197Au(n,2n)196Au και 93Nb(n,2n)92mNb, για ενέργεια δέσμης νετρονίων 17.5 MeV.
Η μονοενεργειακή δέσμη νετρονίων που χρησιμοποιήθηκε, παράχθηκε στον επιταχυντή Tandem Van der Graaf 5.5 MV του Ινστιτούτου Πυρηνικής Φυσικής του ΕΚΕΦΕ «Δημόκριτος», μέσω της αντίδρασης 3H(d,n)4He, χρησιμοποιώντας έναν καινούριο στόχο τριτίου κατασκευασμένο από ένα φύλλο Ti εμποτισμένο με αέριο τρίτιο, πυκνότητας 2.1 mg/cm2 , τοποθετημένο πάνω σε ένα φύλλο Cu πάχους 1 mm, για καλύτερη απαγωγή της θερμότητας. Για τη μέτρηση της ενεργού διατομής χρησιμοποιήθηκε ένας ραδιενεργός στόχος 241Am ενεργότητας 5.11 GBq, ο οποίος για λόγους ακτινοπροστασίας βρισκόταν κλεισμένος σε θωράκιση από Pb πάχους 3mm. Για τη μέτρηση της ενεργότητας των δειγμάτων μετά από την ακτινοβόληση, χρησιμοποιήθηκαν τέσσερις ανιχνευτές HPGe ονομαστικών αποδόσεων 100%, 100%, 50% και 16%. Η πειραματική μέτρηση της ενεργού διατομής, συνοδεύτηκε από προσομοιώσεις των πειραματικών συνθηκών με την τεχνική Monte Carlo. Από τις προσομοιώσεις προέκυψε η ροή των νετρονίων στο στόχο του 241Am κατά τη διάρκεια της ακτινοβόλησης και η απόδοση ενός από τους δύο ανιχνευτές HPGe ονομαστικής απόδοσης 100%, στον οποίο μετρήθηκε ο στόχος του 241Am πριν και μετά την ακτινοβόληση.
The cross section of the reaction 241Am(n,2n)240Am, has been measured by the activation method, at neutron energy 17.5 MeV, relative to the 27Al(n,a)24Na, 197Au(n,2n)196Au, and 93Nb(n,2n)92mNb reactions reference cross sections. The monoenergetic neutron beam was produced at the 5.5 MV Tandem accelerator of NCSR Demokritos, by means of the 3H(d,n)4He reaction implementing a new Ti-tritiated target consisted of 2.1 mg/cm2 Ti-t layer on a 1 mm thick Cu backing for good heat conduction. The radioactive target consisted of a 5.11 GBq 241Am source enclosed in a Pb container. After the end of the irradiation, the activity induced by the neutron beam at the target and reference foils, was measured off- line by two 100%, a 50% and a 16% relative efficiency, HPGe detectors. In addition to the experimental measurements, the experimental set up has been simulated with the use of the MCNP code. By these simulations, the neutron flux in 241Am target during the irradiation and the absolute efficiency of the HPGe (100%) detector in which has been measured the 241Am target before and after its irradiation, have been estimated.