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A b s t r a c t . The shielding problems that arise due to the irregular penetrations such as neutral beam injection ducts should be treated carefully to aid in the shield design. The present work was imdrrtaken' to describe the effects arising due to radiation streaming through the neutral be,Lm injector ducts (NBID) on the angular distribution of the total gamma ray doses a t the outer surface of illmenite concrete shield (e = 4.6 g/cm3). The shield is pierced with NBID of different diameters and lrngths.The measurements were performed using a collimated beam of both gamma rJys and neutrons emitted from one of the horizontal channels of the ET-RR-1 reactor. The measurements were carried out using 7.LiF teflon thermoliminescrnt dosimeters. Generally the obtained data reveal that the prest'nce of the total dose increase a t the centerline of NBID and which in turn tends to decrease with the increase of scattered angle. An empirical formula describing the differential dose rate ratio is predicted. The experimental data obtained reveal good agreement with the calculated ones. Die rmliale Verteilung der y-Dosisrate auf der Oberflache einer durchliieherten BetonabschirmungLnhaltsubersicht. Abschirmprobleme, die ihrcn Ursprung in irregularem UurchlaBvermBgen habon, sollten sorgfiiltig untersucht werden, um die Konstruktion von Abschirmnngen zu unterstiitzen. I n der vorliegenden Arbeit wird versucht, den Effekt von ausgetretener Strahlung (nich dem Mechanismus der neutralen Strahlinjektordurchfuhrung (NBID)) auf die radiale Verteilung der totslen ;>-Strahlendosis auf der auBeren Oberflache ,einer Illmenitbetonabschirmung (e = 4,G g/cm') nufzuzeigen. Der Schild ist mit NBID's verschiedener LBngen und Durchmesser versehen. Die experimentcllen Werte stimnien gut mit berechneten uberein. Eine empirische Formel fur die radiale Verteilang wird angegeben.

A b s t r a c t . The 05R Monte Carlo neutron transport Code had been used to calculate tho neutron albedo for neutrons reflected from plane and curved concrete shields. The present calculations were performpd to investigate the fast-neutron albedo in case of ordinary concrete shield, in order to perform comparative studies with the case of neutron reflection aeainst a flat wall. The calculations were performed for three different neutron source energies of 1 MeV, 5 MeV and 15 MeV and a t neutron incident angles of 5", 30", 45", 60" and 90" and for surfaces with different curvatures (flat, 100, 50, 20 and 5 cm). The results obtained reveal that there will be an appreciable error on using the flat wall albedo value in the case of duct penetration calculations. The error was assumed to be due to the neglection of the curvature effect as well as to the improper choice of the neutron incident angle.

A b s t r a c t . Experimental studies on the angular flux distributions of backscattered thermal neutrons by neutral beam injector ducts (NBID) in ilmenite concrete are performed. The neutron flux distributions have been measured a t the end of the ducted assembly and perpendicular to the duct axis by means of Indium thermal detector. The experimental facility and the detector activity measurement techniques are described. Results concerning injector ducts with different diameters are graphically represented. Calculations to analyse the experimental results are given. Untersuehungen zur Riickwartsstreuung thetmischer Neutronen an Strahldurchfuhriingen in BetonabschirmungenI n h a l t s i t b e r s i c h t . Die raumliche Riickwartsstreuung thermischer Neutronen an Strahlungsdurchfiihrungen in Beton wird experimentell untersucht. Die NeutronenfluRverteilung wurde a m Ende des Durchlasses und senkrecht zu seiner Achse mit einem Indiumthermaldetektor gemessen. Die experimentelle Technik wird beschrieben, und die Resultate fur verschiedene DurchlaBdurchmesser graphisch dargestellt und analysiert.

A b s t r a c t . I n the present work the radial distribution of total gamma doses arising from the interaction of reactor neutrons and gamma radiations inside ilmenite heavy concrete shield are measured. The ilmenite concrete is pierced with neutral beam injector ducts having different diameters and lengths. The results obtained show a relative increase in radial gamma doses at a distance of 10 cm from the neutral beam end. An empirical formula was obtained, fitting the measured gamma doses at the peak position in good agreement within it factor of 1.27. Moreover the variation of the total gamma radiation was measured along straight filled ducted with different diameters and length. The experimental data obtained show a reasonable agreement with calculated ones. The scattered as well as unscattered components of the gamma radiation transmitted through a straight duct were investigated. An empirical formula describing this behaviour was obtained. Die Untersuchung der y -Dosisverteilung in verschieden konfigurierten Schirmmaterialien rnit DurchfiihrungenI n h a l tsiibersicht. I n der vorliegenden Arbeit wird die radide Verteilung der totalen y-Dosis gemessen, wie sie BUS der Wechselwirkung von Reaktorneutronen und y-Strahlung innerhalb eines Betonschirms entsteht. Der Beton ist mit verschieden groDen und langen Durchfiihrungen versehen. Die erhaltimen Resultate zeigen einen relativen Intensitatspik 10 cm vor Uurchfiihrungsende. Eine empirische Pormel wird aufgestellt, die diese Verhaltnisse relativ gut (um den Faktor 1.27) wiedergibt. Dariiber hinaus wurde die Gamma-Strahlung entlang gerader, gefiillter Durchfiihrungen unterschiedlicher Abmesaungen gemessen. tfbereinstimmung mit berechneten Werten konnte erzielt werden. So'wohl die gestreuten als auch die ungestreuten Komponenten der Gamma-Strahlung in einer geraden Durchfiihrung wurden untersucht und eine beschriebenc, empirische Formel dafur angegeben.