AbstractSimple empirical-analytical formulas for 14-MeV and fast (E > 0.1 MeV) neutron fluxes at the exit from a radiation shield with a straight-through diagnostic channel are proposed. The results are consistent with previous calculations with the two-dimensional DOT3 code. Attenuation lengths λ required to characterize the attenuation along the shield thickness were obtained for numerous shield types. These data could be used both for quick evaluation of shield effectiveness and for comparison of different shield types. This study is based on the numerous results of neutron transport calculations obtained in Russia for the last ten years (since 1982 to 1991) by the analysis of the radiation shields of experimental thermonuclear reactors, namely INTOR, ITER/OTR, ITER etc. The study is carried out in Japan by analysis and generalizing of the above-mentioned results.
放射線遮蔽体からの出口における14MeVおよび高速（E > 0.1 MeV）中性子フラックスに対する簡易的な経験的解析式を提案する。これらの結果は、二次元DOT3コードによる従来の計算結果と一致している。遮蔽体の厚さに沿った減衰を特徴づけるために必要な減衰長λは、多数の遮蔽体タイプについて取得された。これらのデータは、遮蔽体の有効性の迅速な評価と、異なる遮蔽体タイプの比較の両方に使用できる。本研究は、実験用熱核融合炉、すなわちINTOR、ITER/OTR、ITERなどの放射線遮蔽体の解析に関して、ロシアにおいて過去10年間（1982年から1991年まで）に得られた多数の中性子輸送計算結果に基づいている。本研究は、上記の結果の解析と一般化を通じて日本で実施された。