We describe the new ENDF/B-VIII.0 evaluated nuclear reaction data library. ENDF/B-VIII.0 fully incorporates the new IAEA standards, includes improved thermal neutron scattering data and uses new evaluated data from the CIELO project for neutron reactions on 1H, 16O, 56Fe, 235U, 238U and 239Pu described in companion papers in the present issue of Nuclear Data Sheets. The evaluations benefit from recent experimental data obtained in the U.S. and Europe, and improvements in theory and simulation. Notable advances include updated evaluated data for light nuclei, structural materials, actinides, fission energy release, prompt fission neutron and γ-ray spectra, thermal neutron scattering data, and charged-particle reactions. Integral validation testing is shown for a wide range of criticality, reaction rate, and neutron transmission benchmarks. In general, integral validation performance of the library is improved relative to the previous ENDF/B-VII.1 library.

Abstract The joint evaluated fission and fusion nuclear data library 3.3 is described. New evaluations for neutron-induced interactions with the major actinides $$^{235}\hbox {U}$$ 235U , $$^{238}\hbox {U}$$ 238U and $$^{239}\hbox {Pu}$$ 239Pu , on $$^{241}\hbox {Am}$$ 241Am and $$^{23}\hbox {Na}$$ 23Na , $$^{59}\hbox {Ni}$$ 59Ni , Cr, Cu, Zr, Cd, Hf, W, Au, Pb and Bi are presented. It includes new fission yields, prompt fission neutron spectra and average number of neutrons per fission. In addition, new data for radioactive decay, thermal neutron scattering, gamma-ray emission, neutron activation, delayed neutrons and displacement damage are presented. JEFF-3.3 was complemented by files from the TENDL project. The libraries for photon, proton, deuteron, triton, helion and alpha-particle induced reactions are from TENDL-2017. The demands for uncertainty quantification in modeling led to many new covariance data for the evaluations. A comparison between results from model calculations using the JEFF-3.3 library and those from benchmark experiments for criticality, delayed neutron yields, shielding and decay heat, reveals that JEFF-3.3 performes very well for a wide range of nuclear technology applications, in particular nuclear energy.

The neutron time-of-flight facility n_TOF features a white neutron source produced by spallation through 20GeV/c protons impinging on a lead target. The facility, aiming primarily at the measurement of neutron-induced reaction cross sections, was operating at CERN between 2001 and 2004, and then underwent a major upgrade in 2008. This paper presents in detail all the characteristics of the new neutron beam in the currently available configurations, which correspond to two different collimation systems and two choices of neutron moderator. The characteristics discussed include the intensity and energy dependence of the neutron flux, the spatial profile of the beam, the in-beam background components and the energy resolution/broadening. The discussion of these features is based on dedicated measurements and Monte Carlo simulations, and includes estimations of the systematic uncertainties of the mentioned quantities.

With the need for improving existing nuclear data evaluations, (e.g., ENDF/B-VIII.0 and JEFF-3.3 releases) the first step was to evaluate the standards for use in such a library. This new standards evaluation made use of improved experimental data and some developments in the methodology of analysis and evaluation. In addition to the work on the traditional standards, this work produced the extension of some energy ranges and includes new reactions that are called reference cross sections. Since the effort extends beyond the traditional standards, it is called the neutron data standards evaluation. This international effort has produced new evaluations of the following cross section standards: the H(n,n), 6Li(n,t), 10B(n,α), 10B(n,α1γ), natC(n,n), Au(n,γ), 235U(n,f) and 238U(n,f). Also in the evaluation process the 238U(n,γ) and 239Pu(n,f) cross sections that are not standards were evaluated. Evaluations were also obtained for data that are not traditional standards: the Maxwellian spectrum averaged cross section for the Au(n,γ) cross section at 30 keV; reference cross sections for prompt γ-ray production in fast neutron-induced reactions; reference cross sections for very high energy fission cross sections; the 252Cf spontaneous fission neutron spectrum and the 235U prompt fission neutron spectrum induced by thermal incident neutrons; and the thermal neutron constants. The data and covariance matrices of the uncertainties were obtained directly from the evaluation procedure.

CIELO (Collaborative International Evaluated Library Organization) provides a new working paradigm to facilitate evaluated nuclear reaction data advances. It brings together experts from across the international nuclear reaction data community to identify and document discrepancies among existing evaluated data libraries, measured data, and model calculation interpretations, and aims to make progress in reconciling these discrepancies to create more accurate ENDF-formatted files. The focus will initially be on a small number of the highest-priority isotopes, namely 1H, 16O, 56Fe, 235,238U, and 239Pu. This paper identifies discrepancies between various evaluations of the highest priority isotopes, and was commissioned by the OECD's Nuclear Energy Agency WPEC (Working Party on International Nuclear Data Evaluation Co-operation) during a meeting held in May 2012. The evaluated data for these materials in the existing nuclear data libraries — ENDF/B-VII.1, JEFF-3.1, JENDL-4.0, CENDL-3.1, ROSFOND, IRDFF 1.0 — are reviewed, discrepancies are identified, and some integral properties are given. The paper summarizes a program of nuclear science and computational work needed to create the new CIELO nuclear data evaluations.

The CIELO collaboration has studied neutron cross sections on nuclides that significantly impact criticality in nuclear technologies - 235,238U, 239Pu, 56Fe, 16O and 1H - with the aim of improving the accuracy of the data and resolving previous discrepancies in our understanding. This multi-laboratory pilot project, coordinated via the OECD/NEA Working Party on Evaluation Cooperation (WPEC) Subgroup 40 with support also from the IAEA, has motivated experimental and theoretical work and led to suites of new evaluated libraries that accurately reflect measured data and also perform

Self-shielding effects of micrometric particles randomly distributed in nuclear materials were the subject of extensive studies. These effects are known as a double-heterogeneity problem due to “microscopic” heterogeneities, involving the decrease of the neutron flux inside the particles, and “macroscopic” heterogeneities, affecting the neutron flux distribution over the entire volume containing those particles. The present study aims to take advantage of the capabilities of the GELINA facility (JRC-Geel, Belgium) in terms of non-destructive analysis of materials to validate experimentally any models developed to solve the double heterogeneity problem. In order to complement past experiments carried out at the GELINA facility, new transmission experiments were carried out on long cylindrical samples containing microspheres of Gd 2 O 3 with diameters of 195 and 380 μm dispersed in UO 2 pellets. The analysis of the experimental transmission spectra with the resonance shape analysis code REFIT and Monte-Carlo neutron transport code TRIPOLI-4 ® demonstrates that the particle self-shielding model proposed by Doub can reproduce the huge attenuation of the neutron absorption in the Gd resonances by reducing significantly the computational cost of Monte-Carlo simulations.