IAEA-NDS ENDF Download System, v-2008-07-22 0 0 0 0 2.003000+3 2.990100+0 -1 0 0 1 225 1451 1 0.000000+0 0.000000+0 0 0 0 6 225 1451 2 1.000000+0 0.000000+0 0 0 10 6 225 1451 3 0.000000+0 0.000000+0 0 0 10 2 225 1451 4 2-He- 3 LANL EVAL-JUL87 HALE 225 1451 5 PRIV. COMMUNICATION DIST-OCT87 871028 225 1451 6 ----ENDF/B-VI MATERIAL 225 225 1451 7 -----INCIDENT NEUTRON DATA 225 1451 8 ------ENDF-6 FORMAT 225 1451 9 ****************************************************************** 225 1451 10 THE STANDARDS SUBCOMMITTEE OF CSEWG 225 1451 11 RECOMMENDS THE HE-3 (N,P) CROSS SECTION AS A STANDARD 225 1451 12 FROM THERMAL ENERGIES UP TO 50 KEV. 225 1451 13 ****************************************************************** 225 1451 14 1 451 16 1 225 1451 15 3 103 11 1 225 1451 16 0.000000+0 0.000000+0 0 0 0 0 225 1 0 17 0.000000+0 0.000000+0 0 0 0 0 225 0 0 18 2.003000+3 2.990100+0 0 0 0 0 225 3103 19 7.644900+5 7.644900+5 0 0 1 24 225 3103 20 24 5 225 3103 21 1.000000-5 2.674500+5 2.530000-2 5.316000+3 1.000000-1 2.673300+3 225 3103 22 1.000000+0 8.445300+2 1.000000+1 2.662200+2 1.000000+2 8.335700+1 225 3103 23 2.000000+2 5.859000+1 4.000000+2 4.108100+1 6.000000+2 3.332600+1 225 3103 24 8.000000+2 2.870500+1 1.000000+3 2.555200+1 2.000000+3 1.773300+1 225 3103 25 4.000000+3 1.221600+1 6.000000+3 9.777900+0 8.000000+3 8.328800+0 225 3103 26 1.000000+4 7.342600+0 1.500000+4 5.816300+0 2.000000+4 4.912800+0 225 3103 27 2.500000+4 4.300600+0 3.000000+4 3.852000+0 3.500000+4 3.505800+0 225 3103 28 4.000000+4 3.228800+0 4.500000+4 3.001200+0 5.000000+4 2.810000+0 225 3103 29 0.000000+0 0.000000+0 0 0 0 0 225 3 0 30 0.000000+0 0.000000+0 0 0 0 0 225 0 0 31 0.000000+0 0.000000+0 0 0 0 0 0 0 0 32 0.000000+0 0.000000+0 0 0 0 0 -1 0 0 0