ENEA-IRIS Open Archive è l’archivio della produzione scientifica dell'ENEA, realizzato con l'obiettivo di raccogliere, catalogare e rendere facilmente accessibili in rete i risultati della ricerca. Gli autori dell’ENEA provvedono a depositare le proprie pubblicazioni (articoli su rivista, presentazioni a congressi, report, ecc.). In particolare, quelle finanziate dalla Commissione Europea nell’ambito del programma H2020 (che prevede il deposito obbligatorio in un Repository), una volta caricate, vengono automaticamente importate dal portale europeo OpenAIRE. È possibile inserire, o importare direttamente dalle banche dati previste, le informazioni descrittive del documento e anche allegare, ove consentito dalla normativa sul diritto d'autore, il testo completo della pubblicazione.

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ROCCHI, FEDERICO
 Distribuzione geografica
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Continente #
NA - Nord America 2.723
EU - Europa 1.865
AS - Asia 624
Continente sconosciuto - Info sul continente non disponibili 15
SA - Sud America 14
AF - Africa 10
OC - Oceania 1
Totale 5.252
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Nazione #
US - Stati Uniti d'America 2.478
IT - Italia 640
GB - Regno Unito 412
SE - Svezia 374
CA - Canada 244
CN - Cina 231
HK - Hong Kong 146
DE - Germania 119
SG - Singapore 119
FR - Francia 72
VN - Vietnam 67
RU - Federazione Russa 66
BE - Belgio 62
AT - Austria 43
IN - India 43
FI - Finlandia 34
NL - Olanda 18
EU - Europa 15
BR - Brasile 13
UA - Ucraina 7
CH - Svizzera 5
DK - Danimarca 5
DZ - Algeria 5
GH - Ghana 4
JP - Giappone 4
MY - Malesia 4
AE - Emirati Arabi Uniti 3
PL - Polonia 3
CZ - Repubblica Ceca 2
IR - Iran 2
LT - Lituania 2
TR - Turchia 2
AU - Australia 1
KR - Corea 1
KZ - Kazakistan 1
MA - Marocco 1
MD - Moldavia 1
MX - Messico 1
PE - Perù 1
SA - Arabia Saudita 1
Totale 5.252
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Città #
Chandler 871
Toronto 236
Southend 233
Santa Clara 228
San Mateo 226
Boardman 179
Hong Kong 144
Ashburn 142
New York 102
Trenton 80
Berlin 76
Singapore 71
Dong Ket 67
Beijing 60
Brussels 54
Rome 43
Miami 42
Bologna 41
Ann Arbor 36
Helsinki 33
Marseille 30
Washington 30
Las Vegas 28
Milan 28
Vienna 27
Scigliano 20
Mazzano Romano 16
Naples 16
Redwood City 14
Los Angeles 13
Mountain View 12
Palermo 12
Turin 12
Shanghai 11
Rockville 9
Dongguan 8
Liège 8
Paris 8
London 7
Mareno Di Piave 7
Nuremberg 7
Genoa 6
Perugia 6
Amsterdam 5
Bangalore 5
Borås 5
Cantù 5
Ferrara 5
Frankfurt am Main 5
Munich 5
Brighton 4
Gif-sur-yvette 4
Latina 4
Pontedera 4
Tema 4
Ajman 3
Cagliari 3
Casalnuovo Di Napoli 3
Formigine 3
Gueltat Sidi Saad 3
Hamilton 3
Hanover 3
Meschede 3
Nardò 3
Origgio 3
Ottawa 3
Rapallo 3
Rho 3
Rødovre Municipality 3
Spoltore 3
Stevenage 3
Vignola 3
Alano di Piave 2
Ampang 2
Angera 2
Bozzolo 2
Brno 2
Brooklyn 2
Canale Monterano 2
Castelliri 2
Chengdu 2
Chicago 2
Clifton 2
Clifton Park 2
Deiva Marina 2
Florence 2
Giugliano in Campania 2
Livermore 2
Matera 2
Melito di Napoli 2
Monza 2
Nibionno 2
Novara 2
Pompei 2
Redmond 2
San Donà di Piave 2
Sant'Omero 2
Selvazzano Dentro 2
Somma Lombardo 2
St Petersburg 2
Totale 3.461
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Nome #
WPFC/AFCS Expert Group Benchmark on Dose Rate Calculations 142
Procedure Operative per l’Utilizzo del Contaminametro Berthold LB124 per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 130
D07 - Definition of the ETDR core and neutronic characterization - PART I 127
Analysis of the ZED-2 reactor for the benchmarking of newly measured Gadolinium capture cross-sections 118
Analisi delle temperature nei fondi dei generatori di vapore di reattori frontalieri PWR da 900 MWE in caso di LBLOCA in gamma calda 111
Caratterizzazione Radiologica del Sito del Reattore da Ricerca RB3 al fine del rilascio incondizionato del Sito stesso ai sensi degli artt. 1 e 2 del DM MISE di Autorizzazione alla Disattivazione 97
Metodi per valutazioni di sostenibilità legati a resistenza alla proliferazione, ciclo del combustibile, interfaccia safety/security e scenari energetici 92
Implementation of a cross section evaluation methodology for safety margins analysis: techniques and experimental campaign for new evaluations of neutron capture cross sections of Gadolinium odd isotopes 92
Calcoli e validazioni relativi ai codici di calcolo specifici per l’analisi degli incidenti gravi 91
Nuova concettualizzazione del nocciolo di DEMO-LFR: progetto preliminare neutronico, termoidraulico e termomeccanico 90
Analisi statistica delle conseguenze sul territorio nazionale di un ipotetico incidente alla centrale nucleare slovena di Krško 90
Sensitivity uncertainty analysis and new neutron capture cross-sections for gadolinium odd-isotopes to support nuclear safety 87
Atmospheric dry deposition processes of particles on urban and suburban surfaces: Modelling and validation works 85
Calcoli di inventari di nocciolo: affinamento della metodologia ed applicazione ai reattori frontalieri 83
Realizzazione di un database esperto a supporto della gestione di una situazione di crisi – Fase 3 81
Cross section measurements of 155,157 Gd(n, γ) induced by thermal and epithermal neutrons 81
FAST-1: Evaluation of the Fukushima Accident Source Term through the fast running code RASCAL 4.2: Methods & Results 80
Calcoli per la determinazione della composizione isotopica del combustibile di un PWR da 900 MWe al variare del bruciamento 80
Methodological aspects for the evaluation of the radiological impact of severe nuclear accidents: codes, numerical examples and countermeasures 78
Caratterizzazione dell’Edificio Reattore RB3 - Risultati delle misure di contaminazione superficiale con contaminametro Berthold LB124 77
Caratterizzazione dell’Edificio Reattore RB3 - Risultati delle misure di contaminazione superficiale con contaminametro Berthold LB165 76
Caratteristiche di sicurezza intrinseca di elementi di combustibile 75
Acquisizione del Codice FLICA: Metodi di calcolo utilizzati nei codici francesi per l'analisi termoidraulica di nocciolo dei PWR 75
Metodologia per la determinazione e la sistematizzazione di inventari di combustibile: messa a punto dei metodi ed applicazione ad alcune tipologie de LWR 74
Analysis and characterization of the X-ray beam produced by a PF device for radiotherapy applications 73
Analisi cinetica con codici deterministici di impianti nucleari di tipo PWR: transitori di barre di controllo 73
Resistenza alla Proliferazione, Nuclear Security e Sostenibilità del Ciclo del Combustibile 71
Raccolta di coefficienti e parametri integrali per il calcolo rapido di termini sorgente a partire da inventari di nocciolo PWR e BWR 70
Implementation of a cross sections evaluation methodology for safety margin analysis: application to gadolinium odd isotopes 69
Coupling of ASTEC V2.1 and RASCAL 4.3 Codes to Evaluate the Source Term and the Radiological Consequences of a Loss-of-Cooling Accident at a Spent Fuel Pool 69
Caratterizzazione edificio reattore RB3 - Risultati delle analisi radiometriche finalizzate all'accertamento dello stato di attivazione dello Schermo Biologico 68
Calcoli di inventari di nocciolo per le centrali frontaliere a combustibile misto UOX-MOX e valutazione del termine sorgente in condizioni incidentali severe per alcune sequenze di particolare interesse 68
Aspetti metodologici per la sicurezza delle sorgenti radioattive GALAXY SERPENT EXERCISE v3 68
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2016, Linea Progettuale 1, relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 67
Aspetti metodologici per la sicurezza delle sorgenti radioattive GALAXY SERPENT EXERCISE v2 67
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2017, linea progettuale relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 66
DEVCO I Training Module 3 : "Nuclear Reactor Safety l'' 66
Valutazioni, con codici deterministici, dei fenomeni di tilt azimutale in reattori PWR e del loro impatto sui margini di sicurezza del nocciolo 66
Summary of the activities carried out from 2012 to 2015 with the neutronics codes APOLLO2 and CRONOS2 63
A Neutron Cross Section Evaluation for Th-232 in the En &l 20 MeV Energy Range 63
Minutes of the FASTNET School 62
Problemi di fisica del reattore ad acqua leggera e metodi di calcolo neutronico avanzati 62
Indagine sulla sicurezza delle centrali frontaliere distanti meno di 200 km dal territorio nazionale: analisi del problema nell’acciaio dei generatori di vapori riscontrato in alcuni impianti frontalieri 62
Sicurezza intrinseca di elementi di combustibile irraggiati 62
Analisi neutronica con codici deterministici di impianti nucleari di tipo PWR per valutazioni di safety di nocciolo 61
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO05 – Interno degli Schermi Fissi Superiori) 60
Sviluppo di algoritmi per la sintesi integrale dei risultati 2D di trasporto atmosferico finalizzati al ranking dei siti frontalieri 60
Analisi neutronica per valutazioni di sicurezza del nocciolo di start-up di un PWR da 900 MWe 59
Sezioni d’urto a due gruppi del primo ciclo di funzionamento di un PWR da 1600 MWe finalizzate a calcoli di safety di nocciolo 59
Early effects comparison of X rays delivered at high-dose-rate pulses by a plasma focus device and at low dose rate on human tumour cells 57
Procedura di prelievo campioni di limatura di ferro da lamierini della controsoffittatura Sala Reattore 57
Procedura di prelievo campioni Gruppo Omogeneo GO06 (paraffina) per il rilascio 57
Impact of a security event at a TRIGA reactor 54
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO03 – Coperchio rotante, Cassone di griglia e sistema di sostegno e movimentazione del combustibile) 54
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO06 "Interno degli schermi mobili superiori" - Fase di pre-caratterizzazione 54
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Secondo e Ultimo Rilascio Gruppo Omogeneo GO13 - Struttura portante interna allo schermo biologico e camminatoio) 52
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO06 – Interno degli Schermi Mobili Superiori) 52
Prelievo campioni di polvere di calcestruzzo da carotaggi nello Schermo Biologico di RB3 52
Utilizzo di Apollo-Cronos per calcoli di criticità e di ciclo 52
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO02 – Serbatoi e componenti del circuito della D2O) 50
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO03 "Coperchio rotante, Cassone di griglia e sistema di sostegno e movimentazione del combustibile" - Fase di pre-caratterizzazione 50
Piano di caratterizzazione radiologica dell'edificio ai sensi delle Prescrizioni per la Disattivazione emanate con il D.M. 29.11.2010 di Autorizzazione alla Disattivazione dell'Impianto Nucleare di ricerca Reattore RB3 50
Organizzazione per la gestione delle attività di smantellamento del reattore RB3 48
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO08 “Supporto della tanca” – Fase di pre-caratterizzazione 48
Procedure Operative per l’Utilizzo del Contaminametro Berthold LB165 per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 48
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2018, linea progettuale relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 48
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO11 – Giunto del coperchio della tanca) 46
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO05 "Interno degli schermi fissi superiori" - Fase di pre-caratterizzazione 46
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO01 “Tanca del reattore” – Fase di pre-caratterizzazione 45
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO01 – Tanca del reattore) 45
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO11 "Giunto del coperchio della tanca" - Fase di pre-caratterizzazione 45
Elenco e schede documenti 44
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO13 “Struttura portante interna allo schermo biologico e camminatoio” – Fase di pre-caratterizzazione 42
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Primo Rilascio Gruppo Omogeneo GO13 - Struttura portante interna allo schermo biologico e camminatoio) 42
Piano di Rilascio per Materiale Esente – Ottavo ed Ultimo Rilascio 42
Gamma dose rates from a spent UO2 fuel Assembly: Calculations vs measurements 40
Procedura di prelievo campioni GO11 “Giunto del coperchio della tanca” per il rilascio 40
Risultati delle Misure di Contaminazione Superficiale per 3H per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 40
Scientific motivations for a reassessment of the neutron capture cross sections of erbium isotopes in the high-sensitivity thermal energy range for LWR systems 25
Comparison between APOLLO2 and MCNP6 on depletion calculations for an Er-SHB PWR fuel assembly 23
Totale 5.294
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Categoria #
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Totale Lug Ago Sett Ott Nov Dic Gen Feb Mar Apr Mag Giu
2019/202056 0 0 0 0 0 0 25 9 5 6 4 7
2020/2021716 36 15 16 4 159 8 7 66 64 21 236 84
2021/2022966 24 246 15 75 131 14 30 180 63 26 73 89
2022/20231.680 114 330 118 237 62 258 16 166 257 43 37 42
2023/2024998 78 36 115 30 89 193 28 102 121 37 56 113
2024/2025847 16 229 63 61 308 43 127 0 0 0 0 0
Totale 5.294