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.

ENEA-IRIS Open Archive utilizza la piattaforma IRIS (Institutional Research Information System) sviluppata da CINECA.

ROCCHI, FEDERICO
 Distribuzione geografica
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Continente #
NA - Nord America 2.819
EU - Europa 2.220
AS - Asia 853
SA - Sud America 240
AF - Africa 24
Continente sconosciuto - Info sul continente non disponibili 15
OC - Oceania 1
Totale 6.172
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Nazione #
US - Stati Uniti d'America 2.570
IT - Italia 695
GB - Regno Unito 417
SE - Svezia 374
SG - Singapore 274
CN - Cina 248
CA - Canada 244
BR - Brasile 219
DE - Germania 206
RU - Federazione Russa 206
HK - Hong Kong 156
FR - Francia 90
VN - Vietnam 67
BE - Belgio 62
AT - Austria 59
IN - India 43
FI - Finlandia 36
NL - Olanda 28
EU - Europa 15
UA - Ucraina 12
TR - Turchia 8
AR - Argentina 7
IQ - Iraq 7
UZ - Uzbekistan 7
ZA - Sudafrica 7
CH - Svizzera 6
DK - Danimarca 5
DZ - Algeria 5
PL - Polonia 5
BD - Bangladesh 4
EC - Ecuador 4
GH - Ghana 4
JP - Giappone 4
MY - Malesia 4
AE - Emirati Arabi Uniti 3
AL - Albania 3
AZ - Azerbaigian 3
BO - Bolivia 3
CZ - Repubblica Ceca 3
IE - Irlanda 3
JO - Giordania 3
KR - Corea 3
MX - Messico 3
VE - Venezuela 3
AM - Armenia 2
IR - Iran 2
KG - Kirghizistan 2
LT - Lituania 2
MA - Marocco 2
MD - Moldavia 2
OM - Oman 2
PK - Pakistan 2
RO - Romania 2
SN - Senegal 2
AU - Australia 1
BN - Brunei Darussalam 1
BY - Bielorussia 1
CO - Colombia 1
CR - Costa Rica 1
EE - Estonia 1
EG - Egitto 1
ET - Etiopia 1
GE - Georgia 1
ID - Indonesia 1
JM - Giamaica 1
KE - Kenya 1
KH - Cambogia 1
KZ - Kazakistan 1
LK - Sri Lanka 1
NP - Nepal 1
PE - Perù 1
PH - Filippine 1
PT - Portogallo 1
PY - Paraguay 1
SA - Arabia Saudita 1
SK - Slovacchia (Repubblica Slovacca) 1
TN - Tunisia 1
UY - Uruguay 1
Totale 6.172
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Città #
Chandler 871
Toronto 236
Southend 233
Santa Clara 228
San Mateo 226
Boardman 180
Hong Kong 150
Ashburn 143
New York 102
Singapore 88
Trenton 80
Berlin 76
Dong Ket 67
Rome 66
Beijing 60
Falkenstein 60
Brussels 54
Bologna 46
Miami 42
Ann Arbor 36
Milan 35
Vienna 35
Helsinki 33
Marseille 30
Washington 30
Las Vegas 28
Los Angeles 22
Nuremberg 20
Scigliano 20
The Dalles 17
Mazzano Romano 16
Naples 16
Shanghai 16
Redwood City 14
Mountain View 12
Palermo 12
Turin 12
São Paulo 11
Belo Horizonte 10
Rio de Janeiro 9
Rockville 9
Amsterdam 8
Dongguan 8
Frankfurt am Main 8
Liège 8
London 8
Paris 8
Mareno Di Piave 7
Tashkent 7
Genoa 6
Johannesburg 6
Munich 6
Newark 6
Perugia 6
Bangalore 5
Borås 5
Brasília 5
Cantù 5
Ferrara 5
Brighton 4
Campinas 4
Düsseldorf 4
Gif-sur-yvette 4
Latina 4
Pontedera 4
Shenzhen 4
Sumaré 4
Tema 4
Ajman 3
Amman 3
Baghdad 3
Blumenau 3
Cagliari 3
Campo Grande 3
Casalnuovo Di Napoli 3
Council Bluffs 3
Dublin 3
Formigine 3
Gueltat Sidi Saad 3
Hamilton 3
Hanover 3
La Paz 3
Lauterbourg 3
Meschede 3
Nardò 3
Origgio 3
Ottawa 3
Porto Alegre 3
Portsmouth 3
Rapallo 3
Recife 3
Rho 3
Rødovre Municipality 3
Santos 3
Spoltore 3
St Petersburg 3
Stevenage 3
Uberlândia 3
Viamão 3
Vignola 3
Totale 3.700
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Nome #
WPFC/AFCS Expert Group Benchmark on Dose Rate Calculations 155
D07 - Definition of the ETDR core and neutronic characterization - PART I 147
Procedure Operative per l’Utilizzo del Contaminametro Berthold LB124 per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 142
Analysis of the ZED-2 reactor for the benchmarking of newly measured Gadolinium capture cross-sections 133
Analisi delle temperature nei fondi dei generatori di vapore di reattori frontalieri PWR da 900 MWE in caso di LBLOCA in gamma calda 124
Calcoli e validazioni relativi ai codici di calcolo specifici per l’analisi degli incidenti gravi 110
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 110
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 108
Analisi statistica delle conseguenze sul territorio nazionale di un ipotetico incidente alla centrale nucleare slovena di Krško 105
Metodi per valutazioni di sostenibilità legati a resistenza alla proliferazione, ciclo del combustibile, interfaccia safety/security e scenari energetici 102
Nuova concettualizzazione del nocciolo di DEMO-LFR: progetto preliminare neutronico, termoidraulico e termomeccanico 102
Sensitivity uncertainty analysis and new neutron capture cross-sections for gadolinium odd-isotopes to support nuclear safety 101
Atmospheric dry deposition processes of particles on urban and suburban surfaces: Modelling and validation works 101
FAST-1: Evaluation of the Fukushima Accident Source Term through the fast running code RASCAL 4.2: Methods & Results 99
Cross section measurements of 155,157 Gd(n, γ) induced by thermal and epithermal neutrons 97
Calcoli di inventari di nocciolo: affinamento della metodologia ed applicazione ai reattori frontalieri 95
Acquisizione del Codice FLICA: Metodi di calcolo utilizzati nei codici francesi per l'analisi termoidraulica di nocciolo dei PWR 91
Calcoli per la determinazione della composizione isotopica del combustibile di un PWR da 900 MWe al variare del bruciamento 91
Realizzazione di un database esperto a supporto della gestione di una situazione di crisi – Fase 3 90
Caratteristiche di sicurezza intrinseca di elementi di combustibile 88
Caratterizzazione dell’Edificio Reattore RB3 - Risultati delle misure di contaminazione superficiale con contaminametro Berthold LB124 87
Methodological aspects for the evaluation of the radiological impact of severe nuclear accidents: codes, numerical examples and countermeasures 86
Raccolta di coefficienti e parametri integrali per il calcolo rapido di termini sorgente a partire da inventari di nocciolo PWR e BWR 86
Analisi cinetica con codici deterministici di impianti nucleari di tipo PWR: transitori di barre di controllo 85
Metodologia per la determinazione e la sistematizzazione di inventari di combustibile: messa a punto dei metodi ed applicazione ad alcune tipologie de LWR 85
Aspetti metodologici per la sicurezza delle sorgenti radioattive GALAXY SERPENT EXERCISE v3 83
Caratterizzazione dell’Edificio Reattore RB3 - Risultati delle misure di contaminazione superficiale con contaminametro Berthold LB165 81
Sicurezza intrinseca di elementi di combustibile irraggiati 81
Resistenza alla Proliferazione, Nuclear Security e Sostenibilità del Ciclo del Combustibile 81
Analysis and characterization of the X-ray beam produced by a PF device for radiotherapy applications 80
Implementation of a cross sections evaluation methodology for safety margin analysis: application to gadolinium odd isotopes 80
DEVCO I Training Module 3 : "Nuclear Reactor Safety l'' 79
Aspetti metodologici per la sicurezza delle sorgenti radioattive GALAXY SERPENT EXERCISE v2 79
A Neutron Cross Section Evaluation for Th-232 in the En &l 20 MeV Energy Range 79
Caratterizzazione edificio reattore RB3 - Risultati delle analisi radiometriche finalizzate all'accertamento dello stato di attivazione dello Schermo Biologico 78
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 78
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2017, linea progettuale relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 76
Valutazioni, con codici deterministici, dei fenomeni di tilt azimutale in reattori PWR e del loro impatto sui margini di sicurezza del nocciolo 76
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2016, Linea Progettuale 1, relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 75
null 75
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 74
Minutes of the FASTNET School 73
Summary of the activities carried out from 2012 to 2015 with the neutronics codes APOLLO2 and CRONOS2 73
Analisi neutronica per valutazioni di sicurezza del nocciolo di start-up di un PWR da 900 MWe 73
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO05 – Interno degli Schermi Fissi Superiori) 71
Sezioni d’urto a due gruppi del primo ciclo di funzionamento di un PWR da 1600 MWe finalizzate a calcoli di safety di nocciolo 71
Problemi di fisica del reattore ad acqua leggera e metodi di calcolo neutronico avanzati 69
Analisi neutronica con codici deterministici di impianti nucleari di tipo PWR per valutazioni di safety di nocciolo 69
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 68
Utilizzo di Apollo-Cronos per calcoli di criticità e di ciclo 66
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO06 "Interno degli schermi mobili superiori" - Fase di pre-caratterizzazione 65
Sviluppo di algoritmi per la sintesi integrale dei risultati 2D di trasporto atmosferico finalizzati al ranking dei siti frontalieri 65
Impact of a security event at a TRIGA reactor 64
Procedura di prelievo campioni di limatura di ferro da lamierini della controsoffittatura Sala Reattore 64
Procedura di prelievo campioni Gruppo Omogeneo GO06 (paraffina) per il rilascio 63
Prelievo campioni di polvere di calcestruzzo da carotaggi nello Schermo Biologico di RB3 62
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) 61
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) 60
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO08 “Supporto della tanca” – Fase di pre-caratterizzazione 60
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO06 – Interno degli Schermi Mobili Superiori) 58
Gamma dose rates from a spent UO2 fuel Assembly: Calculations vs measurements 57
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO01 “Tanca del reattore” – Fase di pre-caratterizzazione 57
Procedure Operative per l’Utilizzo del Contaminametro Berthold LB165 per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 57
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 57
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) 57
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO01 – Tanca del reattore) 56
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO11 – Giunto del coperchio della tanca) 56
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO02 – Serbatoi e componenti del circuito della D2O) 55
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 55
Organizzazione per la gestione delle attività di smantellamento del reattore RB3 54
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2018, linea progettuale relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 53
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO05 "Interno degli schermi fissi superiori" - Fase di pre-caratterizzazione 53
Elenco e schede documenti 52
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO11 "Giunto del coperchio della tanca" - Fase di pre-caratterizzazione 51
Risultati delle Misure di Contaminazione Superficiale per 3H per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 49
Procedura di prelievo campioni GO11 “Giunto del coperchio della tanca” per il rilascio 48
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 48
Piano di Rilascio per Materiale Esente – Ottavo ed Ultimo Rilascio 48
Scientific motivations for a reassessment of the neutron capture cross sections of erbium isotopes in the high-sensitivity thermal energy range for LWR systems 33
Erratum to: Cross section measurements of 155,157Gd(n, γ) induced by thermal and epithermal neutrons 33
Comparison between APOLLO2 and MCNP6 on depletion calculations for an Er-SHB PWR fuel assembly 32
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 17
Comparative analysis of the dispersion modeling and dose projection results performed under BARCO international project 15
Totale 6.223
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Categoria #
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Totale Lug Ago Sett Ott Nov Dic Gen Feb Mar Apr Mag Giu
2019/202011 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 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
2024/20251.776 16 229 63 61 308 43 214 258 268 212 104 0
Totale 6.223