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 2.312
EU - Europa 1.665
AS - Asia 275
Continente sconosciuto - Info sul continente non disponibili 15
AF - Africa 9
SA - Sud America 8
OC - Oceania 1
Totale 4.285
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Nazione #
US - Stati Uniti d'America 2.077
IT - Italia 548
GB - Regno Unito 404
SE - Svezia 374
CA - Canada 234
DE - Germania 110
CN - Cina 109
FR - Francia 68
VN - Vietnam 67
BE - Belgio 60
IN - India 43
AT - Austria 42
HK - Hong Kong 32
FI - Finlandia 26
EU - Europa 15
SG - Singapore 12
BR - Brasile 7
NL - Olanda 7
UA - Ucraina 7
CH - Svizzera 5
DK - Danimarca 5
DZ - Algeria 5
GH - Ghana 4
MY - Malesia 4
RU - Federazione Russa 4
AE - Emirati Arabi Uniti 3
PL - Polonia 3
AU - Australia 1
CZ - Repubblica Ceca 1
IR - Iran 1
JP - Giappone 1
KR - Corea 1
KZ - Kazakistan 1
MD - Moldavia 1
MX - Messico 1
PE - Perù 1
TR - Turchia 1
Totale 4.285
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Città #
Chandler 871
Southend 233
Toronto 229
San Mateo 226
Ashburn 133
New York 86
Trenton 80
Berlin 76
Boardman 76
Dong Ket 67
Beijing 54
Brussels 53
Bologna 41
Rome 37
Ann Arbor 36
Hong Kong 30
Marseille 30
Washington 30
Las Vegas 28
Vienna 27
Helsinki 25
Milan 25
Miami 18
Mazzano Romano 16
Redwood City 14
Los Angeles 13
Mountain View 12
Palermo 12
Naples 9
Rockville 9
Dongguan 8
Paris 8
Shanghai 8
Liège 7
Mareno Di Piave 7
Genoa 6
Perugia 6
Bangalore 5
Borås 5
Ferrara 5
Brighton 4
Frankfurt am Main 4
Gif-sur-yvette 4
Latina 4
Nuremberg 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
Rho 3
Rødovre Municipality 3
Spoltore 3
Stevenage 3
Turin 3
Vignola 3
Alano di Piave 2
Ampang 2
Angera 2
Bozzolo 2
Brooklyn 2
Canale Monterano 2
Castelliri 2
Chicago 2
Clifton Park 2
Deiva Marina 2
Florence 2
Livermore 2
London 2
Matera 2
Monza 2
Novara 2
Pompei 2
Redmond 2
San Donà di Piave 2
Sant'Omero 2
Selvazzano Dentro 2
Singapore 2
Somma Lombardo 2
St Petersburg 2
Warsaw 2
Aix-en-Provence 1
Alba 1
Albinea 1
Almaty 1
Austin 1
Bagnacavallo 1
Bareggio 1
Barletta 1
Bintulu 1
Brno 1
Buccinasco 1
C.R.O.-Ospedale 1
Cambridge 1
Totale 2.796
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Nome #
WPFC/AFCS Expert Group Benchmark on Dose Rate Calculations 129
Procedure Operative per l’Utilizzo del Contaminametro Berthold LB124 per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 117
D07 - Definition of the ETDR core and neutronic characterization - PART I 103
Analisi delle temperature nei fondi dei generatori di vapore di reattori frontalieri PWR da 900 MWE in caso di LBLOCA in gamma calda 99
Analysis of the ZED-2 reactor for the benchmarking of newly measured Gadolinium capture cross-sections 90
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 86
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 79
Metodi per valutazioni di sostenibilità legati a resistenza alla proliferazione, ciclo del combustibile, interfaccia safety/security e scenari energetici 78
Sensitivity uncertainty analysis and new neutron capture cross-sections for gadolinium odd-isotopes to support nuclear safety 77
Calcoli e validazioni relativi ai codici di calcolo specifici per l’analisi degli incidenti gravi 74
Nuova concettualizzazione del nocciolo di DEMO-LFR: progetto preliminare neutronico, termoidraulico e termomeccanico 74
Analisi statistica delle conseguenze sul territorio nazionale di un ipotetico incidente alla centrale nucleare slovena di Krško 74
Atmospheric dry deposition processes of particles on urban and suburban surfaces: Modelling and validation works 74
Realizzazione di un database esperto a supporto della gestione di una situazione di crisi – Fase 3 70
Calcoli per la determinazione della composizione isotopica del combustibile di un PWR da 900 MWe al variare del bruciamento 67
Cross section measurements of 155,157 Gd(n, γ) induced by thermal and epithermal neutrons 67
Caratterizzazione dell’Edificio Reattore RB3 - Risultati delle misure di contaminazione superficiale con contaminametro Berthold LB165 66
FAST-1: Evaluation of the Fukushima Accident Source Term through the fast running code RASCAL 4.2: Methods & Results 66
Calcoli di inventari di nocciolo: affinamento della metodologia ed applicazione ai reattori frontalieri 65
Caratteristiche di sicurezza intrinseca di elementi di combustibile 64
Caratterizzazione dell’Edificio Reattore RB3 - Risultati delle misure di contaminazione superficiale con contaminametro Berthold LB124 63
Methodological aspects for the evaluation of the radiological impact of severe nuclear accidents: codes, numerical examples and countermeasures 63
Resistenza alla Proliferazione, Nuclear Security e Sostenibilità del Ciclo del Combustibile 62
Raccolta di coefficienti e parametri integrali per il calcolo rapido di termini sorgente a partire da inventari di nocciolo PWR e BWR 59
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2016, Linea Progettuale 1, relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 58
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2017, linea progettuale relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 58
Metodologia per la determinazione e la sistematizzazione di inventari di combustibile: messa a punto dei metodi ed applicazione ad alcune tipologie de LWR 58
Analysis and characterization of the X-ray beam produced by a PF device for radiotherapy applications 57
Acquisizione del Codice FLICA: Metodi di calcolo utilizzati nei codici francesi per l'analisi termoidraulica di nocciolo dei PWR 57
Aspetti metodologici per la sicurezza delle sorgenti radioattive GALAXY SERPENT EXERCISE v3 57
Aspetti metodologici per la sicurezza delle sorgenti radioattive GALAXY SERPENT EXERCISE v2 56
Caratterizzazione edificio reattore RB3 - Risultati delle analisi radiometriche finalizzate all'accertamento dello stato di attivazione dello Schermo Biologico 55
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 55
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 55
Valutazioni, con codici deterministici, dei fenomeni di tilt azimutale in reattori PWR e del loro impatto sui margini di sicurezza del nocciolo 54
Implementation of a cross sections evaluation methodology for safety margin analysis: application to gadolinium odd isotopes 54
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO05 – Interno degli Schermi Fissi Superiori) 52
Summary of the activities carried out from 2012 to 2015 with the neutronics codes APOLLO2 and CRONOS2 52
Sviluppo di algoritmi per la sintesi integrale dei risultati 2D di trasporto atmosferico finalizzati al ranking dei siti frontalieri 52
Analisi cinetica con codici deterministici di impianti nucleari di tipo PWR: transitori di barre di controllo 52
Minutes of the FASTNET School 51
Problemi di fisica del reattore ad acqua leggera e metodi di calcolo neutronico avanzati 51
DEVCO I Training Module 3 : "Nuclear Reactor Safety l'' 51
Analisi neutronica con codici deterministici di impianti nucleari di tipo PWR per valutazioni di safety di nocciolo 51
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 50
Sicurezza intrinseca di elementi di combustibile irraggiati 50
A Neutron Cross Section Evaluation for Th-232 in the En &l 20 MeV Energy Range 50
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 49
Procedura di prelievo campioni di limatura di ferro da lamierini della controsoffittatura Sala Reattore 46
Analisi neutronica per valutazioni di sicurezza del nocciolo di start-up di un PWR da 900 MWe 46
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO06 "Interno degli schermi mobili superiori" - Fase di pre-caratterizzazione 45
Impact of a security event at a TRIGA reactor 44
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO06 – Interno degli Schermi Mobili Superiori) 44
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) 44
Sezioni d’urto a due gruppi del primo ciclo di funzionamento di un PWR da 1600 MWe finalizzate a calcoli di safety di nocciolo 44
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) 43
Prelievo campioni di polvere di calcestruzzo da carotaggi nello Schermo Biologico di RB3 43
Procedura di prelievo campioni Gruppo Omogeneo GO06 (paraffina) per il rilascio 42
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 41
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 41
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO02 – Serbatoi e componenti del circuito della D2O) 40
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO08 “Supporto della tanca” – Fase di pre-caratterizzazione 39
Utilizzo di Apollo-Cronos per calcoli di criticità e di ciclo 39
Organizzazione per la gestione delle attività di smantellamento del reattore RB3 38
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2018, linea progettuale relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 38
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO11 "Giunto del coperchio della tanca" - Fase di pre-caratterizzazione 37
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO01 “Tanca del reattore” – Fase di pre-caratterizzazione 36
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO11 – Giunto del coperchio della tanca) 36
Procedure Operative per l’Utilizzo del Contaminametro Berthold LB165 per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 36
Elenco e schede documenti 35
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO05 "Interno degli schermi fissi superiori" - Fase di pre-caratterizzazione 35
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 34
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO01 – Tanca del reattore) 33
Piano di Rilascio per Materiale Esente – Ottavo ed Ultimo Rilascio 33
Risultati delle Misure di Contaminazione Superficiale per 3H per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 32
Procedura di prelievo campioni GO11 “Giunto del coperchio della tanca” per il rilascio 31
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) 29
Gamma dose rates from a spent UO2 fuel Assembly: Calculations vs measurements 25
Comparison between APOLLO2 and MCNP6 on depletion calculations for an Er-SHB PWR fuel assembly 13
Scientific motivations for a reassessment of the neutron capture cross sections of erbium isotopes in the high-sensitivity thermal energy range for LWR systems 12
Totale 4.325
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Categoria #
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Totale Lug Ago Sett Ott Nov Dic Gen Feb Mar Apr Mag Giu
2019/202087 0 0 0 0 5 26 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
2023/2024876 78 36 115 30 89 193 28 102 121 37 47 0
Totale 4.325