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 2.472
EU - Europa 1.771
AS - Asia 376
Continente sconosciuto - Info sul continente non disponibili 15
AF - Africa 9
SA - Sud America 8
OC - Oceania 1
Totale 4.652
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Nazione #
US - Stati Uniti d'America 2.237
IT - Italia 582
GB - Regno Unito 404
SE - Svezia 374
CA - Canada 234
CN - Cina 192
DE - Germania 114
FR - Francia 72
VN - Vietnam 67
RU - Federazione Russa 66
BE - Belgio 60
IN - India 43
AT - Austria 42
HK - Hong Kong 32
SG - Singapore 29
FI - Finlandia 27
EU - Europa 15
BR - Brasile 7
NL - Olanda 7
UA - Ucraina 7
CH - Svizzera 5
DK - Danimarca 5
DZ - Algeria 5
GH - Ghana 4
MY - Malesia 4
AE - Emirati Arabi Uniti 3
PL - Polonia 3
CZ - Repubblica Ceca 2
AU - Australia 1
IR - Iran 1
JP - Giappone 1
KR - Corea 1
KZ - Kazakistan 1
MD - Moldavia 1
MX - Messico 1
PE - Perù 1
SA - Arabia Saudita 1
TR - Turchia 1
Totale 4.652
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Città #
Chandler 871
Southend 233
Toronto 229
San Mateo 226
Boardman 179
Ashburn 138
New York 102
Trenton 80
Berlin 76
Dong Ket 67
Beijing 54
Brussels 53
Miami 42
Bologna 41
Rome 40
Ann Arbor 36
Hong Kong 30
Marseille 30
Washington 30
Las Vegas 28
Milan 27
Vienna 27
Helsinki 26
Mazzano Romano 16
Redwood City 14
Los Angeles 13
Naples 13
Mountain View 12
Palermo 12
Singapore 12
Rockville 9
Shanghai 9
Turin 9
Dongguan 8
Paris 8
Liège 7
Mareno Di Piave 7
Genoa 6
Perugia 6
Bangalore 5
Borås 5
Cantù 5
Ferrara 5
Brighton 4
Frankfurt am Main 4
Gif-sur-yvette 4
Latina 4
Munich 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
Rapallo 3
Rho 3
Rødovre Municipality 3
Santa Clara 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
Chicago 2
Clifton 2
Clifton Park 2
Deiva Marina 2
Florence 2
Giugliano in Campania 2
Livermore 2
London 2
Matera 2
Melito di Napoli 2
Monza 2
Novara 2
Pompei 2
Redmond 2
San Donà di Piave 2
Sant'Omero 2
Selvazzano Dentro 2
Somma Lombardo 2
St Petersburg 2
Warsaw 2
Aix-en-Provence 1
Alba 1
Albinea 1
Almaty 1
Austin 1
Totale 2.986
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Nome #
WPFC/AFCS Expert Group Benchmark on Dose Rate Calculations 134
Procedure Operative per l’Utilizzo del Contaminametro Berthold LB124 per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 127
D07 - Definition of the ETDR core and neutronic characterization - PART I 115
Analisi delle temperature nei fondi dei generatori di vapore di reattori frontalieri PWR da 900 MWE in caso di LBLOCA in gamma calda 105
Analysis of the ZED-2 reactor for the benchmarking of newly measured Gadolinium capture cross-sections 96
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 89
Metodi per valutazioni di sostenibilità legati a resistenza alla proliferazione, ciclo del combustibile, interfaccia safety/security e scenari energetici 85
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 84
Sensitivity uncertainty analysis and new neutron capture cross-sections for gadolinium odd-isotopes to support nuclear safety 82
Calcoli e validazioni relativi ai codici di calcolo specifici per l’analisi degli incidenti gravi 80
Atmospheric dry deposition processes of particles on urban and suburban surfaces: Modelling and validation works 80
Nuova concettualizzazione del nocciolo di DEMO-LFR: progetto preliminare neutronico, termoidraulico e termomeccanico 79
Analisi statistica delle conseguenze sul territorio nazionale di un ipotetico incidente alla centrale nucleare slovena di Krško 78
Realizzazione di un database esperto a supporto della gestione di una situazione di crisi – Fase 3 75
Calcoli per la determinazione della composizione isotopica del combustibile di un PWR da 900 MWe al variare del bruciamento 72
Calcoli di inventari di nocciolo: affinamento della metodologia ed applicazione ai reattori frontalieri 72
Cross section measurements of 155,157 Gd(n, γ) induced by thermal and epithermal neutrons 72
Caratterizzazione dell’Edificio Reattore RB3 - Risultati delle misure di contaminazione superficiale con contaminametro Berthold LB165 69
Caratteristiche di sicurezza intrinseca di elementi di combustibile 69
FAST-1: Evaluation of the Fukushima Accident Source Term through the fast running code RASCAL 4.2: Methods & Results 69
Caratterizzazione dell’Edificio Reattore RB3 - Risultati delle misure di contaminazione superficiale con contaminametro Berthold LB124 68
Methodological aspects for the evaluation of the radiological impact of severe nuclear accidents: codes, numerical examples and countermeasures 67
Acquisizione del Codice FLICA: Metodi di calcolo utilizzati nei codici francesi per l'analisi termoidraulica di nocciolo dei PWR 66
Analisi cinetica con codici deterministici di impianti nucleari di tipo PWR: transitori di barre di controllo 65
Raccolta di coefficienti e parametri integrali per il calcolo rapido di termini sorgente a partire da inventari di nocciolo PWR e BWR 65
Resistenza alla Proliferazione, Nuclear Security e Sostenibilità del Ciclo del Combustibile 65
Metodologia per la determinazione e la sistematizzazione di inventari di combustibile: messa a punto dei metodi ed applicazione ad alcune tipologie de LWR 64
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2016, Linea Progettuale 1, relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 62
Analysis and characterization of the X-ray beam produced by a PF device for radiotherapy applications 61
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2017, linea progettuale relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 61
Aspetti metodologici per la sicurezza delle sorgenti radioattive GALAXY SERPENT EXERCISE v3 61
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 61
Caratterizzazione edificio reattore RB3 - Risultati delle analisi radiometriche finalizzate all'accertamento dello stato di attivazione dello Schermo Biologico 60
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 60
Aspetti metodologici per la sicurezza delle sorgenti radioattive GALAXY SERPENT EXERCISE v2 60
Implementation of a cross sections evaluation methodology for safety margin analysis: application to gadolinium odd isotopes 59
Valutazioni, con codici deterministici, dei fenomeni di tilt azimutale in reattori PWR e del loro impatto sui margini di sicurezza del nocciolo 58
Sviluppo di algoritmi per la sintesi integrale dei risultati 2D di trasporto atmosferico finalizzati al ranking dei siti frontalieri 57
DEVCO I Training Module 3 : "Nuclear Reactor Safety l'' 57
Minutes of the FASTNET School 56
A Neutron Cross Section Evaluation for Th-232 in the En &l 20 MeV Energy Range 56
Summary of the activities carried out from 2012 to 2015 with the neutronics codes APOLLO2 and CRONOS2 55
Analisi neutronica con codici deterministici di impianti nucleari di tipo PWR per valutazioni di safety di nocciolo 55
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO05 – Interno degli Schermi Fissi Superiori) 54
Problemi di fisica del reattore ad acqua leggera e metodi di calcolo neutronico avanzati 54
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 54
Sicurezza intrinseca di elementi di combustibile irraggiati 54
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 51
Procedura di prelievo campioni Gruppo Omogeneo GO06 (paraffina) per il rilascio 51
Analisi neutronica per valutazioni di sicurezza del nocciolo di start-up di un PWR da 900 MWe 51
Procedura di prelievo campioni di limatura di ferro da lamierini della controsoffittatura Sala Reattore 50
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO06 "Interno degli schermi mobili superiori" - Fase di pre-caratterizzazione 49
Impact of a security event at a TRIGA reactor 48
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) 48
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO06 – Interno degli Schermi Mobili Superiori) 47
Sezioni d’urto a due gruppi del primo ciclo di funzionamento di un PWR da 1600 MWe finalizzate a calcoli di safety di nocciolo 47
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) 46
Prelievo campioni di polvere di calcestruzzo da carotaggi nello Schermo Biologico di RB3 46
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 44
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 44
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO02 – Serbatoi e componenti del circuito della D2O) 43
Utilizzo di Apollo-Cronos per calcoli di criticità e di ciclo 43
Organizzazione per la gestione delle attività di smantellamento del reattore RB3 42
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO08 “Supporto della tanca” – Fase di pre-caratterizzazione 42
Procedure Operative per l’Utilizzo del Contaminametro Berthold LB165 per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 41
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2018, linea progettuale relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 41
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO01 “Tanca del reattore” – Fase di pre-caratterizzazione 40
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO11 "Giunto del coperchio della tanca" - Fase di pre-caratterizzazione 40
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO11 – Giunto del coperchio della tanca) 40
Elenco e schede documenti 38
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO01 – Tanca del reattore) 38
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO05 "Interno degli schermi fissi superiori" - Fase di pre-caratterizzazione 38
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 36
Piano di Rilascio per Materiale Esente – Ottavo ed Ultimo Rilascio 36
Procedura di prelievo campioni GO11 “Giunto del coperchio della tanca” per il rilascio 34
Risultati delle Misure di Contaminazione Superficiale per 3H per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 34
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) 34
Gamma dose rates from a spent UO2 fuel Assembly: Calculations vs measurements 33
Comparison between APOLLO2 and MCNP6 on depletion calculations for an Er-SHB PWR fuel assembly 17
Scientific motivations for a reassessment of the neutron capture cross sections of erbium isotopes in the high-sensitivity thermal energy range for LWR systems 15
Totale 4.694
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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
2023/2024998 78 36 115 30 89 193 28 102 121 37 56 113
2024/2025247 16 229 2 0 0 0 0 0 0 0 0 0
Totale 4.694