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.

DE ROSA, FELICE
 Distribuzione geografica
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Continente #
EU - Europa 3.432
NA - Nord America 2.816
AS - Asia 1.578
SA - Sud America 263
AF - Africa 56
Continente sconosciuto - Info sul continente non disponibili 9
OC - Oceania 3
Totale 8.157
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Nazione #
US - Stati Uniti d'America 2.642
RU - Federazione Russa 2.405
SG - Singapore 758
CN - Cina 461
GB - Regno Unito 280
BR - Brasile 245
IT - Italia 200
SE - Svezia 181
CA - Canada 157
DE - Germania 143
HK - Hong Kong 107
JP - Giappone 62
FR - Francia 61
FI - Finlandia 51
KR - Corea 49
VN - Vietnam 47
MA - Marocco 42
BE - Belgio 24
PL - Polonia 19
IN - India 17
ES - Italia 16
NL - Olanda 16
BD - Bangladesh 15
TR - Turchia 13
MX - Messico 12
EU - Europa 9
ID - Indonesia 8
LT - Lituania 8
PK - Pakistan 7
ZA - Sudafrica 7
CZ - Repubblica Ceca 6
IQ - Iraq 6
AR - Argentina 5
UA - Ucraina 5
CH - Svizzera 4
DO - Repubblica Dominicana 4
EC - Ecuador 4
KZ - Kazakistan 4
UZ - Uzbekistan 4
AE - Emirati Arabi Uniti 3
DZ - Algeria 3
HU - Ungheria 3
TW - Taiwan 3
AT - Austria 2
CO - Colombia 2
LV - Lettonia 2
MY - Malesia 2
PY - Paraguay 2
TH - Thailandia 2
VE - Venezuela 2
AL - Albania 1
AU - Australia 1
BA - Bosnia-Erzegovina 1
BH - Bahrain 1
CL - Cile 1
CR - Costa Rica 1
EG - Egitto 1
GE - Georgia 1
IE - Irlanda 1
IL - Israele 1
IR - Iran 1
IS - Islanda 1
KE - Kenya 1
KW - Kuwait 1
LB - Libano 1
LU - Lussemburgo 1
NP - Nepal 1
NR - Nauru 1
NZ - Nuova Zelanda 1
OM - Oman 1
PH - Filippine 1
PS - Palestinian Territory 1
RS - Serbia 1
RW - Ruanda 1
SR - Suriname 1
TN - Tunisia 1
UY - Uruguay 1
Totale 8.157
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Città #
Dallas 801
Moscow 564
Chandler 503
Singapore 367
Santa Clara 155
Ashburn 153
Hefei 148
Toronto 147
San Mateo 144
Southend 143
Hong Kong 103
Boardman 102
Beijing 97
New York 53
Rome 53
Seoul 49
Berlin 48
Casablanca 39
The Dalles 37
Council Bluffs 35
Los Angeles 34
Helsinki 30
Munich 29
Marseille 28
São Paulo 28
Falkenstein 26
Dong Ket 25
Brussels 24
Washington 24
Las Vegas 21
Turku 21
Ann Arbor 19
Bologna 18
Warsaw 18
Columbus 14
Miami 14
Mountain View 14
Brooklyn 13
Redwood City 13
Tokyo 11
Amsterdam 10
Frankfurt am Main 10
Milan 10
Wuhan 10
Denver 9
Paris 9
Atlanta 8
Chicago 8
Ho Chi Minh City 8
Orem 8
Trenton 8
Johannesburg 7
Rio de Janeiro 7
Belo Horizonte 6
Boston 6
Hanoi 6
Houston 6
London 6
Montreal 6
Naples 6
Brasília 5
Jakarta 5
Phoenix 5
Rockville 5
San Francisco 5
Shanghai 5
Ankara 4
Curitiba 4
Gatchina 4
Guangzhou 4
Lahore 4
Mexico City 4
North Bergen 4
Nuremberg 4
Palermo 4
Porto Alegre 4
Sorocaba 4
Stendal 4
Stockholm 4
Tashkent 4
West Jordan 4
Aiello del Sabato 3
Borås 3
Budapest 3
Campo Grande 3
Carapicuíba 3
Carrara 3
Charlotte 3
Coacalco 3
Dongguan 3
Duque de Caxias 3
Guayaquil 3
Hangzhou 3
Indaiatuba 3
Joinville 3
Juiz de Fora 3
Modena 3
Mumbai 3
Potenza 3
Santo André 3
Totale 4.466
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Nome #
Calcoli e validazioni relativi ai codici di calcolo specifici per l’analisi degli incidenti gravi 289
ASTEC validation on TMI-2 and LOFT LP-FP-2 227
NUCLEARE DA FISSIONE: STATO E PROSPETTIVE 221
Analysis of a Station Black-Out transient in SMR by using the TRACE and RELAP5 code 212
Analyses of the TRACE V5 capability for the simulation of natural circulation and primary/containment coupling in BDBA condition typical of the MASLWR 212
Benchmark di validazione dell’esperimento PHEBUS FPT3 con i codici MELCOR 2.1 e ASTEC V2.2 204
Basic Criteria on Design Requirements for Reactors of Next Generation: an Outline of Two Italian Documents 194
AHMED: an International Exercise to Prepare the OECD ISP n. 37 on VANAM M3 190
A State of the Art of Heat and Mass Transfer Condensation Models and Experiments Suitable for Validation Purposes 188
ELSY PROJECT: SPECIFICATION OF THE CONTAINMENT SYSTEM 188
Attività di validazione di codici di calcolo per lo studio degli incidenti severi in impianti nucleari 187
Benchmarking Release, Circuit and Containment Codes against PHEBUS FP 186
Comparison between Raloc Calculations and PHEBUS FPTO Experimental Data Relating to REP502 185
An Assessment of Analytical Models for the Simulation of Condensation Heat and Mass Transfer 182
Attività di JPA1 in SARNET-2 /Periodo 1/04/09-31/03/10 180
International Standard Problem ISP37: VANAM M3. A Multicompartment Aerosol Depletion Test with Hygroscopic Aerosol Material. ENEA Contribution (Input and Preliminary Results) 179
Informazioni sulla sicurezza delle centrali nucleari frontaliere distanti meno di 200 km dal territorio nazionale 178
ASTEC AND MELCOR RESULTS COMPARED WITH AVAILABLE DATA FROM CSNI/ISP n. 46 (PHEBUS FPT1) 175
Evaluation of LWR Containment Heat and Mass Transfer Models and Scaling to Integral Experiments 172
Benchmarking Release, Circuit and Containment Codes against PHEBUS FP 172
Diffusione dell’informazione sulle attività svolte in ambito B.3.1-LP1: “Sviluppo di Competenze Scientifiche nel Campo della Sicurezza Nucleare” 170
Validating of Severe Accident Codes Against Phebus FP for Plant Applications (PHEBEN2) 169
Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool 168
Models for the Simulation of Condensation Heat and Mass Transfer in the Presence of a Non-Condensable Gas 168
Joint Safety Research Indeve (JSRI2) 166
RADCAL: a New Physically Based Module for the Prediction of Radioactive Chain Behaviour 163
ASTEC V1 Reactor Applications: ´Accident Sequence H2 in a French PWR 900 MWeª -A MELCOR/ASTEC Comparison- 163
DESCRIZIONE PROGETTO STRAW (7° FP) E PRINCIPALI ATTORI COINVOLTI 163
Validation of severe accident codes against Phebus FP for plant applications: Status of the PHEBEN2 project 162
Analysis of unmitigated large break loss of coolant accidents using MELCOR code 158
ISP-40 Results on SR11 Storm Test 158
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nella prima annualità del PT 2015-2017 nella linea progettuale 1, relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 156
Thematic network for a Phebus FPT1 international standard problem (THENPHEBISP) 149
RADCAL-III mod.N: Calculation of radioactive concentrations in air and at ground level of urban areas located at mesoscale distance (subclass α) from a nuclear plant hit by severe accident - phase 1 148
H2 SEQUENCE IN A FRENCH PWR 900 MWe: COMPARISON BETWEEN MELCOR AND ASTEC CODES 146
Sicurezza dei reattori evolutivi: confronto e considerazioni su EPR e AP1000 145
Thematic network for a Phebus FPT1 international standard problem (THENPHEBISP) 142
Nuclear Education and Training, Cause for Concern 140
Hygroscopicity, A Balance of its Influence on Canpled Phenamena of Thermal Hydraulics and Source Term 138
Thermal-Hydraulics and Physics near Phebus Condenser, a Comparison between Codes and against some Experimental Data from FPT0 Test 137
Stato di Avanzamento delle Attività Programmate in LP1: “Sviluppo Competenze Scientifiche nel Campo della Sicurezza Nucleare”, Progetto B.3.1, Prima annualità del PT2015-2017 135
ENEA Activities on Containment Behaviour 134
Valutazione deterministica di una sequenza incidentale che possa indurre condizioni di incidente severo e degli effetti derivanti da eventi esterni 132
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel triennio del PT 2012-2014 nella linea progettuale 1, relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare 130
Innovative Approaches on Source Term Reduction and Aspects of Severe Accident Management in the Containment 130
Gruppo di Lavoro MILLE600: Repertorio dati per un reattore PWR come caso di esercizio per codici di analisi di sicurezza e di PSA 128
Modeling of AP1000 and simulation of 10-inch cold leg small break LOCA using the CESAR thermal-hydraulic module of ASTEC 118
Separate and Global Effects to Check the Need of Coupling between Thermal-Hydraulics and Source Term on Containment of Existing and Next LWR's 117
Recent National and International Developments in Understanding and Reducing LWR Source Term Uncertainties 110
Totale 8.164
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Categoria #
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conference - conferenze 0
curatela - curatele 0
other - altro 0
patent - brevetti 0
selected - selezionate 0
volume - volumi 0
Totale 35.677
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Totale Lug Ago Sett Ott Nov Dic Gen Feb Mar Apr Mag Giu
2020/2021243 0 0 0 0 0 0 4 44 10 9 146 30
2021/2022497 7 148 6 23 70 6 17 123 11 4 37 45
2022/2023897 71 184 56 129 33 153 3 87 131 19 22 9
2023/2024541 35 26 67 18 55 84 18 68 29 31 43 67
2024/20253.554 11 129 35 60 181 26 152 151 144 144 1.077 1.444
2025/20262.290 367 721 555 353 228 66 0 0 0 0 0 0
Totale 8.164