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 3.565
NA - Nord America 3.430
AS - Asia 1.831
SA - Sud America 288
AF - Africa 61
Continente sconosciuto - Info sul continente non disponibili 9
OC - Oceania 4
Totale 9.188
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Nazione #
US - Stati Uniti d'America 3.242
RU - Federazione Russa 2.418
SG - Singapore 881
CN - Cina 501
GB - Regno Unito 288
BR - Brasile 257
IT - Italia 217
SE - Svezia 184
CA - Canada 164
DE - Germania 151
FR - Francia 118
HK - Hong Kong 111
VN - Vietnam 105
JP - Giappone 67
FI - Finlandia 52
KR - Corea 49
MA - Marocco 42
IN - India 26
PL - Polonia 25
BE - Belgio 24
NL - Olanda 21
BD - Bangladesh 19
ES - Italia 19
MX - Messico 16
TR - Turchia 14
EU - Europa 9
ID - Indonesia 9
LT - Lituania 9
PK - Pakistan 9
ZA - Sudafrica 8
AR - Argentina 7
UA - Ucraina 7
CZ - Repubblica Ceca 6
IQ - Iraq 6
CH - Svizzera 5
CO - Colombia 5
EC - Ecuador 5
CL - Cile 4
DO - Repubblica Dominicana 4
KZ - Kazakistan 4
PY - Paraguay 4
UZ - Uzbekistan 4
AE - Emirati Arabi Uniti 3
DZ - Algeria 3
HU - Ungheria 3
MY - Malesia 3
TH - Thailandia 3
TW - Taiwan 3
AT - Austria 2
AU - Australia 2
EG - Egitto 2
IE - Irlanda 2
KE - Kenya 2
LV - Lettonia 2
PH - Filippine 2
RO - Romania 2
RS - Serbia 2
SA - Arabia Saudita 2
TN - Tunisia 2
UY - Uruguay 2
VE - Venezuela 2
AL - Albania 1
BA - Bosnia-Erzegovina 1
BH - Bahrain 1
BO - Bolivia 1
BY - Bielorussia 1
CR - Costa Rica 1
DK - Danimarca 1
ET - Etiopia 1
GE - Georgia 1
HR - Croazia 1
IL - Israele 1
IR - Iran 1
IS - Islanda 1
JO - Giordania 1
KW - Kuwait 1
LB - Libano 1
LC - Santa Lucia 1
LU - Lussemburgo 1
NI - Nicaragua 1
NP - Nepal 1
NR - Nauru 1
NZ - Nuova Zelanda 1
OM - Oman 1
PA - Panama 1
PS - Palestinian Territory 1
PT - Portogallo 1
RW - Ruanda 1
SR - Suriname 1
Totale 9.188
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Città #
Dallas 804
Moscow 565
Chandler 503
Singapore 402
San Jose 353
Ashburn 263
Santa Clara 157
Toronto 149
Hefei 148
San Mateo 144
Southend 143
Hong Kong 106
Boardman 102
Beijing 98
The Dalles 70
New York 60
Rome 55
Berlin 49
Seoul 49
Lauterbourg 46
Los Angeles 43
Casablanca 39
Council Bluffs 39
Ho Chi Minh City 33
São Paulo 32
Helsinki 31
Marseille 29
Munich 29
Falkenstein 26
Orem 26
Dong Ket 25
Brussels 24
Warsaw 24
Washington 24
Las Vegas 21
Turku 21
Ann Arbor 19
Bologna 19
Brooklyn 15
Amsterdam 14
Columbus 14
Miami 14
Mountain View 14
Tokyo 14
Hanoi 13
Redwood City 13
Denver 12
Frankfurt am Main 12
Atlanta 11
Paris 11
Milan 10
Wuhan 10
Chicago 9
London 9
Johannesburg 8
Montreal 8
Trenton 8
Boston 7
Phoenix 7
Rio de Janeiro 7
Stockholm 7
Belo Horizonte 6
Hillsboro 6
Houston 6
Mexico City 6
Mumbai 6
Naples 6
Brasília 5
Chennai 5
Guangzhou 5
Jakarta 5
Nuremberg 5
Rockville 5
San Francisco 5
Shanghai 5
Ankara 4
Charlotte 4
Curitiba 4
Da Nang 4
Duque de Caxias 4
Gatchina 4
Lahore 4
North Bergen 4
Palermo 4
Porto Alegre 4
Santiago 4
Sorocaba 4
Stendal 4
Tashkent 4
West Jordan 4
Aiello del Sabato 3
Borås 3
Budapest 3
Campo Grande 3
Carapicuíba 3
Carrara 3
Coacalco 3
Dongguan 3
Franca 3
Guayaquil 3
Totale 5.183
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Nome #
Calcoli e validazioni relativi ai codici di calcolo specifici per l’analisi degli incidenti gravi 317
ASTEC validation on TMI-2 and LOFT LP-FP-2 245
Analysis of a Station Black-Out transient in SMR by using the TRACE and RELAP5 code 243
NUCLEARE DA FISSIONE: STATO E PROSPETTIVE 242
Analyses of the TRACE V5 capability for the simulation of natural circulation and primary/containment coupling in BDBA condition typical of the MASLWR 235
Benchmark di validazione dell’esperimento PHEBUS FPT3 con i codici MELCOR 2.1 e ASTEC V2.2 229
AHMED: an International Exercise to Prepare the OECD ISP n. 37 on VANAM M3 214
Basic Criteria on Design Requirements for Reactors of Next Generation: an Outline of Two Italian Documents 213
ELSY PROJECT: SPECIFICATION OF THE CONTAINMENT SYSTEM 211
Comparison between Raloc Calculations and PHEBUS FPTO Experimental Data Relating to REP502 210
A State of the Art of Heat and Mass Transfer Condensation Models and Experiments Suitable for Validation Purposes 207
Benchmarking Release, Circuit and Containment Codes against PHEBUS FP 205
Attività di validazione di codici di calcolo per lo studio degli incidenti severi in impianti nucleari 205
An Assessment of Analytical Models for the Simulation of Condensation Heat and Mass Transfer 202
International Standard Problem ISP37: VANAM M3. A Multicompartment Aerosol Depletion Test with Hygroscopic Aerosol Material. ENEA Contribution (Input and Preliminary Results) 201
Attività di JPA1 in SARNET-2 /Periodo 1/04/09-31/03/10 199
Informazioni sulla sicurezza delle centrali nucleari frontaliere distanti meno di 200 km dal territorio nazionale 199
Benchmarking Release, Circuit and Containment Codes against PHEBUS FP 198
Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool 195
Analysis of unmitigated large break loss of coolant accidents using MELCOR code 193
Models for the Simulation of Condensation Heat and Mass Transfer in the Presence of a Non-Condensable Gas 193
Validating of Severe Accident Codes Against Phebus FP for Plant Applications (PHEBEN2) 192
Diffusione dell’informazione sulle attività svolte in ambito B.3.1-LP1: “Sviluppo di Competenze Scientifiche nel Campo della Sicurezza Nucleare” 190
DESCRIZIONE PROGETTO STRAW (7° FP) E PRINCIPALI ATTORI COINVOLTI 189
Evaluation of LWR Containment Heat and Mass Transfer Models and Scaling to Integral Experiments 188
ASTEC AND MELCOR RESULTS COMPARED WITH AVAILABLE DATA FROM CSNI/ISP n. 46 (PHEBUS FPT1) 188
RADCAL: a New Physically Based Module for the Prediction of Radioactive Chain Behaviour 186
Joint Safety Research Indeve (JSRI2) 184
Validation of severe accident codes against Phebus FP for plant applications: Status of the PHEBEN2 project 183
ISP-40 Results on SR11 Storm Test 182
ASTEC V1 Reactor Applications: ´Accident Sequence H2 in a French PWR 900 MWeª -A MELCOR/ASTEC Comparison- 180
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 179
H2 SEQUENCE IN A FRENCH PWR 900 MWe: COMPARISON BETWEEN MELCOR AND ASTEC CODES 172
Sicurezza dei reattori evolutivi: confronto e considerazioni su EPR e AP1000 170
Thematic network for a Phebus FPT1 international standard problem (THENPHEBISP) 168
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 1 168
Thematic network for a Phebus FPT1 international standard problem (THENPHEBISP) 160
Thermal-Hydraulics and Physics near Phebus Condenser, a Comparison between Codes and against some Experimental Data from FPT0 Test 158
Nuclear Education and Training, Cause for Concern 158
Hygroscopicity, A Balance of its Influence on Canpled Phenamena of Thermal Hydraulics and Source Term 157
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 154
ENEA Activities on Containment Behaviour 149
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 149
Valutazione deterministica di una sequenza incidentale che possa indurre condizioni di incidente severo e degli effetti derivanti da eventi esterni 148
Gruppo di Lavoro MILLE600: Repertorio dati per un reattore PWR come caso di esercizio per codici di analisi di sicurezza e di PSA 147
Innovative Approaches on Source Term Reduction and Aspects of Severe Accident Management in the Containment 147
Modeling of AP1000 and simulation of 10-inch cold leg small break LOCA using the CESAR thermal-hydraulic module of ASTEC 136
Separate and Global Effects to Check the Need of Coupling between Thermal-Hydraulics and Source Term on Containment of Existing and Next LWR's 132
Recent National and International Developments in Understanding and Reducing LWR Source Term Uncertainties 125
Totale 9.195
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Categoria #
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Totale Lug Ago Sett Ott Nov Dic Gen Feb Mar Apr Mag Giu
2020/2021185 0 0 0 0 0 0 0 0 0 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
2025/20263.321 367 721 555 353 228 259 439 203 92 104 0 0
Totale 9.195