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 3.188
NA - Nord America 1.693
AS - Asia 627
SA - Sud America 230
AF - Africa 11
Continente sconosciuto - Info sul continente non disponibili 9
OC - Oceania 2
Totale 5.760
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Nazione #
RU - Federazione Russa 2.230
US - Stati Uniti d'America 1.532
GB - Regno Unito 269
BR - Brasile 216
SG - Singapore 210
IT - Italia 189
SE - Svezia 177
CN - Cina 170
CA - Canada 151
DE - Germania 137
HK - Hong Kong 98
FR - Francia 59
JP - Giappone 56
FI - Finlandia 51
VN - Vietnam 26
BE - Belgio 24
IN - India 12
NL - Olanda 12
TR - Turchia 10
EU - Europa 9
BD - Bangladesh 8
ES - Italia 8
MX - Messico 7
CZ - Repubblica Ceca 6
ID - Indonesia 6
PK - Pakistan 6
MA - Marocco 5
UA - Ucraina 5
AR - Argentina 4
CH - Svizzera 4
KZ - Kazakistan 4
LT - Lituania 4
UZ - Uzbekistan 4
DZ - Algeria 3
EC - Ecuador 3
HU - Ungheria 3
IQ - Iraq 3
TW - Taiwan 3
CO - Colombia 2
DO - Repubblica Dominicana 2
LV - Lettonia 2
MY - Malesia 2
PL - Polonia 2
PY - Paraguay 2
AE - Emirati Arabi Uniti 1
AL - Albania 1
AT - Austria 1
AU - Australia 1
BA - Bosnia-Erzegovina 1
BH - Bahrain 1
CL - Cile 1
CR - Costa Rica 1
GE - Georgia 1
IE - Irlanda 1
IR - Iran 1
IS - Islanda 1
KE - Kenya 1
KW - Kuwait 1
LB - Libano 1
LU - Lussemburgo 1
NP - Nepal 1
NZ - Nuova Zelanda 1
OM - Oman 1
TH - Thailandia 1
TN - Tunisia 1
UY - Uruguay 1
VE - Venezuela 1
ZA - Sudafrica 1
Totale 5.760
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Città #
Moscow 564
Chandler 503
Santa Clara 147
Toronto 147
San Mateo 144
Southend 143
Boardman 102
Hong Kong 94
Singapore 78
Ashburn 76
Rome 50
Berlin 48
New York 43
Beijing 40
Helsinki 30
Marseille 28
Falkenstein 26
Dong Ket 25
Brussels 24
Munich 24
Washington 24
Las Vegas 21
São Paulo 21
Turku 21
Ann Arbor 19
The Dalles 19
Bologna 18
Mountain View 14
Miami 13
Redwood City 13
Frankfurt am Main 10
Los Angeles 10
Milan 10
Wuhan 9
Brooklyn 8
Paris 8
Trenton 8
Rio de Janeiro 7
Amsterdam 6
Belo Horizonte 6
Naples 6
Brasília 5
Rockville 5
Shanghai 5
Tokyo 5
Gatchina 4
Jakarta 4
Lahore 4
North Bergen 4
Palermo 4
Sorocaba 4
Stendal 4
Tashkent 4
West Jordan 4
Aiello del Sabato 3
Atlanta 3
Borås 3
Boston 3
Budapest 3
Campo Grande 3
Carapicuíba 3
Carrara 3
Chicago 3
Coacalco 3
Council Bluffs 3
Dongguan 3
Indaiatuba 3
Joinville 3
Juiz de Fora 3
Modena 3
Nuremberg 3
Porto Alegre 3
Potenza 3
Turin 3
Andratx 2
Ankara 2
Araxá 2
Atibaia 2
Bexley 2
Boydton 2
Brno 2
Buenos Aires 2
Cagliari 2
Caratinga 2
Casablanca 2
Casoria 2
Colombo 2
Contagem 2
Cuiabá 2
Curitiba 2
Cyberjaya 2
Duque de Caxias 2
Florence 2
Genoa 2
Goiânia 2
Guarulhos 2
Guayaquil 2
Hackney 2
Istanbul 2
Konya 2
Totale 2.775
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Nome #
Calcoli e validazioni relativi ai codici di calcolo specifici per l’analisi degli incidenti gravi 171
NUCLEARE DA FISSIONE: STATO E PROSPETTIVE 159
Analysis of a Station Black-Out transient in SMR by using the TRACE and RELAP5 code 140
ASTEC validation on TMI-2 and LOFT LP-FP-2 139
Basic Criteria on Design Requirements for Reactors of Next Generation: an Outline of Two Italian Documents 137
International Standard Problem ISP37: VANAM M3. A Multicompartment Aerosol Depletion Test with Hygroscopic Aerosol Material. ENEA Contribution (Input and Preliminary Results) 136
Validating of Severe Accident Codes Against Phebus FP for Plant Applications (PHEBEN2) 135
Attività di validazione di codici di calcolo per lo studio degli incidenti severi in impianti nucleari 134
Joint Safety Research Indeve (JSRI2) 132
Benchmark di validazione dell’esperimento PHEBUS FPT3 con i codici MELCOR 2.1 e ASTEC V2.2 131
Analyses of the TRACE V5 capability for the simulation of natural circulation and primary/containment coupling in BDBA condition typical of the MASLWR 131
Comparison between Raloc Calculations and PHEBUS FPTO Experimental Data Relating to REP502 130
ELSY PROJECT: SPECIFICATION OF THE CONTAINMENT SYSTEM 130
An Assessment of Analytical Models for the Simulation of Condensation Heat and Mass Transfer 129
AHMED: an International Exercise to Prepare the OECD ISP n. 37 on VANAM M3 127
Benchmarking Release, Circuit and Containment Codes against PHEBUS FP 127
ISP-40 Results on SR11 Storm Test 127
RADCAL: a New Physically Based Module for the Prediction of Radioactive Chain Behaviour 126
A State of the Art of Heat and Mass Transfer Condensation Models and Experiments Suitable for Validation Purposes 125
Attività di JPA1 in SARNET-2 /Periodo 1/04/09-31/03/10 125
Informazioni sulla sicurezza delle centrali nucleari frontaliere distanti meno di 200 km dal territorio nazionale 125
Evaluation of LWR Containment Heat and Mass Transfer Models and Scaling to Integral Experiments 124
Validation of severe accident codes against Phebus FP for plant applications: Status of the PHEBEN2 project 124
Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool 122
Benchmarking Release, Circuit and Containment Codes against PHEBUS FP 119
ASTEC AND MELCOR RESULTS COMPARED WITH AVAILABLE DATA FROM CSNI/ISP n. 46 (PHEBUS FPT1) 119
Models for the Simulation of Condensation Heat and Mass Transfer in the Presence of a Non-Condensable Gas 118
Diffusione dell’informazione sulle attività svolte in ambito B.3.1-LP1: “Sviluppo di Competenze Scientifiche nel Campo della Sicurezza Nucleare” 117
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 1 115
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 114
Hygroscopicity, A Balance of its Influence on Canpled Phenamena of Thermal Hydraulics and Source Term 110
Nuclear Education and Training, Cause for Concern 110
ASTEC V1 Reactor Applications: ´Accident Sequence H2 in a French PWR 900 MWeª -A MELCOR/ASTEC Comparison- 110
H2 SEQUENCE IN A FRENCH PWR 900 MWe: COMPARISON BETWEEN MELCOR AND ASTEC CODES 110
Sicurezza dei reattori evolutivi: confronto e considerazioni su EPR e AP1000 109
DESCRIZIONE PROGETTO STRAW (7° FP) E PRINCIPALI ATTORI COINVOLTI 108
Thematic network for a Phebus FPT1 international standard problem (THENPHEBISP) 103
ENEA Activities on Containment Behaviour 102
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 102
Thematic network for a Phebus FPT1 international standard problem (THENPHEBISP) 100
Thermal-Hydraulics and Physics near Phebus Condenser, a Comparison between Codes and against some Experimental Data from FPT0 Test 100
Valutazione deterministica di una sequenza incidentale che possa indurre condizioni di incidente severo e degli effetti derivanti da eventi esterni 95
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 94
Gruppo di Lavoro MILLE600: Repertorio dati per un reattore PWR come caso di esercizio per codici di analisi di sicurezza e di PSA 93
Separate and Global Effects to Check the Need of Coupling between Thermal-Hydraulics and Source Term on Containment of Existing and Next LWR's 91
Innovative Approaches on Source Term Reduction and Aspects of Severe Accident Management in the Containment 90
Recent National and International Developments in Understanding and Reducing LWR Source Term Uncertainties 88
Modeling of AP1000 and simulation of 10-inch cold leg small break LOCA using the CESAR thermal-hydraulic module of ASTEC 87
Analysis of unmitigated large break loss of coolant accidents using MELCOR code 77
Totale 5.767
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Categoria #
all - tutte 30.261
article - articoli 0
book - libri 0
conference - conferenze 0
curatela - curatele 0
other - altro 0
patent - brevetti 0
selected - selezionate 0
volume - volumi 0
Totale 30.261
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Totale Lug Ago Sett Ott Nov Dic Gen Feb Mar Apr Mag Giu
2019/20203 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 3
2020/2021347 0 0 1 7 96 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
2024/20253.447 11 129 35 60 181 26 152 151 144 144 1.077 1.337
Totale 5.767