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.

MONTI, STEFANO
 Distribuzione geografica
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Continente #
NA - Nord America 2.917
EU - Europa 1.739
AS - Asia 587
SA - Sud America 40
Continente sconosciuto - Info sul continente non disponibili 28
AF - Africa 8
OC - Oceania 3
Totale 5.322
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Nazione #
US - Stati Uniti d'America 2.636
IT - Italia 522
GB - Regno Unito 483
SE - Svezia 324
CA - Canada 281
CN - Cina 256
SG - Singapore 157
DE - Germania 115
RU - Federazione Russa 81
VN - Vietnam 70
FR - Francia 63
FI - Finlandia 54
HK - Hong Kong 38
BE - Belgio 37
BR - Brasile 37
EU - Europa 28
IN - India 25
NL - Olanda 13
JP - Giappone 11
IR - Iran 9
UA - Ucraina 8
CH - Svizzera 7
ES - Italia 5
IE - Irlanda 5
RO - Romania 5
AT - Austria 4
ID - Indonesia 4
PK - Pakistan 4
AU - Australia 3
BD - Bangladesh 3
AR - Argentina 2
AZ - Azerbaigian 2
EG - Egitto 2
HR - Croazia 2
HU - Ungheria 2
LT - Lituania 2
ML - Mali 2
PL - Polonia 2
SI - Slovenia 2
TR - Turchia 2
TW - Taiwan 2
ZA - Sudafrica 2
CZ - Repubblica Ceca 1
DZ - Algeria 1
IQ - Iraq 1
KG - Kirghizistan 1
LU - Lussemburgo 1
MA - Marocco 1
NP - Nepal 1
PE - Perù 1
PH - Filippine 1
PT - Portogallo 1
Totale 5.322
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Città #
Chandler 954
Southend 275
San Mateo 273
Toronto 269
Santa Clara 267
Boardman 194
Ashburn 113
Berlin 95
Trenton 95
Rome 89
Singapore 87
Dong Ket 70
New York 60
Las Vegas 53
Washington 51
Helsinki 50
Beijing 46
Brussels 37
Ann Arbor 33
Marseille 32
Miami 32
Hong Kong 28
Milan 26
Turin 23
Guangzhou 20
Mountain View 20
Mazzano Romano 18
Redwood City 16
Bologna 12
Los Angeles 9
Hamilton 7
Ornago 7
Rockville 7
Castel Gandolfo 6
Osilo 6
Palermo 6
Borås 5
Einsiedeln 5
Genoa 5
Moscow 5
Trieste 5
Bra 4
Canale Monterano 4
Chicago 4
Empoli 4
Ferrara 4
Phoenix 4
Redmond 4
Tokyo 4
Tsurumaki 4
Vienna 4
Cedar Knolls 3
Chengdu 3
Favara 3
Frankfurt am Main 3
Gif-sur-Yvette 3
Gualtieri 3
Harbin 3
Lecce 3
Paris 3
Portici 3
San Francisco 3
Alezio 2
Altamura 2
Baku 2
Bamako 2
Bangalore 2
Brenham 2
Brescia 2
Brindisi 2
Brugherio 2
Bucharest 2
Cagliari 2
Central 2
Chivasso 2
Como 2
Costa Volpino 2
Dublin 2
Florence 2
Giza 2
Grugliasco 2
Gujrat 2
Horia 2
Ig 2
Jakarta 2
Johannesburg 2
La Llosa 2
Ladispoli 2
Legnaro 2
Livorno 2
Lleida 2
Mazzano 2
Muggia 2
Nagoya 2
Napoli 2
Ovada 2
Padova 2
Reggio Emilia 2
Rho 2
Rosignano Marittimo 2
Totale 3.560
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Nome #
DECOMMISSIONING E GESTIONE RIFIUTI RADIOATTIVI LA SITUAZIONE INTERNAZIONALE E IN ITALIA 143
The SPES-3 Experimental Facility Design for the IRIS Reactor Integral Reactor Simulation 134
Raccolta delle relazioni di partecipazione ai comitati e gruppi internazionali sul nucIeare da fissione 131
Comunicazione e Informazione in tema di energia nucleare 106
SIET Experimental Facilities and Testing on LWR Passive Safety Systems 87
Experimental Characterization of the Emergency Heat Removal System of IRIS reactor, 82
Trade - Triga Accelerator Driven Experiment: State of the Project, Collaboration and Perspectives 81
A THREE-DIMENSIONAL CFD PROGRAM FOR THE SIMULATION OF THE THERMO-HYDRAULIC BEHAVIOUR OF AN OPEN CORE LIQUID METAL REACTOR 76
Analisi e valutazione delle necessità formative per la ripresa dell'opzione nucleare in Italia, in relazione alle necessità del mondo industriale e ad esperienze in altri paesi ed organismi internazionali 75
Analisi delle Linee Guida IAEA ed NRC per la Revisione dei Rapporti di Sicurezza 73
Neutronic and thermo-mechanic calculations for the design of the TRADE spallation target 71
Accordo di Programma ENEA-MSE PIANO ANNUALE Dl REALIZZAZIONE Tema di Ricerca 5.25.8.: Nuovo Nucleare da Fissione 71
Design of the SPES-3 Experimental Facility for the IRIS Reactor Integral Reactor Simulation 70
Contributo ENEA al: 600 MWth MARS Nuclear Power Plant, Design Progress Report 1997 70
Study of an intrinsically safe infrastructure for training and research on nuclear technologies 69
Analisi critica di concetti di reattori evolutivi PWR di piccola taglia ed identificazione di aree di potenziale miglioramento 68
SPES-3 Experimental Facility Design for IRIS Reactor Integral Testing 67
Shielding Calculations for a 250 MeV Hospital-Based Proton Accelerator 66
TRADE Final Feasibility Report 65
HE-FUS 3 EXPERIMENTAL CAMPAIGN FOR THE ASSESSMENT OF THERMAL-HYDRAULIC CODES: EXPERIMENT DATA REPORT 65
Simulation activity in support of LIFUS 5 new test section's design and test conditions setup 65
An Accelerator-Based Neutron Source for Bnct of Skin Melanoma 64
Design of the proton beam line for the TRADE experiment 63
An Accelerator Bases Thermal-Neutron Source for BNCT 62
Status and Trend of Core Design Activities for Heavy Cooled Accelerator Driven System 62
An intrinsically safe facility for forefront research and training on nuclear technologies 61
Contributo al: International Fusion Materials Irradiation Facility CDA Final Report (IFMIF CDA Team) 61
Contributo al: The TERA Project and the Centre for Oncological Hadrontherapy 61
RELAP 5 pre-test analysis on the HELENA facility for operational transients 61
Characterisation of an Accelerator-Based Neutron Source for BNCT of Explanted Livers 60
Application of the HGPT Methodology to Reactor Operation Problems with a Nodal Mixed Method 59
IFMIF International Fusion Materials Irradiation Facility Conceptual Design Activity, Final Report 59
Accordo di Programma ENEA-MSE - Verbale II riunione-PAR 2007 - Bologna 5 febbraio 2010 59
Preliminary Neutronic Analyses of the Triga-ADS Demonstration Facility 58
Esperimento TRADE: sistema di accoppiamento fra acceleratore di protone e reattore TRIGA 57
A Feasibility Study for BNCT of Skin Melanoma with an Accelerator - Based Neutron Source 57
Contributo al: Comparison of MACCS Users Calculations for the International Comparison Exercise on Probabilistic Accident Consequence Assessment Codes 57
Modelli flussi nella fase di realizzazione di una centrale nucleare 57
Linee Guida alla valutazione del Rischio da Installazioni Nucleari 57
LE RICERCHE CONDOTTE DALL'ENEA FRA IL 1976-1991 SUL CONFINAMENTO GEOLOGICO DELLE SCORIE RADIOATTIVE A LUNGA VITA E AD ALTA ATTIVITA' 57
ATTIVITA' RELATIVE ALLA CARATTERIZZAZIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI DA CONFERIRE AL SITO DI SMALTIMENTO E DI DEPOSITO 57
DEPOSITO NAZIONALE PER LO SMALTIMENTO DI RIFIUTI RADIOATTIVI: LINEE GUIDA PER LA DEFINIZIONE DI UN PIANO DI AZIONI PER INFORMARE, COINVOLGERE E OTTENERE IL CONSENSO DEL PUBBLICO 57
Neutronic analyses of the trade demonstration facility 57
Characterization of an Accelerator-Based Source for BNCT 56
Pagine Web e aggiornamento studi internazionali nel campo della comunicazione in tema di gestione dei rifiuti radioattivi 56
RAPPORTO Dl PROGETTO DELLA REALIZZAZIONE GIRANTE POMPA E TEST IN PIOMBO 56
Accordo di programma ENEA-MSE - Verbale I^ riunione-PAR 2007 - Bologna 20 ottobre 2009 55
Evaluation of the spallation target design characteristics for the TRADE experiment 55
Contributo al: Overview Report of Probabilistic Accident Consequence Assessment Codes 54
STUDI DI SCENARIO ED ESTENSIONE DEL MODELLO ECONOMICO-FINANZIARIO PER LA REALIZZAZIONE DI UN PARCO-REATTORI NUCLEARI IN ITALIA NELL'ORIZZONTE 2020-2030 54
The trade experiment: Shielding calculations for the building hosting the subcritical system 53
Web pages and present studies related to the information on nuclear wastes management 52
Theoretical Analysis on Target and Source Choice Using Monte Carlo Simulations 51
Simulazioni neutroniche in geometria dettagliata per la nuova configurazione del reattore Tapiro e definizione di massima dei piani di irraggiamento della sezione di prova 50
Accordo di Programma ENEA-MSE - Piano annuale di realizzazione 2007 - Tema di Ricerca 5.2.5.8.: Nuovo Nucleare da Fissione 49
Implementation of Higher Order HGPT Methodology with a Nodal Mixed Dual Technique 48
NEA-WPFC/FCTS Benchmark for Fuel Cycle Scenarios Study with COSI6 48
FISSICU platform on CRESCO-ENEA grid for thermal-hydraulic nuclear engineering 48
LINEE GUIDA PER IL TRASPORTO DEI RIFIUTI RADIOATTIVI AL DEPOSITO NAZIONALE 48
The TRADE experiment and progress 48
REQUISITI MINIMI PER LA LOCALIZZAZIONE E LA PROGETTAZIONE Dl UN DEPOSITO Dl SMALTIMENTO PER RIFIUTI RADIOATTIVI DI SECONDA CATEGORIA 47
NEA-NDC Comparative Study of ADS and FR in Advanced Nuclear Fuel Cycles 46
CONVEZIONE NATURALE IN FLUIDI A BASSO NUMERO DI PRANDTL CON GENERAZIONE INTERNA DI POTENZA: RISULTATI COMPUTAZIONALI PER DIVERSE GEOMETRIE 46
NUCLEAR SECURITY: UN APPROCCIO PER IL DEPOSITO NAZIONALE PER LO SMALTIMENTO Dl RIFIUTI RADIOATIVI 46
Dependence of Exotic Nuclides Production on Target and Beam Features 45
Simulation of the thermo-hydraulic behaviour of liquid metal reactors using a three-dimensional finite element model 45
DESCRIZIONE Dl SISTEMI DI PURIFICAIZONE E CONTROLLO DELL'OSSIGENO PER SISTEMI A PISCINA 45
Shielding and Activation Analysis 45
IFMIF - Conceptual Design Activity: Shielding and Activation Analysis. Final Report 44
DISEGNO Dl STUDIO W-DHR - ASSIEME 44
Sviluppo di un modello di dinamica di nocciolo per un DEMO LFR 44
Relazione Programmatica sul Simulatore 44
SVILUPPO Dl UN PROGRAMMA Dl QUALIFICAZIONE DI MATERIALI STRUTTURALI PER REATTORI REFRIGERATI AL PIOMBO Dl IV GENERAZIONE: LEXUR 2 - DEFINIZIONE DELLA MATRICE Dl TEST 44
Formazione universitaria in ingegneria nucleare in Italia 43
IL RAPPORTO DELLA COMMISSIONE 'CENERINI' 43
IFMIF Neutronics: Shielding Calculations 42
IFMIF - Conceptual Design Activity: General Shielding Criteria and Li-Target & Test Cell Shielding Calculations, Final Report 42
NOTA DI DIMENSIONAMENTO FUNZIONALE DELLO SCAMBIATORE W-DHR 42
Proposal of an Intense 14 MeV Neutron Source Based on mCF 42
IFMIF - Conceptual Design Activity: Test Cell Shielding Calculations, Interim Report 41
NOTA DI DIMENSIONAMENTO MECCANICO DELLO SCAMBIATORE W-DHR 41
IFMIF Taks CDA-D-11: Preliminary Activities on Shielding Calculations 40
SET DOCUMENTALE RELATIVO ALLA SPECIFICA DI FORNITURA, ALLA SPECIFICA DI PROVA PER LA MESSA IN SERVIZIO DEL DHR E ANALISI DI PRE-TEST 40
IFMIF Task CDA-D-11: Shielding Calculations 39
SPECIFICA Dl PROVA DELLO SCAMBIATORE W-DHR 39
DISEGNO Dl STUDIO W-DHR - DETTAGLI 38
SUPPORTO AL GRUPPO Dl LAVORO D.M. 25 FEBBRAIO 2008 38
Development of a model for core dynamics - Neutronics 37
IFMIF - Conceptual Design Activity: Shielding Design and Dose and Neutron Induced Activation Calculations, Interim Report 36
RAPPORTO DI PROGETTO DELLA PROVA DEL SISTEMA DI RIMOZIONE DEL CALORE E DOCUMENTAZIONE PROGETTUALE DELLA SEZIONE Dl PROVA 36
SCAMBIATORE Dl CALORE PROTOTIPICO PER LA RIMOZIONE DEL CALORE RESIDUO (DHR) 35
STRUTTURA PORTANTE DELLA SEZIONE DI PROVA ICE 34
IFMIF Neutronics: Shielding Calculations 33
LINEE GUIDA PER COMUNICAZIONE ED INFORMAZIONE- ATTIVITA' DI COMUNICAZIONE NELL'AMBITO DELLA VALUTAZIONE E GESTIONE DELLA SICUREZZA DI UN DEPOSITO DI RIFIUTI RADIOATTIVI. ANALISI CRITICA DI ESPERIENZE INTERNAZIONALI 32
TRADE: A full experimental validation of the ADS concept in a European perspective 24
Totale 5.341
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Categoria #
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curatela - curatele 0
other - altro 0
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selected - selezionate 0
volume - volumi 0
Totale 38.657
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Totale Lug Ago Sett Ott Nov Dic Gen Feb Mar Apr Mag Giu
2019/202067 0 0 0 0 0 5 7 6 37 8 0 4
2020/2021762 4 13 0 11 198 7 17 78 48 35 273 78
2021/2022925 12 275 10 52 112 2 51 256 47 6 34 68
2022/20231.801 139 362 131 227 98 318 24 136 230 45 44 47
2023/2024953 64 42 138 24 108 126 39 63 132 61 50 106
2024/2025831 23 247 82 85 350 44 0 0 0 0 0 0
Totale 5.341