1. Fabio PISTELLA
1967
*1 G. Manca, F. Orestano, F. Pistella
“I codici Cote, Thecor, Cove per il calcolo di spettri neutronici” LFCR (67) 6 CNEN
Roma.
2 F. Orestano, F. Pistella
“Calcolo di spettri neutronici con codici eterogenei in reattori termici” RT/FI (67) 15
CNEN Roma; tradotto e pubblicato dalla NASA con sigla NASA - TT - F - 11671.
*3 F. Pistella
“Studio di sistemi moltiplicanti simulanti plutonio” Tesi di laurea Università di Roma,
luglio 1967, pubblicato dal CNEN come LFCR (67) 15 CNEN Roma.
1968
*4 F. Orestano, F. Pistella
“Determinazione degli indici spettrali nella configurazione di riferimento per le
esperienze di simulazione (cavità centrale del RITMO)” RTI/FCR (68) 4 CNEN Roma.
*5 F. Orestano, F. Pistella
“Determinazione di indici spettrali in sistemi per la simulazione omogenea del plutonio”
RTI/FCR (68) 6 CNEN Roma.
*6 F. Orestano, F. Pistella
“Programmi vari per l’elaborazione di sezioni d’urto per librerie di codici neutronici”
RTI/FCR (68) 7 CNEN Roma.
7 F. Pistella
“Absorption Rates Evaluation by Spectral Indexes Activation Mesurements” 68 - 323
WGRD, Euratom, Marzo 1968, Bruxelles.
8 F. Orestano, F. Pistella
“Determinazione della reattività per campioni di dimensioni finite introdotti in reattore”
RT/FI (68) 23 CNEN Roma.
9 F. Pistella
“Evaluation of Neutron Spectra by Activation Measurements of Spectral Indexes”
RT/FI (68) 49 CNEN Roma.
*10 F. Orestano, F. Pistella
“L’europio come assorbitore risonante per la simulazione del plutonio e come rivelatore
spettrale” RT/FI (68) 52 CNEN Roma.
11 F. Pistella
“Evaluation of Neutron Absorption Rates by Activation Measurements of Spectral
Indexes” Nuclear Science & Engineering 34, 329 (1968).
1.

2. 1969
12 F. Orestano, F. Pistella
“An evaluation of the Activation Cross Section of Eu - 151” Nuclear Science &
Engineering 37, 478 (1969).
13 F. Pistella
“The Use of Neutron Filters in the Investigation of Resonance Capture or Fission Events
in the Thermal Energy Range” RT/FI (69) 3 CNEN Roma.
*14 F. Orestano, F. Pistella
“Simulazione eterogenea del plutonio con europio in microreticoli a uranio” RT/FI (69)
23 CNEN Roma.
15 F. Orestano, F. Pistella
“Power Distributions and Reactivity Worths Calculated for Different Patterns in a UO2
- Pu02 Microlattice” RT/FI (69) 49 CNEN Roma.
16 M. De Coster F. Pistella
“Radial Power Distributions within the Pins of Light Water Moderated U02 -Pu02
Fuelled Lattice” RT/FI (69) 50 CNEN Roma.
17 F. Pistella
“Analysis of a Set of Spectral Index Measurements in Multiplying Assemblies by
Applying a Correlation Method” RT/FI (69) 54 CNEN Roma.
1970
*18 E. Omicini, F. Pistella
“Design of an Experimental Device to Produce a Parametrical Set of Neutron Spectra for
the Investigation of Resonance Capture or Fission Events in the Thermal Energy Range”
RTI/FCR (70) 1 CNEN Roma.
19 U. Caldognetto F. Pistella
“Cell Calculations for Reactor Fuel Containing Gd as Burnable Poison” RT/FI (70) 21
CNEN Roma.
20 A. Gibello, F. Orestano, F. Pistella, E. Santandrea
“Evaluation of Neutron Spectral Effects in System with Thermal Resonance Absorbers
by Applying a Correlation Method to Measured Spectral Indexes” Nucler Science &
Engineering 40 , 51, 1970.
21 F. Orestano, F. Pistella
“Cross Section Evaluation by Integral Measurements” Progress Report on Nuclear Data
Research in the Euratom Community EANDC (E) 127 “U” (1970).
*22 F. Orestano, F. Pistella
“Calculation of Reaction Rates in Thermal Neutron Systems by Coupling Different
Codes” Paper presented at the II Polish Italian Seminar of Reactor Physics, Casaccia
CNEN Roma (1970).
23 A. Gibello, P. Moioli, F. Orestano, F. Pistella
Comparison between Calculations and Experiments in a Microlattice with Europium
Simulating Plutonium” Journal of Nuclear Energy 24, 253, 1970.
2.

3. 24 B. Arcipiani, U. Caldognetto, A. Gibello, F. Pistella
“Calculation and Experiments for a Pu Fuelled Micro-lattice with Gd as Burnable
Poison “ Energia Nucleare 17, 312, 1970.
25 F. Orestano, F. Pistella
“Neutron Calculations for the Set-up of Pu02-U02 Micro-lattice in the RITMO Reactor”
RT/FI (70) 45 CNEN Roma.
*25 bis A. Mattucci, F. Pistella
Calcolo delle costanti cellari a inizio vita per combustibile a veleno bruciabile per il
nocciolo NPN RTI/FCR (70) 6 CNEN Roma
26 F. Orestano, F. Pistella
“Riciclo del Pu: esperimenti di fisica nei reattori della Casaccia” RT/FI (70) 48 CNEN
Roma.
27 F. Orestano, F. Pistella
“Power Distributions and Reactivity Worths for Different Patterns in a Pu02-U02
Micro-lattice-Part II” RT/FI (70) 51 CNEN Roma.
1971
28 F. Pistella
“Burn-up Calculations for Reactor Cells Containing Gd as Burnable Poison” RT/FI
(71)1 CNEN Roma.
. 29 F. Orestano, F. Pistella
“Cross Section Evaluation by Integral Methods” Proceedings of the 3rd Conference on
Neutron Cross Section & Technology, Oak Ridge, March 1971.
30 G. Iorio, F. Pistella, F. Sisto
“Cross Section Libraries Set-up for Burn-up Calculations in the Presence of Gd as a
Burnable poison” RT/FI (71) 9 CNEN Roma.
31 D. Antonini, E. Omicini, F. Pistella
“Determination of Resonance Reactions in a Thermal Neutron Spectrum by the Double
Filter Technique” Memoria presentata al 29° incontro del WGRD dell’Euratom, Petten,
Marzo 1971.
32 A. Gibello, F. Orestano, F. Pistella, E. Santandrea
“Physics Experiments in a Pu02-U02 Microlattice for the Design of Fuel Elements in
LWR’s” Journal of Nuclear Energy, 25, 623, 1971.
33 F. Pistella
“A Review of CNEN’s Reactor Physics Work on Pu Recycling in LWR’s” IAEA PL-
447/34 Presentato al Panel IAEA sul riciclo del Pu nei reattori termici di potenza,
giugno 1971 pag. 625 e pubblicato in italiano su Notiziario del CNEN, anno 17, n° 11,
pag. 59.
34 “Evaluation of Neutron Spectral Effects in a Pu Fuelled Lattice by Foil Activation”
Nuclear Science and Engineering, 46 376, 1971.
3.

4. 35 A. Mattucci F. Pistella
“Burn-up Calculation for LWR Fuel Elements Containing Gd Poisoned Pins” RT/FI (71)
33 CNEN Roma. CITAZIONI
36 F. Orestano, F. Pistella, G. Testa
“Significant Items on the Features of Pu Recycle from Physical and Technological
Standpoint” Trans. Am. Nucl. Soc. 14, 824; memoria invitata per la presentazione al
Meeting della American Nuclear Society a Miami (Florida, Ottobre 1971).
1972
37 L. Bozzi, L. Di Palo, E. Lo Prato, R. Martinelli, M. Martini, A. Moccaldi, F. Orestano,
F. Pistella, E. Santandrea
“Corso di aggiornamento sperimentale per studenti e neolaureati in ingegneria nucleare
Parte I Reattori RT/ING (72) 6. CNEN Roma.
38 A. Mattucci, F. Pistella
“Il Gd come veleno bruciabile per il reattore navale; calcoli di bruciamento per il
combustibile e progettazione esperienze in appoggio” RT/FI (72) 23 CNEN Roma.
39 D. Antonini, E. Omicini, F. Pistella
“The Double Filter Technique for the Investigation of Thermal Neutron Spectra”
Nuclear Science and Engineering 48, 281 (1972).
40 F. Orestano, F. Pistella
“Application of Gd as Burnable Poison for Light Water Reactors” Energia Nucleare 19,
337 (1972).
41 F. Orestano, F. Pistella
“Assessment of the Reliability of the CNEN’s Methods for the Neutronic Design of
PWR’s; Part I: Analysis of the Belgian Pu Recycling Program Experiments” RT/FI (72)
45 CNEN Roma.
42 F. Orestano, F. Pistella
“Reliability assessment of CNEN neutronic codes for Pu recycling in PWRs” Trans. Am.
Nucl. Soc. 15, 953; memoria presentata al meeting dell’American Nuclear Society a
Washington (D.C., novembre 1972).
1973
43 M. Gaafer, F. Orestano, F. Pistella
“Assessment of the Reliability of the CNEN’s Methods for the Neutronic Design of
PWR’s (Part. II: Analysis of B. W. Lumped Burnable Poison Program Experiments)”.
RT/FI (73) 9, CNEN, Roma.
44 M.A. Gaafer, F. Orestano, F. Pistella,“Test of CNEN Neutronic Codes for Ag-Cd-In
Rod Cluster Control in PWR’s” Trans. Am. Nucl. Soc. 16 , 326; memoria presentata al
meeting della American Nuclear Society a Chicago (Giugno 1973).
4.

5. 45 M.A. Gaafer, F. Orestano, F. Pistella
“Assessment of the Reliability of the CNEN’s Methods for the Neutronic Design of
PWR’s (Part. III : Analysis of Several Westinghouse Experiments)” RT/FI (73) 23,
CNEN, Roma.
46 C. Lepscky, F. Pistella
“Esperienze sull'impiego del Gadolinio come veleno bruciabile per reattori PWR:
progetto finale dell'irraggiamento di campioni nel reattore SILOE RT/FI(73)41 CNEN,
Roma
*47 F. Pistella, G. Schileo
“Status Report on the Development Work underway at CNEN on the Recycle of
Plutonium in LWR’s” memoria presentata al Meeting organizzato dalla Comunità
Economica Europea a Bruxelles, novembre 1973.
1974
48 P. G. Gabrielli, F. Pistella
“Modifications in Cell Cross Section in the Epithermal and Fast Energy Range due to
the Presence of Gd as Burnable Poison” RT/FI (74)39 CNEN, Roma.
49 A. Ariemma, M. Paoletti Gualandi, B. Zaffiro; C. Lepscky, F. Pistella, G. Testa,
“Contribution to the Evaluation of Core Performance from Data Obtained in Italian
Experimental Programs”, PL 632 10 IAEA Panel on “Pu Recycling in Thermal
Reactors” Karlsrhue, November 1974, IAEA 175. pag. 101
50 “Messa a punto di una tecnica di calcolo per elementi combustibili contenenti veleni
bruciabili”, Accordo di Collaborazione ENEL - CNEN CAL (74) 1. Roma.
*51 “The BEVE Code - How to Use “D.T. TERM-RAL Int/102/04 CNEN, Roma.
*52 The BURNY Code - How to Use” D.T. TERM-RAL INT/1001/07 CNEN, Roma.
*53 “Verifica sperimentale del comportamento sotto irraggiamento di combustibili a U02 e a
U02-Pu02 contenenti Gd2O3” RTI/RAL (74)1, CNEN.
*54 “The DANTE Code - How to Use” D. T. TERM-RAL Int/301/02,CNEN, Roma.
*55 “The BUDA Code - How to Use” D. T. TERM-RAL Int/301L/01, CNEN, Roma.
1975
*56 “Outline of the BACONE Code, Tridimensional Simulator of BWR Cores, Part A:
Models and Procedures”, RTI TERM/RAL (75)4, CNEN, Roma.
*57 “Distribuzione radiale di potenza nella barra di combustibile” RTI TERM/RAL (75)14,
CNEN, Roma.
*58 “Conducibilità termica dell’ossido della guaina e dei gas all’interno della barra di
combustibile”, RTI TERM/RAL (75)13, CNEN, Roma.
5.

6. *59 “Results of the Benchmark Calculations for Pu Recycle in LWR’s, Proposed by the
Commission of the European Communities”, Accordo di Collaborazione ENEL-CNEN,
CAL (75)1, Roma.
60 A. Buono, M. Paoletti Gualandi, R. Guidotti, R.; V. Marinelli, F. Pistella, G. Testa,
G.“Feedback of Experience into the Application of Core Evaluation Methods” paper
presented at the First European Nuclear Conference, Paris, April 1975, Trans. Am.
Nucl. Soc. 20 331, 1975.
61 M. A. Gaafer, L. Mango, F. Orestano, F. Pistella
“Assessment of the Reliability of the CNEN’s Methods for the Neutronic Design of
PWR’s, Nuclear Technology 27, 187, 1975.
*62 “Outline of the BACONE Code, tridimensional Simulator of BWR Cores Part. B : How
to Use for BUBA” RTI TERM/RAL (75) 19, CNEN, Roma.
63 F. Pistella
“The CNEN Calculation Method for the Neutronic Design of BWR Cores: Reactivity
and Power Distributions in x, y Geometry versus Burn-up RT/FI (75) 14 CNEN, Roma.
*64 “Confronto mediante il codice Figaro dei modelli per il calcolo del rilascio dei gas di
fissione del combustibile dei LWR’s RTI TERM/RAL (75)14, CNEN, Roma.
*65 “Outline of BACONE Code, Tridimensional Simulator of BWR’s Cores, Part C: How to
Use for BACONE” RTI TERM/RAL (75) 5, CNEN Roma.
*66 “Gestione dati all’interno del codice BACONE” RTI TERM/RAL (75) 18 CNEN
*67 “Il Programma EQUAL” D.T. TERM /RAL Int/304/01, CNEN Roma.
1976
*68 "Confronto teoria esperienza per esperimenti critici su combustibili ad ossidi misti con
veleni bruciabili" Accordo di Collaborazione ENEL-CNEN, CAL (76) 1, Roma.
*69 "Messa a punto di un codice di calcolo del comportamento termo meccanico della barra
di combustibile in regime stazionario", Accordo di Collaborazione ENEL-CNEN, CAL
(76) 2, Roma
*70 "Determinazione della ripartizione di portata fra i canali di un nocciolo BWR in funzione
della distribuzione di potenza, al variare della temperatura di ingresso del regrigerante e
della potenza complessiva del nocciolo" D.T. TERM/RAL Int/ 201/01, CNEN, Roma.
*71 "Determinazione di grandezze relative alle condizioni operative del combustibile della
centrale del Garigliano" D.T. TERM/RAL/Int/ 402/01, CNEN.
*72 "Aggiornamento al codice BUBA" D.T. TERM/RAL Int.302L/02, CNEN, Roma
*73 "Descrizione e norme di impiego dei codici di calcolo disponibili presso la Divisione
Reattori Acqua Leggera del CNEN" D.T. TERM/RAL Int/001/00, CNEN, Roma
*74 "Procedure per utilizzo ed aggiornamento del codice BACONE" D.T. TERM/RAL
Int/305/02, CNEN, Roma.
6.

7. *75 "Accordo di Collaborazione ENEL-CNEN: attività svolte e risultati conseguiti" Memoria
presentata alle Giornate di Studio sui Reattori ad Acqua Leggera, ANS-Italia, Settembre
1976.
*76 "Metodi di generazione delle librerie delle costanti nucleari" Memoria presentata alle
Giornate di Studio sui Reattori ad Acqua Leggera, ANS-Italia, Settembre 1976.
*77 "Codici simulatori di nocciolo" memoria presentata alle Giornate di Studio sui Reattori
ad Acqua Leggera, ANS-Italia, Settembre 1976.
*78 "Sviluppo di una metodologia per la trattazione di transitori di incidenti" Memoria
presentata alle Giornate di Studio sui Reattori ad Acqua Leggera, ANS-Italia, Settembre
1976.
*79 "Correzione alle sezioni d'urto calcolate dal codice BEVE, tale che i risultati in teoria
della diffusione equivalgano a quelli in teoria del trasporto" D.T. TERM/RAL
Int.104/01, CNEN, Roma.
1977
*80 "Organizzazione, gestione ed utilizzo della libreria di codici di calcolo disponibili presso
la Divisione Reattori Acqua Leggera del CNEN", RTI TERM/RAL (77)1, CNEN, Roma.
*81 "Valutazione della cattura di risonanza dell'U-238" D.T. TERM/RAL Int. 106/01 e
Int/107/01, CNEN, Roma.
*82 "Avvertenze per l'utilizzo del codice BUBA relativamente al calcolo dell'avvelenamento
da Xeno ed all'effetto Doppler" D.T. TERM/RAL Int/302L/03, CNEN, Roma.
*83 "Modifiche ed aggiornamenti al codice BEVE" D.T., TERM/RAL Int/102/05, CNEN.
84 "Il codice DESADE" D.T. TERM/RAL Int/103/01, CNEN, Roma.
85 D. Mangiagalli; G. F. Cicognani, F. Pistella, G. Testa, A. Villani; A. Ariemma, G. F.
Castelli, A. Linari, M. Paoletti Gualandi; B. Musso
"Plutonium Utilization in fast Breeder and in Light Water Reactors in Italy", paper
presented at the International Conference on Nuclear Power and its Fuel Cycle", IAEA,
CN-36/577, Salisburgo, 1977.
86 G. Arcelli; A. Ariemma; M. Cometto; M. Paoletti Gualandi; T. Bozzoni; G. Coluccio;
M. Gabaglio; F. Pistella; S. Gatti; T. Gerevini ; G. Testa
“Italian Progress on LWR fuel Design, Manufacturing, Testing and Management",
paper presented at the International Conference on Nuclear Power and its Fuel Cyrcle",
IAEA, CN-36/310, Salisburgo, 1977.
*87 "Rassegna delle attività di ricerca sulla sicurezza dei reattori ad acqua" TERM/RAL (77)
2, CNEN, Roma.
*88 "How to Use for BURNY-BEVE Code" D.T. TERM/RAL Int./101/06, CNEN, Roma.
*89 "Procedure di gestione dati sulle proprietà dei materiali di interesse per la barra di
combustibile" D.T. TERM/RAL Int/405/01, CNEN, Roma.
7.

8. 90 A. Ariemma, C. Lepscky, A. Linari, M. Paoletti Gualandi, F. Pistella, G. Testa.
"Experience on Plutonium Recycle in Italy", paper presented at the ANS topical
Meeting, Miami, USA, May 1977.
91 S. Grifoni, R. Lloret, F. Pistella
“Some Problems Encountered in Dosimetry of Irradiations of Burnable Poisons", paper
presented at the Second ASTE-Euratom Symposium on Reactor Dosimetry, Palo Alto,
USA, Ottobre 1977.
92 F. Baldini, C. Lepcsky, F. Pistella, G. Cruciani, P. Peroni
"Results from Post Irradiation Examinations on the five Rods Irradiated in the Garigliano
Reactor up to 15,000 MWD/t" Accordo di Collaborazione ENEL-CNEN, PIE(77)2,
EUR-7144-EN
*93 "Confronto delle previsioni fornite dal codice BURNY-BEVE con quelle ottenute da
codici di riferimento" D.T., TERM/RAL Int/108/01, CNEN, Roma.
*94 "Isotopic Density Analysis of Irradiated Fuel: Theory vs. Experiments" D.T.
TERM/RAL Int. 109/01, CNEN, Roma.
*95 "Confronti BEVE-RIBOT e conseguenze sulla correzione trasporto-diffusione", D.T.
TERM/RAL Int/105/01, CNEN, Roma.
*96 "Valutazione dell'andamento radiale delle catture di risonanza dell'U-238" D.T.
TERM/RAL Int/110/01, CNEN, Roma.
*97 "Calculation of Rossi-alpha by Boiling Reactor Simulator Code Using Only One Energy
Group", D.T. TERM/RAL Int 306/01, CNEN, Roma.
98 B. Agricola, N. Benatti, S. Felici, C. Lepscky, A. Linari, P. Moioli, F.
Pistella, A. Puliandri, R. Scafe
"Confronto teoria esperienza per le distribuzioni di potenza nel nocciolo della centrale
del Garigliano alla fine del ciclo 5°. Parte I: Procedure e risultati sperimentali" CNEN-
ENEL, PIE(77)5 Roma.
1978
*99 "Raccolta dei dati numerici per librerie di dati utilizzati nel codice BURNY-BEVE",
D.T. TERM/RAL Int/101/07, CNEN, Roma.
*100 "Correzione nel codice BURNY-BEVE a cinque gruppi del modello di calcolo
dell'avvelenamento da xeno", D.T. TERM/RAL/Int/101/05, CNEN, Roma.
*101 "Analisi di dettaglio del confronto fra le previsioni del codice di progetto per reattori ad
acqua (BURNY) e il codice Montecarlo KIM", D.T. TERM/RAL Int/112/01, CNEN,
Roma.
*102 "Aggiornamenti di modellistica al codice BACONE posteriori al marzo 1975: nuova
correlazione frazione di vuoto e titolo di vapore e correzione per discontinuità del
bucklig materiale", D.T. TERM/RAL Int/302/02, CNEN, Roma.
*103 "Condizioni finali del nocciolo per il ciclo 5 del reattore del Garigliano previste secondo
il metodo di Haling. Parte A: Analisi del nocciolo in caso di caricamento con elementi ad
uranio uguali a quelli caricati nel ciclo 4", D.T. TERM/RAL Int/307/01, CNEN, Roma.
8.

9. *104 "Condizioni finali del nocciolo per il ciclo 5 del reattore del Garigliano previste secondo
il metodo di Haling. Parte B: Analisi del nocciolo in caso di caricamento con elementi a
plutonio tipo SD" D.T. TERM/RAL Int/307/02, CNEN, Roma.
*105 "Condizioni finali del nocciolo per i cicli da 6 a 10 del reattore del Garigliano previste
secondo il metodo di Haling. Analisi in caso di caricamento con elementi a plutonio del
tipo SD", D.T. TERM/RAL Int/307/03, CNEN, Roma.
*106 "Dynamic Analysis of Garigliano BWR. Determination of the Initial Conditions of the
Core. Cycle 5 with Uranium Loading, Cycle 5 with one Pu Reload and Equilibrium
Cycle with all Pu Loading" D.T. TERM/RAL Int/307/04, CNEN, Roma.
*107 "Verifica del codice BACONE: controlli di consistenza numerica e prova delle diverse
opzioni", D.T. TERM/RAL Int/310/01, CNEN, Roma.
*108 "Determinazione dell'efficacia delle barre di controllo del reattore del Garigliano. Inizio
ciclo 5 a temperatura ambiente. Caricamento con elementi a Pu ed elementi ad U
equivalenti", D.T. TERM/RAL Int/311/01, CNEN, Roma.
*109 "Calcoli di distribuzione tridimensionali di potenza nel nocciolo del reattore di Caorso
mediante il codice BACONE. Determinazione del ciclo di equilibrio ad uranio e
determinazione degli effetti di una ricarica a plutonio", D.T. TERM/RAL Int/312/01,
CNEN, Roma.
*110 "Assessment of accidents in the Garigliano, Caorso and Trino Vercellese reactors:
definition of fuel assemblies and cores considered in the study". Partnership Agreement
between the European Atomic Energy Comm. and CNEN/ENEL No. 023-77-2, RPU I,
CNEN, Roma.
*110 bis "Assessment of accidents in the Garigliano, Caorso and Trino Vercellese Reactors:
basic parameters". Partnership Agreement between the European Atomic Energy
Community and CNEN/ENEL No. 023-77-2, RPU I, CNEN, Roma.
1979
111 G. P. Calì F. Pistella
“Descrizione del Sistema integrato per la gestione e l’utilizzo dei codici di calcolo
disponibili presso la Divisione Reattori ad Acqua Leggera TERM/RAL(79) 1 CNEN,
Roma.
1982
111 bis
Intervento all’incontro sul tema “Nucleare a carte scoperte” organizzato da Amici della
Terra e Partito Radicale Milano 28 marzo 1982
*112 “Il significato delle centrali nucleari dal punto di vista della politica industriale”
relazione presentata al Convegno organizzato da Ansaldo sul tema “Incontri sull’energia:
una svolta nella realizzazione delle centrali nucleari del Piano Energetico Nazionale”,
Portofino 22 novembre 1992.
1983
9.

10. *113 “La realizzazione di impianti sperimentali come momento di autonomizzazione e
qualificazione piena del sistema nucleare nazionale” contributo al Seminario organizzato
dalla Rivista Energie e Materie Prime sul tema “Confronto aperto sul PEC e sul
CIRENE” Roma, 25 gennaio 1983, pubblicato sul numero 1/83 della rivista Energia e
Materie Prime.
*114 “Controversial Issues in Nuclear Energy”, relazione presenta alla Congresso
Internazionale organizzato da Scientia e da Regione Lombardia sul tema “Energia aspetti
di una grande crisi”, Milano, 17-20 maggio 1983.
*115 “Italian capabilities for design, construction and operation of nuclear power plants,
including licensing and applied research” relazione presentata al Seminario Italo
Jugoslavo sul tema “Esperienze italiane nel settore nucleare e possibilità di
collaborazione con la Jugoslavia, Zagabria 6-7 dicembre 1983.
1984
*116 “La chiusura del ciclo del combustibile nucleare: opportunità e vincoli” relazione
presentata alla Giornata di Studio organizzata dall’ANDIN sul tema “La strategia del
nucleare in Italia. Connessioni tra gli impianti del ciclo del combustibile” novembre
1984.
1985
*117 “Le tecnologie nucleari come opportunità di sviluppo del sistema delle imprese : il
significato dei grandi prototipi.” relazione presentata al Convegno organizzato da CGIL
sul tema “Quali prospettive per il reattore PEC”, Bologna, 26 febbraio 1985.
*118 “Il reattore PEC da un’idea progettuale a una realizzazione concreta : lo stadio raggiunto
e le prossime tappe ingegneristiche” relazione presentata alla Giornata di studio
organizzata da UIL sul tema “Il reattore sperimentale PEC nel contesto della filiera
veloce europea”, Bologna, 2 luglio 1985.
*119 “Il significato dell’impresa PEC nella politica energetica nazionale” relazione presentata
alla Giornata di studio organizzata da ENEA e Camera di Commercio di Bologna sul
tema “L’impresa PEC : rapporti con il territorio e l’imprenditoria locale”, Bologna, 4
novembre 1985.
1986
120 “L’impegno nel settore nucleare come una scelta di sistema nella politica industriale“
relazione presentata al Convegno sulla sicurezza delle centrali nucleari organizzato dal
Partito Repubblicano Italiano Roma, 21 maggio 1986.
121 “Analisi della tecnologia nucleare per gli aspetti di sicurezza” relazione presentata alla
Conferenza internazionale organizzata dagli Amici della Terra sul tema “Il rischio
nucleare” Roma, 28-30 maggio 1986.
121 bis F. Pistella
Intervento al Convegno “Le conseguenze del disastro nucleare di Chernobyl”
organizzato da ENEA Roma 10 giugno 1986
122 F. Pistella
“Implementation of Nuclear Energy As An Opportunity For Technological Innovation”
presented at International Seminar on World-Wide Collaboration for Safe and Peaceful
10.

11. Use of Nuclear Energy - Roma, 6/8 novembre 1986, successivamente pubblicato nel
volume edito da Gordon and Breach Science Publishers.
122 bis H. H. Hennies, R. L. R. Nicholson, F. Pistella, M. Rapin
“LMFBR technical development: achievements and prospects” presented at the Congress
of the World Energy Conference; Cannes (France); 5-11 Oct 1986; INIS-MF--10833
123 F. Pistella
Intervento al Convegno “Energia nucleare e sviluppo economico” Festa dell’Umanità
Napoli 24 ottobre 1986
*123 bis F. Pistella
“La fusione termonucleare controllata risultati e prospettive nella dimensione
internazionale” relazione presentata al Convegno organizzato dalla Regione Piemonte, la
Provincia di Torino, la Camera di commercio di Torino e il Comitato IGNITOR sul tema
“La fusione nucleare e le sue ricadute scientifico-tecnologiche” Torino, 13 dicembre
1986.
1987
124 F. Pistella
Intervento al Convegno organizzato dal Partito Radicale “Oggi in Italia domani in
Europa: uscire dal nucleare?” Roma 14 ottobre 1987 e Intervista a Radio Radicale
1988
*124 bis F. Pistella
“Confronto tecnico delle varie tendenze evolutive in atto a livello internazionale nella
progettazione di impianti nucleari: criteri adottai e risultati attesi” relazione presentata al
Convegno organizzato da Adnkronos sul tema “I reattori nucleari di nuova generazione,
sicurezza, tempi e costi” Torino, 14 dicembre 1988.
1989
124 bis F. Pistella
”La fusione ‘facile’: speranza, illusione o impegno? ?” Energia e materie prime n. 66
marzo aprile 1989 pag. 9
*125 F. Pistella
"ENEA-ENEL Contribution to the IAEA Scientific Programme" paper presented at the
IAEA Special Scientific Meeting on “The New Generation of Nuclear Power - Vienna,
September 1989, pubblicato sul n. 2, anno 6 di Energia Nucleare, 1989.
1990
*126 “Stato e prospettive delle attività italiane sui materiali innovativi per i reattori a fusione ”
relazione presentata al Convegno organizzato da Associazione Italiana di Metallurgia e
da ENEA sul tema Ricerca sviluppo e tecnologie dei materiali per i reattori a fusione ,
Frascati 4-6 dicembre 1990.
1991
11.

12. 1992
*127 “La fusione nucleare come una sfida tecnologica e un’opportunità di collaborazioni
internazionali” intervento al Convegno organizzato dalla Scuola Normale Superiore sul
tema “Controlled Thermonuclear Fusion”, Pisa 9-10 novembre 1992.
1993
*128 “Nucleare, la forma e la sostanza”, relazione presentata al Convegno organizzato
dall’ANIE sul tema “Energia: è tempo di scelte”, Milano, 20 maggio 1993.
1994
*129 “Le indicazioni conclusive sulle priorità del programma nazionale fusione nel quadro
della collaborazione internazionale” relazione presentata al Convegno organizzato
dall’Associazione ENEA-EURATOM sul tema “Il Programma Italiano sulla Fusione
nucleare verso l’anno 2000”, Frascati, 2 giugno 1994.
*130 "Nuovi criteri e nuovi obiettivi progettuali" memoria presentata alla Giornata di studio
1994 ANDIN "Il contributo del nucleare per una nuova politica dell'energia e per lo
sviluppo del Paese", Roma, 19 luglio 1994, pubblicato sui numeri 2-6 di Ingegneria
Nucleare, 1994
1995
*131 “Un’analisi tecnica delle vere priorità per una gestione efficace dei rifiuti radioattivi”
intervento al Convegno organizzato da ANPA su “La questione dei rifiuti radioattivi in
Italia”, Roma, 26 luglio 1995.
1996
132 F. Pistella
“L’utilizzo per la produzione di energia del fissile derivante dallo smantellamento degli
arsenali militari”, relazione presentata alla Conferenza organizzata da ENEA, Università di
Bologna e Regione Emilia Romagna sul tema “L’impegno italiano per il controllo
internazionale degli armamenti nucleari”, Bologna, 22 gennaio 1996.
2005
*133 F. Pistella
“Il nucleare in Italia: un’analisi senza pregiudizi”. Seminario sulle prospettive dell’energia
Nucleare in Italia organizzato dal Comitato Interparlamentare per la valutazione delle scelte
tecnologiche della Camera dei Deputati (VAST) Palazzo di Montecitorio Sala del
Mappamondo, 20 ottobre 2005, Roma
2006
133 bis F. Pistella
12.

13. “Il nucleare in Italia come alternativa al caro-petrolio” Relazione al Convegno sui temi
energetici organizzato dalla società di consulenza francese Altran (attiva in Italia come “Altran
Italia”) Roma presso Villa Medici, 26 aprile 2006
2008
134 F. Pistella
“Il ruolo dell’energia nucleare in una prospettiva europea” Relazione al Convegno Ritorno al
nucleare Conviene? Risolve?” promosso da Parlamentari Radicali e Amici della Terra, Sala
delle Colonne Camera dei Deputati Roma 11 luglio 2008,
135 F. Pistella
“Utilizzo del nucleare in Italia: dai conflitti sul sì/no agli approfondimenti sul che e come”
Relazione al Seminario “Standard di sicurezza e nuove frontiere tecnologiche per l’energia
nucleare organizzato da VAST (Comitato Parlamentare per la Valutazione delle Scelte
Scientifiche e Tecnologiche) Camera dei Deputati Sala del Mappamondo Roma, 25 settembre
2008
135 bis F. Pistella
“La dotazione di capitale umano per l"industria nucleare. La situazione italiana” Relazione al
Convegno “La competitività nell’era della sfida ambientale: Strategie industriali e politiche
pubbliche”. Chieti e Pescara 26 - 27 settembre 2008”
2010
136 F. Pistella
Road map energetica: una corsa a ostacoli articolo su Formiche. Febbraio 2010
13.