Navegação por assunto "f codes"

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  • IPEN-DOC 05127

    NAKATA, H.. Aceleracao do programa nodal FERM. In: 5o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 10-12 de abril, 1985, Rio de Janeiro, RJ. 1985. p. 28-43.

    Palavras-Chave: f codes; response matrix method; finite element method; optimization; computer calculations; polynomials; mesh generation; extrapolation; acceleration; comparative evaluations; convergence; iterative methods; power distribution

  • IPEN-DOC 02351

    SILVA, A.T. . Adequacao do codigo FRAP-T4 para analise de varetas combustiveis de reatores PWR com revestimento de aco inoxidavel austenitico. In: 1o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 17-20 de marco, 1986, Rio de Janeiro, RJ. 1986. p. 93-96.

    Palavras-Chave: f codes; fuel rods; physical properties; programming; pwr type reactors; stainless steels; zircaloy

  • IPEN-DOC 02678

    SILVA, A.T. ; PERROTTA, J.A. . Alguns aspectos da utilizacao de zircaloy e aco inoxidavel austenitico como material de revestimento de varetas combustiveis de reatores PWR. In: 5o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 10-12 de abril, 1985, Rio de Janeiro, RJ. 1985. p. 649-662.

    Palavras-Chave: cladding; f codes; fuel rods; performance; pwr type reactors; stainless steel-348; steady-state conditions; zircaloy

  • IPEN-DOC 26360

    GOMES, DANIEL de S. ; STEFANI, GIOVANNI L. de ; OLIVEIRA, FABIO B.V. de . Analysis of a pressurized power reactor using thorium mixed fuel under regular operation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4996-5009.

    Abstract: This work discusses a parametric study applied to nuclear power generation based on a mixed fuel formed by the composition of thorium-uranium oxide (Th-U)O2. Also, approached in this study the physical neutrons models of a fuel system composed of ThO2 75 wt% and UO2 25 wt%, with 19.5% enrichment of U-235. The thermodynamic features of the thorium-uranium fuel system compared with the properties of uranium dioxide. Thorium-based fuel operating extended fuel cycles reach of over 80 GWd/MTU in a pressurized water reactor (PWR). Homogenous distribution of thorium-based fuel, used on the reactor core, could reduce Pu-239, once U-233 production capacity dependent on Th-232 replacing U-238 in the fuel matrix. The mixed oxide fuel has a lower buildup of Pu-239, causing the linear heat rate distribution slope to flatten and lowering fuel porosity. The release of gaseous fission products models for (Th-U)O2 could have different diffusion coefficients when compared to uranium oxide models. Besides, resulting in lower thermal gradients than UO2 and a reduction in fuel swelling. This parametric study reviews the aspects of radioactive decay chains of uranium and thorium. It founded the simulation using approved nuclear codes, such as SERPENT for neutron physics calculations and the FRAPCON code, which defines the licensing process. The results show that thoria based fuel has a higher performance than UO2 fuel in regular operation and can improve safety margins.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; enthalpy; f codes; mixed oxide fuels; performance; pwr type reactors; s codes; thermal conductivity; thorium; uranium oxides

  • IPEN-DOC 20163

    REIS, REGIS . Análise do comportamento sob irradiação do combustível nuclear a altas queimas com os programas computacionais FRAPCON e FRAPTRAN / Analysis of the behavior under irradiation of high burnup nuclear fuels with the computer programs FRAPCON and FRAPTRAN . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 86 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-22092014-131405

    Abstract: O objetivo deste trabalho é verificar a validade e a acurácia dos resultados fornecidos pelos programas computacionais FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4, utilizados no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores a água leve pressurizada PWR (Pressurized Water Reactor), sob situações operacionais de regimes permanente e transiente, em condições de alta queima (high burnup). Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos nas simulações computacionais com os programas FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constatar que os programas empregados possuem um boa capacidade de predizer o comportamento operacional de varetas combustíveis de PWR em regime permanente a altas queimas e sob condição de transiente inicializado por reatividade (Reactivity Initiated Accident RIA).

    Palavras-Chave: fuel elements; pellets; burnup; pwr type reactors; fuel rods; computerized simulation; f codes; irradiation procedures; accuracy; reactivity; reactor accidents; comparative evaluations

  • IPEN-DOC 16899

    GOMES, DANIEL de S. ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Angra 1 high burnup fuel behaviour under reactivity initiated accident conditions. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; burnup; cladding; corrosion; design-basis accidents; f codes; fuel assemblies; fuel cans; fuel element failure; hydrogen; reactivity; reactor cores; reactor kinetics

  • IPEN-DOC 10606

    CASTANHEIRA, M. ; LUCKI, G.; SILVA, J.E.R. ; TERREMOTO, L.A.A. ; TEIXEIRA e SILVA, A. ; TEODORO, C.A. ; DAMY, M.A. . Avaliacao da degradacao de combustivel PWR por exames pos-irradicaco e modelagem no codigo DEGRAD-1. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; computerized simulation; d codes; experimental data; f codes; fuel element failure; fuel rods; fuel-cladding interactions; performance testing; post-irradiation examination; radiolysis; time dependence; validation; zirconium oxides

  • IPEN-DOC 18221

    SANTOS, IVANILDO A. dos . Avaliação dos diagramas de fase do sistema LiF-GdF3-LuF3 utilizando termodinâmica computacional / Assessment of the LiF-LuF3-GdF3 phase diagrams using computational thermodynamics . 2012. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 137 p. Orientador: Izilda Marcia Ranieri. DOI: 10.11606/T.85.2012.tde-08032013-151744

    Abstract: Neste trabalho, realizou-se o estudo que permitiu a otimização termodinâmica das seções binárias pertencentes ao diagrama de fase ternário do sistema LiF-GdF3-LuF3, para tanto o programa FactSage foi empregado na simulação computacional. Assim, o comportamento de fusão das misturas destes compostos foi elucidado, o que representa uma contribuição inovadora para o conhecimento das propriedades físicas e químicas destes materiais. Em particular, determinou-se a faixa de composições nas quais as soluções sólidas de LiGdxLu1-xF4 e GdxLu1-xF3 podem ser obtidas diretamente da fase líquida. Neste trabalho as três secções binárias, LiF-GdF3, LiF-LuF3 e GdF3-LuF3 foram reavaliadas experimentalmente utilizando a calorimetria exploratória diferencial para a obtenção de dados mais precisos de temperatura versus composição, uma vez que foi possível minimizar a contaminação das amostras com compostos de oxigênio. A capacidade calorífica e outros dados calorimétricos foram também determinados experimentalmente e comparados com os existentes na literatura. Os termos da energia livre de Gibbs de excesso para as fases representadas como soluções, os quais descrevem os efeitos de interação não ideal entre os dois fluoretos nestas fases, foram expressos com sucesso pela modelo polinomial Redlich-Kister. Finalmente, o caminho de solidificação no diagrama de fase ternário LiF-GdF3-LuF3 pôde ser extrapolado de acordo com o formalismo de Kohler-Toop. Assim, pela primeira vez, a interação ternária entre os compostos LiF, GdF3 e LuF3 foi determinada.

    Palavras-Chave: lithium fluorides; gadolinium fluorides; lutetium fluorides; thermodynamics; phase diagrams; computerized simulation; f codes; physical properties; chemical properties; differential thermal analysis; calorimetry

  • IPEN-DOC 26359

    GOMES, DANIEL S. ; SILVA, ANTONIO T. e ; OLIVEIRA, FABIO B.V. de ; LARANJO, GIOVANNI S. . Behavior of thorium plutonium fuel on light water reactors. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4984-4995.

    Abstract: Designs using thorium-based fuel are preferred when used in compliance with sustainable energy programs, which should preserve uranium deposits and avoid the buildup of transuranic waste products. This study evaluates a method of converting uranium dioxide (UO2) to thorium-based fuel, with a focus on Th-Pu mixed oxide (Th-MOX). Applications of Th-MOX for light water reactors are possible due to inherent benefits over commercial fuels in terms of neutronic properties. The fuel proposed, (Th-Pu)O2, can be helpful because it would consume a significant fraction of existing plutonium. Aside from the reactor core, the proposed fuel could be useful in existing technology, such as in a pressurized water reactor (PWR). However, licensing codes cannot support Th-MOX fuel without implementing adaptations capable of simulating fuel behavior using the FRAPCON code. The (Th-Pu)O2 fuel should show a plutonium content that produces the same total energy release per fuel rod when using UO2 fuel. Thorium is a fertile material and demands a slightly higher plutonium content when used in Th-MOX. Mixed ceramic oxides show thermodynamic responses that depend on the comprising chemical fractions, and there is little information in databases on irradiation effects. The neutronic analysis is carried out using the SERPENT code to quantify transuranic production and compare this production with the original UO2 fuel assembly. Parameters such as delayed neutron fraction and temperature reactivity coefficient are also determined. Through these analytical methods, the viability and sustainability of the proposed new fuel assembly can be demonstrated in a closed fuel cycle.

    Palavras-Chave: closed fuel cycle; computerized simulation; delayed neutron fraction; f codes; monte carlo method; nuclear fuel conversion; nuclear fuels; plutonium; reactivity coefficients; thermal conductivity; thorium; uranium dioxide; water cooled reactors

  • IPEN-DOC 15357

    DOMINGOS, DOUGLAS B. . Calculos neutronicos, termo-hidrulicos e de seguranca de um dispositivo para irradiacao de miniplacas (DIM) de elementos combustiveis tipo dispersao / Neutronic, thermal-hydraulic and safety analysis calculations for a miniplate irradiation device (MID) of dispersion fuel elements . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 170 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-01082011-151838

    Abstract: Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; fuel elements; fuel plates; irradiation devices; uranium 235; burnup; dispersion nuclear fuels; c codes; f codes; l codes; t codes; loss of coolant; radiation accidents

  • IPEN-DOC 26378

    GOMES, DANIEL de S. ; GIOVEDI, CLAUDIA. Combining probabilistic and deterministic methods for accident analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5429-5442.

    Abstract: This study describes a practical method applied to nuclear reactor safety analysis (NRSA), based on an approach so-called best estimate plus uncertainty (BEPU). The innovative analysis approach involves statistical methods integrated with deterministic rules to fuel licensing code (FLC). The goal of NRSA is to improve safety margins in the nuclear reactor operation, which has partially achieved with uncertainty treatment. Previously, BEPU analysis was widely used to study the loss of coolant accident (LOCA), via inclusion in thermal-hydraulic codes (THC). The systems can measure the impact caused by uncertainties spread in core reactors with a coupling of THC and optimization packages. This paper shows the result of applying the UA/SA technique to FRAPCON, joined with DAKOTA toolkit. This integration will offer the probabilistic analysis coupled with empirical rules. A perfect fusion of the concepts permits the exploration of parametric uncertainties and calibration of physical models. We can use the combined utilization of FLC systems and the DAKOTA toolkit to produce sensitivity analysis. The first step in this approach is to identify all uncertainty sources of the physical models, the reactor design, and manufacturing parameters. It is subsequently used into an FLC, such as FRAPCON, as input parameters. The uncertainties usually distributed using the Wilks formula, which determines the number of samples required for unilateral tolerance. According to Wilks' method, it needs 59 data samples to achieve a confidence level of 95%. Results from Wilks formula found via Monte Carlo simulation, which applies to FLC coupled with sensitivity analysis.

    Palavras-Chave: cladding; data covariances; deterministic estimation; f codes; fuel rods; loss of coolant; probabilistic estimation; reactivity; reactor accidents; reactor cores; reactors; safety analysis; sensitivity analysis; transients

  • IPEN-DOC 26377

    GOMES, DANIEL de S. ; GIOVEDI, CLAUDIA. Comparative analysis of silicon carbide with zirconium-based alloys. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5417-5428.

    Abstract: According to international plans, the nuclear reactor fleet should reduce operational risk and avoid severe accidents. Around the world, there are 450 nuclear power reactors in operation, which supply about 11% of the electricity consumed. There are programs, such as Advanced Fuels Campaign (AFC), that plan to develop a more tolerant fuel system by 2025. These plans follow security concepts that present two options capable of replacing zirconium alloys used as cladding. The better candidates are metallic alloys and ceramic materials. Until the mid-1970s, austenitic steel was the main coating option. Recently, iron-based alloys have become short-term solutions composed of iron-chromium-aluminum (FeCrAl) alloys. However, there are various advantages from using multilayer of silicon carbide (SIC) and ceramic composites. Silicon carbide has higher corrosion resistance, coupled with higher mechanical strength compared to zirconium alloys. Upon steam contact, ceramic cladding mitigates hydrogen buildup, avoiding explosion risk. This study presents a comparison of the thermal and mechanical properties between zirconium alloys and ceramic alternatives. Ceramic materials show desirable mechanical strength, such as high initial crack resistance, stiffness, ultimate strength, impact response, and high corrosion resistance. SIC has a lower neutron cross-section with significant safety margins.

    Palavras-Chave: ceramics; cladding; comparative evaluations; corrosion protection; cross sections; f codes; fuel rods; mechanical properties; nuclear fuels; physical properties; silicon carbides; steady-state conditions; thermal expansion; zirconium alloys

  • IPEN-DOC 21048

    OLIVEIRA, FABIO B.V. de ; SABUNDJIAN, GAIANE . Conservative performance analysis of a PWR nuclear fuel rod using the FRAPCON code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th, October 4-9, 2015, São Paulo, SP. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: performance; pwr type reactors; nuclear fuels; fuel rods; f codes

  • IPEN-DOC 03745

    CASTRO, A.J.A. ; UMBEHAUN, P.E. ; BASTOS, J.L.F. . Determinacao dos coeficientes de perda de carga nos elementos do nucleo do reator IEA-R1. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; fuel elements; losses; radiation pressure; f codes

  • IPEN-DOC 14803

    FAVALLI, RENATA; ROBALINHO, ERIC; MAIA, JOEL; GRECO, RENATO; DAHER, JORGE. Electrostatic precipitators (ESPs) simulated with fluent. In: 2008 ESSS SOUTH AMERICAN ANSYS USERS CONFERENCE, October 14-17, 2008, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... 2008.

    Palavras-Chave: electrostatic precipitators; environmental quality; computerized simulation; numerical analysis; f codes

  • IPEN-DOC 01003

    MENDONCA, ARLINDO G. . Estudo de codigos de analises de reatores disponiveis no IPEN e suas aplicacoes em problemas de difusao de neutron em multigrupo. 1980. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, 140 p. Orientador: Yuji Ishiguro.

    Palavras-Chave: neutrons; neutron diffusion equation; programming; c codes; f codes; transport theory; multigroup theory; comparative evaluations; computer codes; e codes

  • IPEN-DOC 21860

    DIAS, RAPHAEL M. . Estudo de modelos para o comportamento a altas queimas de varetas combustíveis de reatores a água leve pressurizada / Modeling of PWR fuel at extended burnup FRAPCON . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 80 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-08062016-134553

    Abstract: Este trabalho tem como objetivo estudar as modificações introduzidas, ao longo de sucessivas versões, nos modelos empíricos do programa computacional FRAPCON utilizado para a simulação do comportamento sob irradiação de varetas combustíveis de Reatores a Água Leve Pressurizada (Pressurized Water Reactor - PWR) em regime de estado estacionário e sob condições de alta queima. No estudo, foram analisados os modelos empíricos utilizados pelo FRAPCON e que são apresentados em sua documentação oficial. Um estudo bibliográfico foi conduzido sobre os efeitos da alta queima em combustíveis nucleares visando melhorar o entendimento dos modelos utilizados pelo FRAPCON nestas condições. Foram feitas simulações do comportamento sob irradiação de uma vareta combustível típica de um reator PWR utilizando as versões 3.3, 3.4 e 3.5 do FRAPCON. Os resultados apresentados pelas diferentes versões do programa foram comparados entre si de forma a verificar as consequências das mudanças de modelo nos parâmetros de saída do programa. Foi possível observar que as modificações introduzidas trouxeram diferenças significativas nos resultados de parâmetros térmicos e mecânicos da vareta combustível, principalmente quando se evoluiu da versão FRAPCON-3.3 para a versão FRAPCON-3.5. Nessa ultima versão, obteve-se menores temperaturas na vareta combustível, menores tensões e deformações no revestimento, menor espessura da camada de oxido formada no revestimento a altas queimas na vareta combustível.

    Palavras-Chave: fuel elements; fuel management; spent fuel elements; burnup; reactor fueling; pwr type reactors; performance; feasibility studies; computer codes; f codes

  • IPEN-DOC 10600

    TEIXEIRA e SILVA, A. ; GUEDES e SILVA, C.C. ; CASTANHEIRA, M. ; TERREMOTO, L.A.A. . Estudos comparativos entre os programas FRAPCON-1 e FRAPCON-3. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; burnup; cladding; experimental data; f codes; fuel rods; power distribution; specifications; steady-state conditions; thickness; zircaloy

  • IPEN-DOC 23518

    GOMES, DANIEL de S. ; ABE, ALFREDO ; SILVA, ANTONIO T. e ; GIOVEDI, CLAUDIA; MARTINS, MARCELO R.. Evaluation of corrosion on the fuel performance of stainless steel cladding. EPJ Nuclear Sciences & Technologies, v. 2, n. 40, p. 1-6, 2016. DOI: 10.1051/epjn/2016033

    Abstract: In nuclear reactors, the use of stainless steel (SS) as the cladding material offers some advantages such as good mechanical and corrosion resistance. However, its main advantage is the reduction in the amount of the hydrogen released during loss-of-coolant accident, as observed in the Fukushima Daiichi accident. Hence, research aimed at developing accident tolerant fuels should consider SS as an important alternative to existing materials. However, the available computational tools used to analyze fuel rod performance under irradiation are not capable of assessing the effectiveness of SS as the cladding material. This paper addresses the SS corrosion behavior in a modified fuel performance code in order to evaluate its effect on the global fuel performance. Then, data from the literature concerning to SS corrosion are implemented in the specific code subroutines, and the results obtained are compared to those for Zircaloy-4 (Zy-4) under the same power history. The results show that the effects of corrosion on SS are considerably different from those on Zy-4. The thickness of the oxide layer formed on the SS surface is considerably lower than that formed on Zy-4. As a consequence of this, the global fuel performance of SS under irradiation should be less affected by the corrosion.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computerized simulation; corrosion resistance; f codes; feasibility studies; fuel cans; fuel rods; performance; pwr type reactors; stainless steels; zircaloy 4

  • IEA-PUB-151

    HEHL, W.S.C. . FRENAI. Um programa para calculo de funcao de resposta de um cristal de iodeto de sodio para raios gama monoenergeticos. 1967. 18 p.

    Palavras-Chave: computers; energy; energy losses; f codes; fortran; gamma radiation; losses; monte carlo method; programming; sodium iodides; spectra

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

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