Navegação por Autores IPEN "FALOPPA, ALTAIR A."

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  • IPEN-DOC 21441

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tensões dos bocais da piscina, bombas e equipamentos conectados na tubulação do circuito primário do IEA-R1. São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: stress analysis; iear-1 reactor; pipes; nozzles; pumps; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 21443

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tensões dos suportes da tubulação do circuito primário do IEA-R1 na condição "as Built". São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-004-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; stress analysis; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 21442

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tenssões das tubulações do circuito primário do IER-R1 na condição "As Built". São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-003-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; stress analysis; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 17035

    MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FALOPPA, ALTAIR A. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; FAINER, GERSON . ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study. 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: bending; flexural strength; nuclear power plants; pipes; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; stress analysis; stresses

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  • IPEN-DOC 17030

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON . ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction. In: 2011 ANSYS CONFERENCE & ESSS USERS MEETING, November 8-11, 2011, Florianopolis, SC. Proceedings... 2011.

    Palavras-Chave: bending; flexural strength; nuclear power plants; pipes; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; stress analysis; stresses

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  • IPEN-DOC 21440

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Avaliação do levantamento dimensional nas tubulações e suportes do circuito primário do IEA-R1 na condição "As Built", referente à reforma do contrato no. 5292. São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; contracts; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 22849

    FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; MATTAR NETO, MIGUEL . Avaliação estrutural de um suporte da tubulação do sistema de refrigeração do reator nuclear de pesquisa IPEN IEA-R1. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 9., 21-25 de agosto, 2016, Fortaleza, CE. Anais... 2016.

    Abstract: Este trabalho apresenta a avaliação estrutural de um suporte da tubulação do Circuito Primário do reator nuclear de pesquisa do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN. O reator IEA-R1 é um reator nuclear de pesquisa projetado pela Babcox-Wilcox que opera no IPEN desde 1957. Um programa de modernização tem sido conduzido nos últimos 25 anos, e uma série de modificações foram implementadas, especialmente no sistema de refrigeração do reator. Entre as modificações mais recentes está a troca de componentes do sistema de refrigeração, tais como: bombas, trocadores de calor e tubulação, além da reforma dos sistemas de tratamento e re-tratamento de água. Este conjunto de equipamentos, divididos em sistema primário e secundário, é responsável pela circulação da água no núcleo do reator para a retirada de calor gerado pela fissões nucleares do U-235. A substituição parcial da tubulação do Circuito Primário do reator IEA-R1, realizada em 2014, resultou em alterações nos suportes existentes e no desenvolvimento de um novo tipo de suporte para a tubulação. O objetivo deste trabalho é apresentar o modelo de cálculo aplicado à avaliação estrutural deste novo suporte sob as diversas condições de carregamentos aplicáveis.

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  • IPEN-DOC 24912

    FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; FAINER, GERSON . Avaliação estrutural dos tanques de água pesada do reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Agosto, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-113-00). Restrito.

    Título do projeto: RMB

    Abstract: O objetivo deste relatório técnico é documentar a análise estrutural realizada para se verificar a integridade estrutural dos: “ Tanques Refletores de Água Pesada (D2O): Norte, Sul, Leste e Oeste” do Reator Nuclear de Pesquisa IPEN/MB-01. As análises estruturais dos Tanques Refletores de Água Pesada foram desenvolvidas, aplicando-se o código ASME VIII division 1 & 2, e os resultados estão resumidos na tabela abaixo:  ASME VIII division 1 – Tanques Refletores Norte & Sul & Leste & Oeste  Espessura das chapas atendem os requisitos de espessura mínima;  A máxima pressão de trabalho (MAWP) é 0.05 N/mm2;  A Pressão de Teste Hidrostático é 0.057 N/mm2;  Os bocais não requerem reforço;  A distância entre bocais atende ao critério da distância mínima. A distância entre bocais e borda da chapa dos Tanques Leste e Oeste atende ao critério da distância mínima. A distância entre bocais e borda da chapa dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte e Sul é menor que a distância mínima;  As tensões calculadas por método analítico nas placas laterais, tampos e distanciadores dos Tanques Refletores de Água Pesada Leste e Oeste não atendem aos limites admissíveis. O método analítico não se mostra adequado para o cálculo completo dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte e Sul. As questões acima não resolvidas serão tratadas pelo código ASME VIII division 2.  ASME VIII division 2 – Tanques Refletores Norte & Sul A integridade estrutural dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte, Sul, Leste e Oeste foi verificada. Aplicou-se o método de análise das tensões elásticas para se obter as tensões equivalentes, calculadas de acordo com a teoria da energia de distorção máxima, através da simulação numérica com o programa de computador para análise estrutural por elementos finitos ANSYS, nas condições de Operação, Projeto e Teste Hidrostático. As tensões calculadas atendem aos limites prescritos pelo código ASME VIII division 2. Deste modo, os Tanques Refletores de Água Pesada (D2O) Norte, Sul, Leste e Oeste podem ser fabricados, e deverão operar nas seguintes condições:  “Pressão de Operação = 0.0326 N/mm2”;  “Máxima Pressão de Operação (MAWP) = 0.05 N/mm2”;  “Pressão de Teste Hidrostático = 0.057 N/mm2”.

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  • IPEN-DOC 21007

    FALOPPA, ALTAIR A. ; ELIAS, MARCOS V.; WIDUCH, LUTZIAN. Case study of the 3D model in Angra 3 project. 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: simulation; angra-3 reactor; nuclear power plants; three-dimensional calculations

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  • IPEN-DOC 21209

    FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON . Cálculo da área de reforço das ramificações da tubulação do Circuito Primário do IEA-R1. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, janeiro, 2015. (IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125-00 -RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; two-dimensional calculations; pipes; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 21210

    FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON . Cálculo das soldas da tubulação substituida do Circuito Primario do IEA-R1. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, janeiro, 2015. (IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125.00 -RELT-003-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; primary coolant circuits; welded joints

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  • IPEN-DOC 24916

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; ALMEIDA, JOEDSON T. de . Circuito Orquídea: avaliação estrutural do pressurizador V-102. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Julho, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-006-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: O objetivo deste relatório técnico é documentar a avaliação mecânica do: “ Pressurizador V-102” do Circuito Experimental de Água (“CEA”) do IPEN, também conhecido como “Loop 70”, para se verificar a possibilidade de sua reutilização no Circuito Hidrodinâmico para testes de Elementos Combustíveis – Orquídea. O projeto e construção do Pressurizador V-102 foi desenvolvido com o código ASME VIII division 1 no ano de 1977. O Pressurizador V-102 foi avaliado, através da análise estrutural das partes mecânicas, aplicando o código do projeto original, ou seja, ASME VIII division 1 nas seguintes condições:  Pressão interna = 2.0 N/mm2;  Temperatura de Operação = 60º C. Os resultados da avaliação podem ser resumidos conforme descrito abaixo:  Espessura de parede das partes mecânicas pressurizadas atendem os requisitos de espessura mínima;  A máxima pressão de trabalho (MAWP) é 5.8 N/mm2;  Os bocais não requerem reforço; Os bocais: N1, instalado em um flange cego, e N4, prolongado para o interior do vaso V-102 são configurações estruturais não previstas pelo código ASME VIII, Division 1  A distância entre bocais atende o critério da distância mínima;  As tensões nos flanges, de ½”, ¾”, 1½” e 10”, atendem os limites admissíveis; O flange cego aparafusado de 10” e com um bocal instalado é uma configuração estrutural não prevista pelo código ASME VIII, Division 1  As tensões nas soldas de topo e filete atendem os limites admissíveis;  Não foi encontrada nenhuma referência, relatório ou documento, que relate alguma inspeção em serviço realizada nas partes mecânicas do Pressurizador V-102. A avaliação estrutural do flange cego e bocais N1 & N4 foi desenvolvida, adotando-se a metodologia do código ASME VIII division 2. Foi, então, realizada a análise de tensões do Pressurizador V-102, aplicando-se o método das tensões elásticas, com o programa de análise estrutural por elementos finitos ANSYS. As tensões equivalentes calculadas para o flange cego e bocais N1 & N4, na condição de projeto e operação, atendem os limites prescritos pelo código ASME VIII division 2. Deste modo, está comprovada a adequação mecânica e estrutural das partes mecânicas do Pressurizador V-102. Considerando que não há registros de inspeções periódicas do Pressurizador V-102, desde o início de sua operação em 1977, recomendamos, antes da sua reutilização no circuito “Orquídea”, o seguinte procedimento:  “Inspeção Visual interna e externa das partes mecânicas do Pressurizador V-102”.

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  • IPEN-DOC 24915

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; ALMEIDA, JOEDSON T. de . Circuito Orquídea: avaliação estrutural do tanque de armazenamento / desaerador V-101. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-005-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: O objetivo deste relatório técnico é documentar a avaliação mecânica do:  Tanque de Armazenamento / Desaerador (V-101) do Circuito Experimental de Água (“CEA”) do IPEN, também conhecido como “Loop 70”, para se verificar a possibilidade de sua reutilização no Circuito Hidrodinâmico para testes de Elementos Combustíveis – Orquídea. O projeto e construção do Tanque V-101 foi desenvolvido com o código ASME VIII division 1 no ano de 1977. O Tanque V-101 foi avaliado, através da análise estrutural das partes mecânicas internas e externas, aplicando o código do projeto original, ou seja, ASME VIII division 1. Os resultados da avaliação podem ser resumidos conforme descrito abaixo:  Espessura de parede das partes mecânicas pressurizadas atendem os requisitos de espessura mínima;  A máxima pressão de trabalho (“MAWP”) é 1.15 N/mm2;  Os bocais não requerem reforço;  A distância entre os bocais N5 e N10 é menor que a distância mínima, portanto, uma análise de tensões, aplicando-se o método dos elementos finitos com o programa ANSYS, desta região do casco cilíndrico próxima aos bocais foi realizada, observando os requisitos do código ASME VIII division 2. As tensões calculadas no casco cilíndrico e bocais N5 e N10 atendem os limites prescritos pelo código ASME VIII, Division 1&2, na condição de projeto e operação;  As tensões nos flanges e parafusos atendem os limites admissíveis;  As tensões nas soldas de topo e filete atendem os limites admissíveis;  As tensões no perfil L das colunas atendem os limites admissíveis;  As placas de ancoragem foram calculadas aplicando-se o método dos elementos finitos com o programa ANSYS, e as tensões resultantes atendem os limites admissíveis;  Não foi encontrado nenhuma referência, relatório ou documento, que relate alguma inspeção em serviço realizada nas partes mecânicas do Tanque V-101. Portanto, está comprovada a adequação mecânica e estrutural das partes mecânicas do Tanque V-101. Considerando que não há registros de inspeções periódicas do Tanque V-101, desde o início de sua operação em 1977, recomendamos, antes da sua reutilização no circuito “Orquídea”, o seguinte procedimento:  “Inspeção Visual interna e externa das partes mecânicas do Tanque V-101”.

    Palavras-Chave: storage; tanks; deaerators; hydrodynamics; welding; fuel elements; flanges; mechanical efficiency; evaluation

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  • IPEN-DOC 19446

    FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON ; ELIAS, MARCOS V.; MATTAR NETO, MIGUEL . Comparative study of design of piping supports class 1, 2 and 3 considering german code KTA and ASMEIII - NF. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd, November 24-29, 2013, Recife, PE. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2013, 2013.

    Palavras-Chave: bending; comparative evaluations; design; friction; load analysis; pipes; pwr type reactors; safety; shear; standards; stress analysis; supports; tensile properties

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  • IPEN-DOC 21208

    FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON . Contrato IPEN x Work Industrial no. 5292 para a troca das tubulções e suportes do circuito primário do IEA-R1 - relatório de atividades. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, janeiro, 2015. (IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125-00 -RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; contracts; brazilian cnen; pipes; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 19458

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. ; MATTAR NETO, MIGUEL . IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd, November 24-29, 2013, Recife, PE. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2013, 2013.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor cooling systems; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; stress analysis

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  • IPEN-DOC 21009

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; MATTAR NETO, MIGUEL . IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis. 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: iear-1 reactor; brazilian cnen; primary coolant circuits; pipes; stress analysis

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  • IPEN-DOC 21207

    FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON . Inspeção visual dos trechos da tubulção do Circuito Primário do Reator IEA-R1 que não foram trocados. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, julho, 2014. (IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125-00 -INFT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 18771

    TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OTOMO, HARUYUKI ; RICCI, WALTER ; PIRES, ANTONIO L. ; FERNANDO, ALBERTO J.; BERRETTA, JOSE R.; CARVALHO, RICARDO N.; TOYODA, EDUARDO Y.. On the water for filling and draining procedures for the IEA-R1 beam holes. In: TECHNICAL MEETING ON THE SAFETY OF EXPERIMENTS FOR RESEARCH REACTORS, 16th, June 11-15, 2012, Vienna, Austria. Proceedings... 2012. p. 10-40.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor experimental facilities; beam holes; safety

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  • IPEN-DOC 24909

    FALOPPA, ALTAIR A. ; JUNQUEIRA, FERNANDO de C. ; OLIVEIRA, OTAVIO L. de. Procedimento para desmontagem e remontagem do núcleo do reator IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Março, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-104-00). Restrito.

    Título do projeto: RMB

    Abstract: Este documento tem como objetivo descrever as etapas de desmontagem do núcleo atual (combustível tipo varetas) e montagem do novo núcleo (combustível tipo placas) do Reator Nuclear IPEN/MB-01 incluindo a sequência, o descritivo e os requisitos para a execução do escopo.

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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

Tipo de publicação: Texto completo de evento

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.