Navegação IPEN por assunto "t codes"

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  • IPEN-DOC 06177

    MAPRELIAN, EDUARDO . Analise de acidentes de perda de refrigerante no reator IAEA-R1 a 5MW. 1998. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 132 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor accidents; loss of coolant; l codes; t codes

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  • IPEN-DOC 10722

    SANTOS, A.; ANDRADE e SILVA, G.S. ; MENDONCA, A.G. ; FUGA, R. ; ABE, A.Y. . Analise teorica do ponto de inversao do coeficiente de reatividade isotermico do reator IPEN/MB-01. 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: computerized simulation; cross sections; discrete ordinate method; evaluated data; ipen-mb-1 reactor; nuclear data collections; t codes; temperature coefficient

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  • IPEN-PUB-347

    CONTI, T.N. ; FREITAS, R.L. . Aplicacao do codigo TRACPD2 na simulacao da experiencia CANON. 1991. p.

    Palavras-Chave: t codes; reactor accidents; loss of coolant; transients; depressurization; pressure measurement; void fraction

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  • IPEN-DOC 02633

    CONTI, T.N. ; FREITAS, R.L. . Aplicacao do codigo TRACPD2 na simulacao da experiencia CANON. In: 5o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 10-12 de abril, 1985, Rio de Janeiro, RJ. 1985. p. 808-817.

    Palavras-Chave: loss of coolant; reactor accidents; t codes

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  • IPEN-DOC 22767

    GIOVEDI, CLAUDIA; CHERUBINI, MARCO; ABE, ALFREDO ; DAURIA, FRANCESCO. Assessment of stainless steel 348 fuel rod performance against literature available data using TRANSURANUS code. EPJ Nuclear Sciences & Technologies, v. 2, p. 1-8, 2016. DOI: 10.1051/epjn/2016017

    Abstract: Early pressurized water reactors were originally designed to operate using stainless steel as cladding material, but during their lifetime this material was replaced by zirconium-based alloys. However, after the Fukushima Daiichi accident, the problems related to the zirconium-based alloys due to the hydrogen production and explosion under severe accident brought the importance to assess different materials. In this sense, initiatives as ATF (Accident Tolerant Fuel) program are considering different material as fuel cladding and, one candidate is iron-based alloy. In order to assess the fuel performance of fuel rods manufactured using iron-based alloy as cladding material, it was necessary to select a specific stainless steel (type 348) and modify properly conventional fuel performance codes developed in the last decades. Then, 348 stainless steel mechanical and physics properties were introduced in the TRANSURANUS code. The aim of this paper is to present the obtained results concerning the verification of the modified TRANSURANUS code version against data collected from the open literature, related to reactors which operated using stainless steel as cladding. Considering that some data were not available, some assumptions had to be made. Important differences related to the conventional fuel rods were taken into account. Obtained results regarding the cladding behavior are in agreement with available information. This constitutes an evidence of the modified TRANSURANUS code capabilities to perform fuel rod investigation of fuel rods manufactured using 348 stainless steel as cladding material.

    Palavras-Chave: stainless steels; fuel rods; t codes; comparative evaluations; reactors; cladding; data; performance

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  • IPEN-DOC 06575

    MAPRELIAN, E. ; CABRAL, E.L.L. ; TEIXEIRA e SILVA, A. . Avaliacao e desenvolvimento de ferramentas para a analise de acidentes de perda de refrigerante em reatores de pesquisa. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999.

    Palavras-Chave: research reactors; loss of coolant; number codes; l codes; t codes; reactor accidents; reactor control systems

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  • IPEN-DOC 21716

    SILVA, LUANA de A.; SOARES, FABIO R.; SEO, EMILIA S.M. . Avaliação do ciclo de vida do processo biodigestão anaeróbia dos resíduos sólidos urbanos para geração de energia / life cycle assessment of the anaerobic digestion process of municipal solid waste for power generation. InterfacEHS - Saude, Meio Ambiente e Sustentabilidade, v. 10, n. 1, p. 125-140, 2015.

    Palavras-Chave: solid wastes; municipal wastes; anaerobic digestion; environmental impact statements; life cycle assessment; power generation; s codes; t codes

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  • 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

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  • IPEN-PUB-345

    SABUNDJIAN, G. ; FREITAS, R.L. ; CONTI, T.N. . Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON. 1991. 17 p.

    Palavras-Chave: reactor accidents; loss of coolant; depressurization; simulation; r codes; t codes

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  • IPEN-DOC 02409

    SABUNDJIAN, G. ; FREITAS, R.L. ; CONTI, T.N. . Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON. In: 6th ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, Dec. 3-5, 1986, Sao Jose dos Campos, SP, Brazil. 1986.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computer codes; loss of coolant; r codes; t codes

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  • IPEN-DOC 06813

    SANTOS, A.; FANARO, L.C.C.B. ; ANDRADE e SILVA, G.S. ; ABE, A.Y. ; MENDONCA, A.G. . Criticality analyses based on the coupled NJOY/AMPX-II/TORT systems. In: 2000 ANS INTERNATIONAL TOPICAL MEETING ON ADVANCES IN REACTOR PHYSICS AND MATHEMATICS AND COMPUTATION INTO THE NEXT MILLENNIUM, May 7-11, 2000, Pittsburgh, PA, USA. Proceedings... La Grange Park, IL: American Nuclear Society, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: criticality; ipen-mb-1 reactor; computer codes; t codes; m codes; c codes; power density; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 13943

    FANARO, LEDA C.C.B. . Determinacao experimental de indices espectrais por varredura gama de vareta combustivel no reator IPEN/MB-01 / Experimental determination of spectral indices by scanning of fuel rod in the IPEN/MB-01 reactor . 2009. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 133 p. Orientador: Adimir dos Santos. DOI: 10.11606/T.85.2009.tde-30102009-150131

    Abstract: Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; fuel rods; uranium 235; uranium dioxide; cadmium; configuration control; criticality; uncertainty principle; gamma spectroscopy; delayed neutron fraction; computer codes; m codes; t codes

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  • IPEN-DOC 17538

    DOMINGOS, D.B.; MAPRELIAN, E. ; SILVA, A.T. . Development of computer codes for loss of coolant accident analysis of IEA-R1 reactor. In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE, March 20-24, 2011, Roma, Italia. Proceedings... 2011.

    Palavras-Chave: burnup; dispersions; fission products; iear-1 reactor; irradiation devices; l codes; loss of coolant; nuclear fuels; reactor cores; safety; t codes; uranium; uranium 235; uranium oxides u3o8; uranium silicides

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  • IPEN-DOC 10742

    FANARO, L.C.C.B. ; SANTOS, A.; ANDRADE e SILVA, G.S. . Espectrometria gama das varetas combustiveis para determinar as densidades de potencia relativas e a potencia do reator IPEN/MB-01. 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: c codes; experimental data; fuel elements; gamma spectroscopy; ipen-mb-1 reactor; power density; power distribution; t codes

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  • IPEN-DOC 13695

    ANTUNES, ALBERI . Um estudo da fisica de sistemas multiplicativos subcriticos acionados por fontes e a utilizacao de codigos deterministicos no calculo destes sistemas / A study of physics of sub critical multiplicatives systems driven by sources and the utilization of deterministics codes in calculation of this systems . 2008. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 106 p. Orientador: Jose Rubens Maiorino. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-01062009-174047

    Abstract: Este trabalho apresenta um estudo da Física dos Sistemas dirigidos por Fontes Externas (ADS). É apresentada a definição de alguns parâmetros estáticos e cinéticos da Física do reator que são importantes na avaliação e definição destes sistemas. O objetivo é demonstrar que há diferenças nestes parâmetros quando o sistema está no nível crítico ou subcrítico. Além disso, o trabalho mostra as diferenças observadas nos parâmetros para diferentes modelos de cálculo. São mostradas nesta dissertação duas metodologias de cálculo: Gandini&Salvatores e Dulla e são calculados alguns destes parâmetros utilizando as duas metodologias. O código determinístico de transporte ANISN é utilizado no cálculo destes parâmetros. Numa configuração subcrítica do Reator IPEN/MB-01 dirigido por uma fonte externa de nêutrons são calculados alguns parâmetros físicos. No final do trabalho são apresentadas as conclusões obtidas através destes cálculos.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor physics; reactor kinetics; neutron transport theory; boltzmann equation; accelerator driven transmutation; computer codes; a codes; t codes

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  • IPEN-DOC 00926

    CORAGEM, HELIO B. de O. . Estudo termohidraulico de um elemento combustivel tipo MTR visando a construcao de um dispositivo de radiacao. 1980. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 111 p. Orientador: Georgi Lucki.

    Palavras-Chave: fuel elements; programming; radiation sources; irradiation devices; research reactors; external irradiation; fluid flow; in pile loops; irradiation; irradiation capsules; irradiation plants; materials testing reactors; nuclear fuels; reactor cores; reactor lattices; reactors; t codes; thermal analysis; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 07213

    ABE, A.Y. ; FANARO, L.C.C.B. ; FUGA, R. ; JEREZ, R. ; COELHO, P.R.P. ; MENDONCA, A.G. ; SANTOS, A.; MOREIRA, J.M.L. ; ANGIOLETTO, E.; ANDRADE e SILVA, G.S. ; DINIZ, R. . Experimento sobre detetores out-of-core no reator IPEN/MB-01. In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 8.; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 12., 15-20 out, 2000, Rio de Janeiro, RJ. Anais... Rio de Janeiro: ABEN, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; neutron detectors; bf3 counters; boron 10; gold; stainless steels; plates; neutron transport; t codes; computerized simulation; reaction kinetics; experimental data

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  • IPEN-DOC 26356

    GIOVEDI, CLAUDIA; MELO, CAIO; ABE, ALFREDO Y. ; SILVA, ANTONIO T. ; MARTINS, MARCELO R.. Fuel performance of iron-based alloy cladding using modified TRANSURANUS code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4943-4949.

    Abstract: The main challenge in the nuclear area since the Fukushima Daiichi accident is to develop fuel materials to be applied in nuclear reactors aiming to increase the safety under normal operation as well as transient and accident conditions. These efforts are concentrated in the Advanced Technology Fuel (ATF) program that has as main scopes to study cladding materials to replace the zirconium-based alloys, and fuel materials presenting higher thermal conductivity compared to the conventional uranium dioxide fuel pellet. In this sense, iron-based alloys, which were used with a good performance as cladding material in the first Pressurized Water Reactors (PWR), have becoming a good option. The assessment of the behavior of different materials previously to perform irradiation tests, which are time consuming, can be performed using fuel performance codes, but for this, the conventional fuel performance codes must be modified to implement the properties of the materials that are being studied. This paper presents the results obtained using a modified version of the well-known TRANSURANUS code, obtained from the implementation of the stainless steel 348 properties as cladding material. The simulations were performed using data available in the open literature related to a PWR irradiation experiment. The results obtained using the modified version of the code were compared to those obtained using the original code version for zircaloy-4. The performance of both cladding materials was evaluated by means of the comparison of parameters such as gap thickness, fuel centerline temperature, internal pressure, and cladding stress and strain.

    Palavras-Chave: cladding; comparative evaluations; computerized simulation; fuel rods; iron alloys; nuclear fuels; performance; pwr type reactors; stainless steel-348; steady-state conditions; t codes; zircaloy 4

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  • IPEN-DOC 17207

    CARLUCCIO, THIAGO . Implementação e qualificação de metodologia de cálculos neutrônicos em reatores subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons e aplicações / Implementation and qualification of neutronic calculation methodology in subcritical reactors driven by external neutron sources and applications . 2011. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 351 p. Orientador: José Rubens Maiorino. DOI: 10.11606/T.85.2011.tde-18112011-161310

    Abstract: O trabalho teve como objetivo a investigação de Metodologias de Cálculo dos Reatores Subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons, tais como, \"Accelerator Driven Subcritical Reactor\" (ADSR) e \"Fusion Driven Subcritical Reator\" (FDSR) , que são reatores nucleares subcríticos com uma fonte externa de nêutrons. Tais nêutrons são produzidos, no caso do ADSR, através da interação de partículas aceleradas (prótons, deutério) com um alvo (Pb, Bi, etc) ou através das reações de fusão, no caso do FDSR. Este conceito de reator vem sendo objeto de intensa pesquisa, sobretudo pela possibilidade de ser utilizado para transmutar o enorme inventario de rejeitos nucleares, principalmente os transurânicos (TRU) e os produtos de fissão de meia-vida longa (LLFP). Neste trabalho enfatiza os seguintes aspectos: (i) complementar e aprimorar a metodologia de cálculos neutrônicos com queima e transmutação e implementá-la computacionalmente; (ii) e utilizando esta metodologia, participar dos Projetos Coordenados de Pesquisa (CRP) da Agência Internacional de energia Atômica \"Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS\" e \"Collaborative work on use of LEU in ADS\", principalmente na reprodução dos resultados experimentais da instalação subcrítica Yalina Booster e também no cálculo de um núcleo subcrítico do reator IPEN/MB-01, (iii) analisar comparativamente diferentes bibliotecas de dados nucleares, no cálculo de parâmetros integrais (keff), diferenciais (espectro, fluxo) e de queima e transmutação (inventário ao final do ciclo) e (iv) aplicar a metodologia desenvolvida em um estudo que possa ajudar na escolha futura de um sistema transmutador dedicado. Foram utilizados para tanto os seguintes códigos: MCNP (Transporte de partículas por Monte Carlo), MCB (acoplamento do MCNP com código de transmutação) e o sistema NJOY para o processamento dos arquivos de dados nucleares avaliados.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; subcritical assemblies; neutron sources; burnup; accelerator driven transmutation; m codes; t codes; nuclear data collections; control elements

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  • IPEN-DOC 16976

    STEFANI, GIOVANNI L. de; CONTI, THADEU das N. ; SANTOS, THIAGO A. dos; FEDORENKO, GIULIANA G.; CASTRO, VINICIUS A.; MAIO, MIREIA F.. Implementation of the optimization for the methodology of the neutronic calculation and thermo-hydraulic in IEA-R1 reactor. 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: c codes; h codes; iear-1 reactor; l codes; neutrons; t codes; thermal hydraulics; thermodynamics

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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

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Ano de publicação: 2015

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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.