Navegação por assunto "probabilistic estimation"

Classificar por: Ordenar: Resultados:

  • IPEN-DOC 11632

    BOZZOLAN, JEAN C. . Um estudo sobre o efeito domino em instalacoes do ciclo do combustível nuclear. 2006. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. p. Orientador: Jose Messias de Oliveira Neto. DOI: 10.11606/D.85.2006.tde-31052007-140555

    Abstract: Os acidentes causados pelo efeito dominó são dos mais graves ocorridos na indústria química e de processo. Mesmo sendo o potencial destrutivo desses eventos acidentais bastante conhecido, pouca atenção tem sido dada a este problema pela literatura técnica e uma metodologia completa e aprovada para a avaliação quantitativa da contribuição do efeito dominó ao risco industrial ainda não está plenamente desenvolvida. O presente estudo propõe um procedimento sistemático para a avaliação quantitativa do efeito dominó em plantas químicas do ciclo do combustível nuclear. O trabalho é baseado em avanços recentes feitos na modelagem de danos a equipamentos de processo causados por incêndios e explosões devido aos vetores de propagação (radiação de calor, sobrepressão e projeção de fragmentos). Dados disponíveis na literatura técnica e novos modelos de vulnerabilidade deduzidos para diversas categorias de equipamentos de processo foram utilizados no presente trabalho. O procedimento proposto é aplicado a uma área de tancagem típica de uma planta de reconversão situada em um sítio que abriga varias outras instalações do ciclo do combustível nuclear. São analisados os vários eventos iniciadores, seus vetores de propagação, as conseqüências desses eventos e as freqüências associadas ao efeito dominó.

    Palavras-Chave: fuel cycle; chemical plants; management; probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis; blast effects

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 17027

    BARBOSA, PAULO R.; TIAGO, GRAZIELA M.; BUENO, ELAINE I.; PEREIRA, IRACI M. . Fault detection of sensors in nuclear reactors using self-organizing maps. 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: diagrams; electrical faults; fault tree analysis; iear-1 reactor; information systems; maps; nuclear data collections; probabilistic estimation; sensors; reactors

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 12901

    NASCIMENTO, C.S. do; MESQUITA, R.N. de . A human error probability estimate methodology based on fuzzy inference and expert judgment of nuclear plants. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: evaluation; failures; fuzzy logic; human factors; iear-1 reactor; numerical data; probabilistic estimation; probability; reactor cores; reactor operators; reactor safety; reliability; risk assessment

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 15332

    PUJATTI, PRISCILLA B.; SANTOS, JOSEFINA S.; COUTO, RENATA M.; SUZUKI, MIRIAM F. ; MENGATTI, JAIR ; ARAUJO, ELAINE B. de . In vitro in vivo studies in Balb-c and nude mice of a new sup(177)Lu-bombesin analog developed for prostate tumor diagnosis and treatment. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: evaluation; failures; fuzzy logic; human factors; iear-1 reactor; numerical data; probabilistic estimation; probability; reactor cores; reactor operators; reactor safety; reliability; risk assessment

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 06828

    VIEIRA NETO, A.S. . Metodologia de analise quantitativa de riscos aplicada a incendios. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA DE INCENDIO, 9., 23-25 ago, 2000, Sao Paulo, SP. 2000.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; reactor cores; fires; fire hazards; risk assessment; safety analysis; probabilistic estimation; safety engineering

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 26376

    GABE, CESAR A.; FREIRE, LUCIANO O. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Modeling dynamic scenarios for safety, reliability, availability and maintainability analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5393-5400.

    Abstract: Safety analysis uses probability combinatorial models like fault tree and/or event tree. Such methods have static basic events and do not consider complex scenarios of dynamic reliability, leading to conservative results. Reliability, availability, and maintainability (RAM) analysis using reliability block diagram (RBD) experience the same limitations. Continuous Markov chains model dynamic reliability scenarios but suffer from other limitations like states explosion and restriction of exponential life distribution only. Markov Regenerative Stochastic Petri Nets oblige complex mathematical formalism and still subject to state explosions for large systems. In the design of complex systems, distinct teams make safety and RAM analyses, each one adopting tools better fitting their own needs. Teams using different tools turns obscure the detection of problems and their correction is even harder. This work aims to improve design quality, reduce design conservatism, and ensure consistency by proposing a single and powerful tool to perform any probabilistic analysis. The suggested tool is the Stochastic Colored class of Petri Nets, which supplies hierarchical organization, a set of options for life distributions, dynamic reliability scenarios and simple and easy construction for large systems. This work also proposes more quality rules to assure model consistency. Such method for probabilistic analysis may have the effect of shifting systems design from “redundancy, segregation and independency” approach to “maintainability, maintenance and contingency procedures” approach. By modeling complex human and automated interventional scenarios, this method reduces capital costs and keeps safety and availability of systems.

    Palavras-Chave: availability; computerized simulation; dynamical systems; maintenance; probabilistic estimation; redundancy; reliability; safety analysis; sensitivity analysis; stochastic processes

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 27722

    GABE, CESAR A.; FREIRE, LUCIANO O. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Modeling dynamic scenarios for safety, reliability, availability, and maintainability analysis. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 8, n. 3A, p. 1-11, 2020. DOI: 10.15392/bjrs.v8i3A.1464

    Abstract: Safety analysis uses probability combinatorial models like fault tree and/or event tree. Such methods have static basic events and do not consider complex scenarios of dynamic reliability, leading to conservative results. Reliability, availability, and maintainability (RAM) analysis using reliability block diagram (RBD) experience the same limitations. Continuous Markov chains model dynamic reliability scenarios but suffer from other limitations like states explosion and restriction of exponential life distribution only. Markov Regenerative Stochastic Petri Nets oblige complex mathematical formalism and still subject to state explosions for large systems. In the design of complex systems, distinct teams make safety and RAM analyses, each one adopting tools better fitting their own needs. Teams using different tools turns obscure the detection of problems and their correction is even harder. This work aims to improve design quality, reduce design conservatism, and ensure consistency by proposing a single and powerful tool to perform any probabilistic analysis. The suggested tool is the Stochastic Colored class of Petri Nets, which supplies hierarchical organization, a set of options for life distributions, dynamic reliability scenarios and simple and easy construction for large systems. This work also proposes more quality rules to assure model consistency. Such method for probabilistic analysis may have the effect of shifting systems design from “redundancy, segregation and independency” approach to “maintainability, maintenance and contingency procedures” approach. By modeling complex human and automated interventional scenarios, this method reduces capital costs and keeps safety and availability of systems.

    Palavras-Chave: availability; computerized simulation; dynamical systems; maintenance; probabilistic estimation; redundancy; reliability; safety analysis; sensitivity analysis; stochastic processes

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 27931

    OLIVEIRA, ELLISON A. de ; OLIVEIRA, PATRICIA da S.P. de ; MATTAR NETO, MIGUEL ; MATURANA, MARCOS C.. Overview of seismic probabilistic safety assessment applied to a nuclear installation located in a low seismicity zone. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, n. 2B, p. 1-19, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v9i2B.1560

    Abstract: Deterministic and probabilistic safety analysis methodologies have been developed and updated based on operational experience, investigation of past incidents or accidents, and analysis of postulated initiating events in nuclear plants in order to maintain the protection of workers, the public and the environment. The evaluation of accident sequences and the total radiological risk resulting from off-site releases are general objectives addressed by these methodologies. There are hazards that continually challenge the safety of a nuclear facility or its nearby area. In particular, seismic events represent a major contributor to the risk of a nuclear accident. Different levels of ground motion induced by earthquakes may be experienced by structures, systems and components (SSCs) of an installation. In this context, a seismic hazard analysis, seismic demand analysis and seismic fragility analysis must be carried out in order to characterize the local seismic hazard and seismic demands on SSCs, allowing an adequate seismic classification of SSCs, even for installations located in sites with low seismicity. In this article, a general description of the Seismic Probabilistic Safety Assessment (Seismic PSA) methodology is presented, emphasizing the supporting studies. This methodology shall be applied to an experimental nuclear installation containing a PWR reactor designed for naval propulsion to be installed in a low seismicity zone in Brazil.

    Palavras-Chave: safety analisys; nuclear facilities; risk assessment; seismicity; earthquakes; hazards; probabilistic estimation

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 26374

    OLIVEIRA, ELLISON A. ; OLIVEIRA, PATRICIA S.P. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; MATURANA, MARCOS C.. Overview of the seismic probabilistic safety assessment applied to a nuclear installation located in a low seismicity zone. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5368-5382.

    Abstract: Permanent concern on the safety of nuclear installations shall be assured in order to maintain the protection of workers, individuals from the public and the environment. Safety analysis methodologies for both approaches, deterministic and probabilistic, have been developed and updated based on operational experience, investigation of past incidents or accidents, and analysis of postulated initiating events. In general terms, the main objectives of a nuclear safety study are the identification of a comprehensive list of accident initiating events, the evaluation of their impact on the installation and the assessment of the total radiological risk resulting from accidents with off-site releases. Among all initiating events and hazards, there are external hazards that continually challenge the safety of a nuclear facility or its nearby area. In particular, seismic events represent a major contributor to the risk of a nuclear facility. Large levels of ground motion induced by earthquakes may be experienced due to the propagation of mechanical waves on the ground, caused by the displacement of tectonic plates. In this context, a seismic hazard analysis can be carried out in order to predict local acceleration levels with the associated uncertainty distribution, allowing an adequate seismic classification of plant structures, systems and components, including installations located in sites with low seismicity. In order to estimate the risk of a nuclear installation concerning accidents induced by seismic events, a Seismic Probabilistic Safety Assessment (Seismic PSA) shall be performed. In this article, a general description of the Seismic PSA methodology is presented, with emphasis on the supporting studies for this assessment. Finally, this study is under the scope of a master degree project at IPEN – CNEN/SP which intends to apply the methodology described in this article to an experimental nuclear installation containing a PWR reactor designed for naval propulsion to be installed in a low seismicity zone in Brazil.

    Palavras-Chave: earthquakes; nuclear facilities; probabilistic estimation; radiation hazards; radiation protection; risk assessment; safety analysis; seismicity

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 12188

    SABUNDJIAN, GAIANE ; CABRAL, EDUARDO L.L. ; HIRATA, DANIEL M.. Preliminary study of probabilistic safety assessment level 1 for the IEA-R1 research reactor of the IPEN/CNEN. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 8th/ MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 15th, Sept. 30 - Oct. 5, 2007, Santos, SP. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2007, 2007.

    Palavras-Chave: brazil; iear-1 reactor; probabilistic estimation; probability; reactor safety; risk assessment; safety analysis

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 12834

    HIRATA, DANIEL M.; SABUNDJIAN, GAIANE ; CABRAL, EDUARDO L.L. . Preliminary study of probabilistic safety assessment level 1 for the IEA-R1 research reactor of the IPEN/CNEN - Estudo comparativo da geracao comercial de energia eletrica. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 9, n. 3, p. 92-96, 2007.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; research reactors; probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis; reactor accidents; reliability

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 23959

    MENZEL, FRANCINE ; SABUNDJIAN, GAIANE ; DAURIA, FRANCESCO; MADEIRA, ALZIRA A.. Proposal for systematic application of BEPU in the licensing process of nuclear power plants. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 10, n. 4, p. 323-337, 2016.

    Abstract: In general, Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology implies application of ‘realistic’ or the so-called ‘best estimate’ computational codes with uncertainty quantification to the thermal-hydraulic safety analyses of nuclear power plants within the licensing process. The results of such analyses are documented in Chapter 15 of Final Safety Analysis Report (FSAR). The objective of the present work is to discuss the possibility of adopting BEPU methodology to the entire FSAR, therefore extending its application range to the other chapters. To perform an entire FSAR based on BEPU, a homogenisation of the analysis is proposed. The first step towards BEPU-FSAR requires identification and characterisation of the parts where numerical analyses are needed (the so-called BEPU topics). The next step is to create a list of key technological areas, the so-called key disciplines and their related key topics and then an overview of the currently computational activities in each technological area. Based on the finalised BEPU applications one can conclude that this methodology is feasible, which encourages to extended its range of use to the other technological areas of FSAR, and therefore to demonstrate the industrial worth and interest. The future step of this work will mainly be focused on the propagation of this expertise into the remaining technical areas of FSAR, adding new knowledge and therefore creating coherent and rigorous background of the BEPU-FSAR methodology.

    Palavras-Chave: reactor safety; safety analysis; licensing; deterministic estimation; nuclear power plants; probabilistic estimation; accident management

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 24007

    GOMES, DANIEL S. ; TEIXEIRA, ANTONIO S. . Simulating fuel behavior under transient conditions using fraptran and uncertainty analysis using DAKOTA. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: Although regulatory agencies have shown a special interest in incorporating best estimate approaches in the fuel licensing process, fuel codes are currently licensed based on only the deterministic limits such as those seen in 10CRF50, and therefore, may yield unrealistic safety margins. The concept of uncertainty analysis is employed to more realistically manage this risk. In this study, uncertainties were classified into two categories: probabilistic and epistemic (owing to a lack of pre-existing knowledge in this area). Fuel rods have three sources of uncertainty: manufacturing tolerance, boundary conditions, and physical models. The first step in successfully analyzing the uncertainties involves performing a statistical analysis on the input parameters used throughout the fuel code. The response obtained from this analysis must show proportional index correlations because the uncertainties are globally propagated. The DAKOTA toolkit was used to analyze the FRAPTRAN transient fuel code. The subsequent sensitivity analyses helped in identifying the key parameters with the highest correlation indices including the peak cladding temperature and the time required for cladding failures. The uncertainty analysis was performed using an IFA-650-5 fuel rod, which was in line with the tests performed in the Halden Project in Norway. The main objectives of the Halden project included studying the ballooning and rupture processes. The results of this experiment demonstrate the accuracy and applicability of the physical models in evaluating the thermal conductivity, mechanical model, and fuel swelling formulations.

    Palavras-Chave: boundary conditions; computerized simulation; d codes; data covariances; f codes; fuel rods; fuel-cladding interactions; nuclear fuels; probabilistic estimation; swelling; thermal conductivity; thermal expansion; transients

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 07116

    OLIVEIRA, P.S.P. ; VIEIRA NETO, A.S. ; SAUER, M.E.L.J. . The experience of IPEN-CNEN/SP in the Probabilistic Safety Assessment Regulatory Review for ANGRA I Brazilian Nuclear Power Plant. In: IAEA TECHNICAL COMMITTEE MEETING ON 'QUALITY AND CONSISTENCY OF PSA'S', May 28 - June 1, 2001, Vienna, Austria. 2001.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; probabilistic estimation; safety analysis; regulatory guides; reactor safety; risk assessment; failure mode analysis; data analysis; eccs; safety reports; brazilian cnen

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 16927

    ZAHN, GUILHERME S. ; GENEZINI, FREDERICO A. ; TICIANELLI, REGINA B. ; FIGUEIREDO, ANA M.G. . Using robust statistics to improved NAA results. 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: gamma radiation; iear-1 reactor; isotopes; neutron activation analysis; probabilistic estimation; statistics; stochastic processes

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 10669

    SAUER, M.E.L.J. ; SARA NETO, A.J. ; LIMA, T.C.C.; RIBEIRO, M.A.M. . Utilizacao do checklist de seguranca na analise do sistema de retratamento de agua do reator IEA-R1. 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: auxiliary water systems; iear-1 reactor; inspection; probabilistic estimation; reactor maintenance; reactor operation; reactor safety; recommendations; risk assessment; safety analysis; water treatment

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 19359

    FERREIRA, NELSON L.D.; ROCHEDO, ELAINE R.R.; MAZZILLI, BARBARA P. . Utilization of critical group and representative person methodologies - differences abd difficulties. 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: deterministic estimation; environmental impacts; icrp critical group; personnel; probabilistic estimation; radiation doses; radiation protection; radioactive effluents; radioactive wastes; radioisotopes; uranium hexafluoride; waste disposal

    Como referenciar este item
    Icon

A pesquisa no RD utiliza os recursos de busca da maioria das bases de dados. No entanto algumas dicas podem auxiliar para obter um resultado mais pertinente.

✔ É possível efetuar a busca de um autor ou um termo em todo o RD, por meio do Buscar no Repositório , isto é, o termo solicitado será localizado em qualquer campo do RD. No entanto esse tipo de pesquisa não é recomendada a não ser que se deseje um resultado amplo e generalizado.

✔ A pesquisa apresentará melhor resultado selecionando um dos filtros disponíveis em Navegar

✔ Os filtros disponíveis em Navegar tais como: Coleções, Ano de publicação, Títulos, Assuntos, Autores, Revista, Tipo de publicação são autoexplicativos. O filtro, Autores IPEN apresenta uma relação com os autores vinculados ao IPEN; o ID Autor IPEN diz respeito ao número único de identificação de cada autor constante no RD e sob o qual estão agrupados todos os seus trabalhos independente das variáveis do seu nome; Tipo de acesso diz respeito à acessibilidade do documento, isto é , sujeito as leis de direitos autorais, ID RT apresenta a relação dos relatórios técnicos, restritos para consulta das comunidades indicadas.

A opção Busca avançada utiliza os conectores da lógica boleana, é o melhor recurso para combinar chaves de busca e obter documentos relevantes à sua pesquisa, utilize os filtros apresentados na caixa de seleção para refinar o resultado de busca. Pode-se adicionar vários filtros a uma mesma busca.

Exemplo:

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

✔ Para indexação dos documentos é utilizado o Thesaurus do INIS, especializado na área nuclear e utilizado em todos os países membros da International Atomic Energy Agency – IAEA , por esse motivo, utilize os termos de busca de assunto em inglês; isto não exclui a busca livre por palavras, apenas o resultado pode não ser tão relevante ou pertinente.

✔ 95% do RD apresenta o texto completo do documento com livre acesso, para aqueles que apresentam o significa que e o documento está sujeito as leis de direitos autorais, solicita-se nesses casos contatar a Biblioteca do IPEN, bibl@ipen.br .

✔ Ao efetuar a busca por um autor o RD apresentará uma relação de todos os trabalhos depositados no RD. No lado direito da tela são apresentados os coautores com o número de trabalhos produzidos em conjunto bem como os assuntos abordados e os respectivos anos de publicação agrupados.

✔ O RD disponibiliza um quadro estatístico de produtividade, onde é possível visualizar o número dos trabalhos agrupados por tipo de coleção, a medida que estão sendo depositados no RD.

✔ Na página inicial nas referências são sinalizados todos os autores IPEN, ao clicar nesse símbolo será aberta uma nova página correspondente à aquele autor – trata-se da página do pesquisador.

✔ Na página do pesquisador, é possível verificar, as variações do nome, a relação de todos os trabalhos com texto completo bem como um quadro resumo numérico; há links para o Currículo Lattes e o Google Acadêmico ( quando esse for informado).

ATENÇÃO!

ESTE TEXTO "AJUDA" ESTÁ SUJEITO A ATUALIZAÇÕES CONSTANTES, A MEDIDA QUE NOVAS FUNCIONALIDADES E RECURSOS DE BUSCA FOREM SENDO DESENVOLVIDOS PELAS EQUIPES DA BIBLIOTECA E DA INFORMÁTICA.

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.

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.