Navegação por assunto "pipes"

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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 11046

    MATTAR NETO, M. ; CRUZ, J.R.B.; JONG, R.P.. Influence of the materials mechanical properties on the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems. In: INTERNATIONAL CONGRESS OF MECHANICAL ENGINEERING, 18th, November 6-11, 2005, Ouro Preto, MG. Proceedings... 2005.

    Abstract: The structural integrity assessment methods of cracked components manufactured with ductile materials request the evaluation of parameters of the Elastic-Plastic Fracture Mechanics (EPFM) and of the Limit Load Analysis (LL). Since the use of numerical methods to apply the concepts of EPFM and LL may be costly and time demanding, the existence of the so-called simplified methods for cracked piping evaluation is still considered of great relevance. The following simplified methods for evaluation of the ductile behavior of piping systems are available in the literature and were considered in this work: J-T Method (J Integral versus the Tearing Modulus T), R6 Method and DPFAD Method (Deformation Plasticity Failure Assessment Diagram). The methods were applied for the computation of instability loads of some piping systems, with through-wall circumferential cracks, subjected to bending moments, made with high toughness steels. Changes in the values of the materials properties were considered. The estimated instability loads were compared with experimental results obtained in the literature. From those comparisons, some conclusions and comments could be made, being the main focus of the work the aspects related to the characterization of the materials properties to the appropriate application of the methods to cracked piping of pressurized water nuclear reactor (PWR) primary systems, in evaluations of the LBB (Leak-Before-Break) concept. As the methods are strongly dependent on the properties, some recommendations must be followed. These properties are basically expressed by means of the stressstrain curves and fracture resistance curves (JR curves).

    Palavras-Chave: materials testing reactors; mechanical properties; mechanical structures; cracks; pipes; fracture mechanics; leaks

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  • IPEN-DOC 05778

    MATTAR NETO, M. ; AQUINO, C.T.E.; MANESCHY, J.E.A.; NOBREGA, P.G.B.. Instability evaluation in austenitic piping systems using two different approaches. In: PRESSURE VESSEL AND PIPING CONFERENCE, June 17-23, 1994, Minneapolis, Minn., USA. 1994. p. 299-302.

    Palavras-Chave: pipes; instability; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 26463

    SILVA, ISRAEL G.F. da; ANDRADE, ARNALDO H.P. de ; MONTEIRO, WALDEMAR A. . Leak-Before-Break methodology applied to different piping materials: a performance evaluation. Frattura ed Integrità Strutturale, v. 13, n. 50, p. 46-53, 2019. DOI: 10.3221/IGF-ESIS.50.06

    Abstract: This paper presents a study of the application of Leak-Before- Break (LBB) to nuclear piping using three different materials. Although had been introduced more than three decades ago, through a fundamentally technical justification, the LBB concept currently has been widely applied in nuclear installations projects in several countries. Based on the fracture mechanics, the LBB concept considers that a leakage from a crack can be detected before it reaches a critical size that implies the pipe failure, that is, the LBB analysis demonstrates through a technical justification that the probability of pipe rupture is extremely low. Among the aspects that involve the application of LBB, the main ones are: the definition of the material properties, which are obtained through tensile and fracture tests; the leakage analysis, which determines the rate of leakage due to the presence of a through-wall crack; and the analysis that verifies if the crack is stable considering the failure modes by ductile tear and plastic collapse. The materials SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B and SA-376-TP304 were evaluated in relation to their performances for LBB. Data obtained from literature cases were used for the materials properties, and for the geometry and loadings of the pipe, all corresponding to the primary circuit of a PWR reactor. After application of the LBB, it was verified that all three materials met the limits established in the methodology. SA-508 Cl. 3 and SA-376-TP304 steels showed the best performance for ductile tear failure and plastic collapse failure, respectively, and SA-106 Gr. B steel had the lowest performance in both. All three materials presented plastic collapse as the most likely failure mode. In general, SA-376-TP304 steel presented the best performance for the LBB among the three materials evaluated in this work.

    Palavras-Chave: leaks; pipes; performance; materials; pwr type reactors; fracture mechanics; fracture properties; steels; carbon steels; stainless steel-304; stainless steels

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  • IPEN-DOC 04743

    MARINUCCI, G. ; ZAPPAROLI JUNIOR, C.L. . Materiais compostos avancados para fabricacao de tubulacoes pelo processo filament winding. In: 9o. SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996.

    Palavras-Chave: composite materials; carbon fibers; fiberglass; filaments; pipes

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  • IPEN-DOC 26470

    INVERNIZZI, BRUNO P. ; SILVA, LEANDRO G. ; NEVES, MAURICIO D.M. das . Mechanical properties for circumferential welding applied to UNS S32750 Super Duplex Stainless Steel using the GMAW process with CMT control. Engineering, v. 11, n. 9, p. 576-591, 2019. DOI: 10.4236/eng.2019.119040

    Abstract: Super Duplex Stainless Steel has been studied for oil and gas industry applications since the 90 s, but their welding always is a technical issue. Then different methods were developed to meet all requirements presents in ASME standards, where most of are applied for lower production, when compared to other materials such carbon steel. This study accomplished circumferential welding experiments in base material (BM)—UNS S32750 Super Duplex Stainless Steel with a thickness of 3.68 mm. Welding was performed using GMAW (Gas Metal Arc Welding) process with CMT (Cold Metal Transfer) control and the aid of a Motoman robot and a turntable device, which were used to ensure the accurate positioning of the torch and that the welding has been fully implemented in the 1 G position, respectively. This process achieves higher production in relation other welding process usually applied for this material class. The joints which presented adequate dimensional results were, then, subjected to tensile and hardness Vickers tests. To avoid the lack of penetration problem, the welding was performed using the CMT process combined with pulsed arc, thus, resulting in full penetration and improved surface finish. The results have shown that the CMT procedure, combined with pulsed arc, led to an adequate superficial finishing, mechanical properties and corrosion resistance in accomplishment with the requirements presented in applicable standards.

    Palavras-Chave: corrosion resistant alloys; electric arcs; heat exchangers; mechanical properties; nuclear energy; pipes; stainless steels; vickers hardness; welded joints; welding; microstructure

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  • IPEN-DOC 26351

    ALMEIDA, RAFAEL S.P. ; ROCHA, MARCELO S. . Numerical model for calculation of hydraulic transiente and fluid-structure interaction in fluid transport systems. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4731-4742.

    Abstract: In this study the effects of Fluid-structure Interaction during hydraulic transients, more precisely water hammer events, in fluid transport systems are investigated. For this purpose, a numerical model was developed to simulate the effects of Fluid-structure Interaction in a system composed of a reservoir with upstream constant level, a straight pipe and a valve coupled downstream, which can be rigidly fixed or free to move. The transfer of energy from the fluid to the structure associated with pressure waves and their effects, that is, the efforts and displacements generated, is taken into account. The Method of Characteristics is used for solving the hyperbolic partial differential equations system, associated with finite differences and linear interpolations procedures. Three coupling mechanisms are modeled: Friction, Poisson, and junction coupling. The proposed numerical procedure is validated by simulation of a benchmark problem and compared to analytical solutions found in the literature. The results indicated that the model is able to reproduce the main effects Fluid-structure Interaction during hydraulic transients in a pipe conveying fluids. List of symbols A - cross-sectional area, m2 c - classical wave speed, celerity, m/s c˜ - FSI wave speed, celerity, m/s D - inner diameter of pipe, m E - Young modulus of pipe wall, Pa e - pipe wall thickness, m FSI - Fluid-Structure Interaction G - shear modulus of pipe wall material, Pa H - pressure head, m K - fluid bulk modulus, Pa L - length, m MOC - Method of Characteristics P - pressure, Pa R - inner radius of pipe, m T - period, s t - time, s u - pipe displacement, m u̇ - pipe velocity, m/s V - cross-sectional fluid velocity, m/s x - axial coordinate, m g - constant, m/s 𝜇 - Poisson ratio

    Palavras-Chave: benchmarks; computerized simulation; coupling; finite difference method; fluid flow; fluid-structure interactions; friction; hydraulics; nuclear poisons; partial differential equations; pipes; transients; water hammer

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  • IPEN-DOC 14233

    MUCCILLO, REGINALDO . Obtencao de tubos ceramicos de zirconia: itria por deposicao eletroforetica. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE CERAMICA, 53., 7-10 de junho, 2009, Guaruja, SP. Resumo... 2009.

    Palavras-Chave: pipes; ceramics; zirconium oxides; yttrium oxides; electrophoresis

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  • IPEN-DOC 13192

    MATTAR NETO, M. ; CRUZ, J.R.B.; JONG, R.P. de. On the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems. Progress in Nuclear Energy, v. 50, p. 800-817, 2008.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; fracture mechanics; cracks; pipes

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  • IPEN-DOC 23032

    CAMPOS, M.P. ; COSTA, L.J.P. ; NISTI, M.B. ; MAZZILLI, B.P. . Phosphogypsum recycling in the building materials industry: assessment of the radon exhalation rate. Journal of Environmental Radioactivity, v. 172, p. 232-236, 2017. DOI: 10.1016/j.jenvrad.2017.04.002

    Abstract: Phosphogypsum can be classified as a Naturally Occurring Radioactive Material (NORM) residue of the phosphate fertilizer industry. One of the main environmental concerns of its use as building material is the radon exhalation. The aim of this study is to measure the radon exhalation rate from plates and bricks manufactured with phosphogypsum from three installations of the main Brazilian producer, Vale Fertilizantes, in order to evaluate the additional health risk to dwellers. A simple and reliable accumulator method involving a PVC pipe sealed with a PVC pipe cover commercially available with CR-39 radon detector into a diffusion chamber was used for measuring radon exhalation rate from phosphogypsum made plates and bricks. The radon exhalation rate from plates varied from 0.19 ± 0.06 Bq m 2 h 1, for phosphogypsum from Bunge Fertilizers, from 1.3 ± 0.3 Bq m 2 h 1, for phosphogypsum from Ultrafertil. As for the bricks, the results ranged from 0.11 ± 0.01 Bq m 2 h 1, for phosphogypsum from Bunge Fertilizers, to 1.2 ± 0.3 Bq m 2 h 1, for phosphogypsum from Ultrafertil. The results obtained in this study for the radon exhalation rate from phosphogypsum plates and bricks are of the same order of magnitude than those from ordinary building materials. So, it can be concluded that the recycling of phosphogypsum as building material is a safe practice, since no additional health risk is expected from the radiological point of view.

    Palavras-Chave: bricks; diffusion chambers; exhalation; fertilizer industry; health hazards; pipes; plates; pvc; radioactive materials; radon; recycling

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  • IPEN-DOC 22005

    MOREIRA, TATIANA M. ; SEO, EMILIA S.M. . Preparação e caracterização da fibra da folha do milho para obtenção de compósito polimérico e aplicação na fabricação de tubulações de gás. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA, 20.; PROGRAMA DE BOLSAS E INICIAÇÃO CIENTÍFICA CNEN, 11.; PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO DESENVOLVIMENTO TECNOLÓGICO E INOVAÇÃO, 4., 22-23 de outubro, 2014, São Paulo, SP. Resumo expandido... 2014. p. 156-157.

    Palavras-Chave: chemical preparation; fibers; maize; polymers; composite materials; uses; fabrication; pipes; scanning electron microscopy; x-ray fluorescence analysis; chemical analysis

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  • IPEN-DOC 21492

    MOREIRA, TATIANA M. ; SEO, EMILIA S.M. . Preparação e caracterização da fibra da folha do milho para obtenção de compósito polimérico e aplicação na fabricação de tubulações de gás. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA, 21.; PROGRAMA DE BOLSAS E INICIAÇÃO CIENTÍFICA CNEN, 12.; PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO DESENVOLVIMENTO TECNOLÓGICO E INOVAÇÃO, 5., 1-2 de outubro, 2015, São Paulo, SP. Resumo expandido... 2015. p. 215-216.

    Palavras-Chave: agricultural wastes; fibers; sustainable development; polyethylenes; composite materials; calorimetry; pipes; manufacturing; modular structures; gases

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  • IPEN-DOC 20644

    LEBRAO, GUILHERME W.. Processamento e caracterização de material compósito polimérico obtido com nanotubo de carbono funcionalizado / Processing and characterization of polymeric composite material obtained with functionalized carbon nanotube . 2013. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 97 p. Orientador: Jesualdo Luiz Rossi. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-10022015-143012

    Abstract: Desenvolveu-se neste trabalho um procedimento para incorporação de nanotubos de carbono (NTC) em uma resina fenol / epóxi a ser utilizado como matriz de um compósito de fibra de carbono. Realizando para tal, a oxidação dos NTC com o uso de micro-ondas e sua funcionalização com 3-amino-propil-tri-etoxi-silano, usado com agente de acoplamento entre a resina e o NTC. Após o processamento, como resultado da adição dos NTC na resina, obteve-se um aumento na sua temperatura de transição vítrea e uma melhora no limite de resistência à flexão e impacto. No material compósito fibra de carbono, obtido por laminação manual, onde a resina fenol / epóxi mais NTC foi usada como matriz, obteve-se o aumento do limite de resistência à tração e ao impacto, confirmado por uma análise de variância com 95% de confiança, mostrando a eficácia no tratamento dos NTC.

    Palavras-Chave: composite materials; polymers; nanostructures; pipes; carbon; epoxides; carbon fibers; fourier transform spectrometers; infrared spectra

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  • IPEN-DOC 22022

    LIMA, JOSE R. de . Projeto e desenvolvimento de um dispositivo automático de controle e alimentação de tubos de titânio e fios de prata para a produção de sementes de Iodo - 125 / Design and development of an automatic device control and titanium pipe supply and wires silver for Iodine-125 seeds of production . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 61 p. Orientador: Carlos Alberto Zeituni. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-05122016-144234

    Abstract: No Brasil, o câncer de próstata é um dos tipos de câncer que mais afeta a população masculina, sendo o segundo mais incidente, ficando atrás apenas do câncer de pele não melanoma que é o mais ocorrente na população. Existem vários procedimentos para o tratamento do câncer de próstata, dentre eles temos a braquiterapia com sementes de Iodo- 125, este método é realizado inserindo sementes com Iodo radioativo na próstata do paciente. As sementes são constituídas de uma capsula de titânio medindo 0,8 mm de diâmetro por 4,5 mm de comprimento com um fio de prata medindo 0,5 mm de diâmetro por 3,0 mm de comprimento, adsorvido com Iodo-125, que é selado por meio de solda laser. As tecnologias usadas nos processos de produção de sementes de Iodo-125 são protegidas por patentes e a obtenção dos direitos de produção apresenta um custo elevado, inviabilizando a sua produção por esses processos devidos aos custos. O objetivo deste trabalho é desenvolver o projeto de um dispositivo para a contagem dos tubos de titânio e dos fios de prata usados na confecção das sementes de Iodo-125, este objetivo foi atingido estabelecendo uma metodologia para o posicionamento dos fios de prata e sua condução para o processo de contagem. Para tanto, foi projetado, construído e utilizado um novo dispositivo que se encontra hoje totalmente operacional. Foram utilizados motores de passo e sensores óticos para auxiliar no processo de automação do conjunto.

    Palavras-Chave: radiotherapy; brachytherapy; neoplasms; prostate; iodine 125; titanium; pipes; seeds; silver iodides; counting techniques; electric motors; radiopharmaceuticals; quality control; radioisotope scanning; computer-aided design

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  • IPEN-DOC 21008

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; MATTAR NETO, MIGUEL . Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports. 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

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  • IPEN-DOC 11200

    MATTAR NETO, M. ; CRUZ, J.R.B.; JONG, R.P.. Routines for the assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems. 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: cracks; ductile-brittle transitions; failures; fracture mechanics; fracture properties; pipes; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 20399

    REZENDE, RENATO P.; NEVES, MAURICIO D.M. das . Soldagem circunferencial de tubos de aço inoxidável AISI 348 usando o processo GTAW. In: CONGRESSO PAN-AMERICANO DE SOLDAGEM, 1.; CONGRESSO NACIONAL DE SOLDAGEM, 40., 20-23 de outubro, 2014, São Paulo, SP. Anais... 2014.

    Palavras-Chave: pipes; stainless steels; welding; gas tungsten-arc welding; optical microscopy; scanning electron microscopy; spectroscopy

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  • IPEN-DOC 26375

    BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; SOARES, HUMBERTO V.; FREITAS, ROBERTO L.. Validation of the RELAP5 code for the simulation of the Siphon Break effect in pool type research reactors. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5383-5392.

    Abstract: In an open pool type reactor, the pool water inventory should act as a heat sink to provide emergency reactor core cooling. In the Brazilian Multipurpose Reactor – RMB, to avoid the loss of pool water inventory, all the Core Cooling System (CCS) lines penetrate at the pool top, far above the reactor core level. However, as most of CCS equipment and lines are located below the reactor core level, in the case of a Loss of Coolant Accident (LOCA), a large amount of pool water could be lost drained by siphon effect. To avoid RMB research reactor core discovering in the case of a LOCA, siphon breakers, that allow CCS line air intake, are installed in the CCS lines in order to stop the reactor pool draining due to siphon effect. As siphon breakers are important passive safety devices, their effectiveness should be verified. Several previous numerical and experimental studies about siphon break effect were found in the literature. Some of them comment about the effectiveness of the siphon breakers based on their air intake area. Others state that one-dimensional thermo-hydraulic system codes such as RELAP5 code would fail when modeling the siphon break effect. This work shows the RELAP5/MOD3.3 code capability in modeling the siphon break effect. A nodalization for RELAP5/MOD3.3 code of a Siphon Breaker Test Facility located at POSTECH University in Korea was developed. Experiments considering several siphon breakers device intake areas were simulated. A very good agreement between numerical and experimental results was obtained. As siphon breakers intake areas decrease, the siphon breaker effectiveness also decreases and more water is drained from the reactor pool. For smaller siphon breaker intake areas, RELAP5/MOD3.3 code showed conservative results, overestimating the reactor pool water losses.

    Palavras-Chave: computerized simulation; loss of coolant; pipes; pool type reactors; r codes; reactor cores; ruptures; safety analysis; tanks; test facilities; test facilities; validation; void fraction

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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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