Navegação por Autores IPEN "TORRES, WALMIR M."

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  • IPEN-DOC 29651

    TORRES, WALMIR M. . Adequação das unidades da Torre de Resfriamento A do IEA-R1 para aumento da capacidade de troca de calor. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril, 2023. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-146-00-INFT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: cooling towers; iear-1 reactor; heat exchangers; measuring instruments; anemometers; velocity

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  • IPEN-DOC 11567

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; CASTRO, ALFREDO J.A. de ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ROCHA, RICARDO T.V. da; DAMY, OSWALDO L. de A.; TORRES, EDUARDO. Analise experimental do fenomeno de circulacao natural. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 11th, 5-8 Dec, 2006, Curitiba, PR. Anais... 2006.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; natural convection; r codes; cooling systems; flow rate

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  • IPEN-DOC 13460

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; CASTRO, ALFREDO J.A. de; CONTI, THADEU das N. ; MASOTTI, PAULO H.F. ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; PALADINO, PATRICIA A.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ROCHA, RICARDO T.V. da; DAMY, OSVALDO L.A.. Analise teorico e experimental do fenomeno de circulacao natural. In: ENCONTRO BRASILEIRO SOBRE EBULICAO, CONDENSACAO E ESCOAMENTO MULTIFASICO LIQUIDO-GAS, 1., 28-29 de abril, 2008, Florianopolis, SC. Anais... 2008.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; natural convection; reactor cooling systems; fluid flow; two-phase flow; reactor control systems; r codes

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  • IPEN-DOC 16126

    SABUNDJIAN, GAIANE ; CONTI, THADEU N. ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; SILVA FILHO, MAURO F.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.. Analise teorico/experimental do fenomeno de circulacao natural. In: ENCONTRO BRASILEIRO SOBRE EBULICAO, CONDENSACAO E ESCOAMENTOS MULTIFASICOS, 2., 3-4 de maio, 2010, Sao Carlos, SP. Anais... 2010.

    Palavras-Chave: natural convection; nuclear facilities; experimental data; computerized simulation; r codes; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 29922

    CAMPOS, ROGERIO C. de ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; SOARES, HUMBERTO V. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Análise de temperaturas em um elemento combustível do reator de pesquisas IEA-R1 durante evento de perda lenta de vazão com RELAP / RELAP Temperature analysis of a fuel element in the IEA-R1 research reactor during a slow loss of flow. Peer Review, v. 5, n. 18, p. 245-271, 2023. DOI: 10.53660/866.prw2310

    Abstract: O código RELAP (Reactor Excursion and Leak Analysis Program) é amplamente utilizado para realizar análises de acidentes em reatores nucleares de potência ou de pesquisa. O presente trabalho apresenta uma simulação do transiente de perda lenta de vazão no núcleo do reator a partir de um modelo com RELAP para o reator de pesquisas IEA-R1 contemplando a piscina, o núcleo do reator, toda tubulação e válvulas do circuito primário, o tanque de decaimento, bomba de circulação principal, trocador de calor e tubulação de retorno à piscina. A modelagem proposta conseguiu representar toda a fenomenologia do acidente, ou seja, o comportamento das temperaturas desde o início da perda de vazão, desligamento do reator, seguida da abertura da válvula de circulação natural até a reversão da direção do escoamento no núcleo do reator. A comparação com resultados experimentais mostrou diferenças de temperaturas de 2,3°C para o fluido e de até 4°C para o revestimento.

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  • IPEN-DOC 18514

    ROCHA, MARCELO da S.; SABUNDJIAN, GAIANE ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; TORRES, WALMIR M. ; CONTI, THADEU das N. ; MACEDO, LUIZ A. ; UMBEHAUN, PEDRO N.; MESQUITA, ROBERTO N. de ; MASOTTI, PAULO H.F. . ANGRA 2 samll break loca flow regime identification through RELAP5 code. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 14th, November 18-22, 2012, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... 2012.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; reactor cores; loss of coolant; reactor accidents; computerized simulation; r codes; fluid flow; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 24918

    SANTOS, SAMUEL C. ; SANTOS, SERGIO O. dos ; TORRES, WALMIR M. . Avaliação técnica amostral da instrumentação do LOOP 70 para utilização no Circuito Orquídea. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Março, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-004-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: Este relatório apresenta o resultado da avaliação técnica de uma amostragem de transmissores de pressão, transmissores de pressão diferencial e transmissores temperatura do LOOP 70 para verificação da viabilidade de utilização destes instrumentos no circuito experimental Orquídea.

    Palavras-Chave: rmb reactor; temperature dependence; coolant loops; pressure dependence; pressure range; experiment planning; accuracy; equipment

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  • IPEN-DOC 29824

    SOARES, HUMBERTO V. ; YAMAGUCHI, MITSUO ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. . Cálculo das densidades de potência no elemento combustível ECI-RMB. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Agosto, 2023. (IPEN-CEN-P&D-INTC-003-00-RELT-003-00). Restrito.

    Título do projeto: Intercentros 2020.06.IPEN.45.PD

    Abstract: Este relatório apresenta a metodologia utilizada para o cálculo neutrônico e das densidades de potência no Elemento Combustível Instrumentado ECI-RMB. O projeto de avaliação do ECI-RMB tem como objetivo analisar o comportamento deste Elemento no núcleo do Reator IEA-R1, e posteriormente permitirá a realização de testes não destrutivos (espectrometria gama, medida de espessura e inspeção visual) das placas combustíveis removíveis, representativas do reator RMB. Essa primeira fase do projeto consiste em fazer cálculos computacionais utilizando os códigos TwoDB ou (2DB) e o CITATION, já utilizados no IPEN ao longo das últimas décadas. Com esses códigos, foi possível calcular a distribuição de potência individualmente nas placas combustíveis do ECI-RMB. Por se tratar de um Elemento Combustível fora do padrão dos ECs usados no IEA-R1 (3,0 gU/cm3) e que usa uma densidade de urânio maior (3,7 gU/cm3), o ECI-RMB terá comportamentos de geração de calor e termo-hidráulicos levemente diferentes. Os resultados de distribuição de potência nas placas combustíveis do ECI-RMB mostraram potências maiores, da ordem de 4,95% em média, nas placas RMB, como esperado, pois possui uma maior densidade de urânio. A princípio, essas potências maiores nas placas RMB não devem afetar na segurança do núcleo do IEA-R1 e do próprio ECI-RMB. Análises termo-hidráulicas serão realizadas com essa distribuição de potência para confirmação da segurança do núcleo e do ECI-RMB.

    Palavras-Chave: power density; fuel elements; rmb reactor; fuel plates

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  • IPEN-DOC 29806

    TORRES, WALMIR M. . Cálculos da furação para o Distribuidor de Água de Alimentação da Torre de Resfriamento B do IEA-R1. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Julho, 2023. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-130-00-INFT-005-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: cooling towers; tubes; drilling equipment; calculation methods; schedules; iear-1 reactor

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  • IPEN-DOC 16968

    ANDRADE, DELVONEI A. ; ANGELO, GABRIEL; FAINER, GERSON ; ANGELO, EDVALDO; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; MACEDO, LUIZ A. ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; CONTI, THADEU N. ; WATANABE, BRUNO C.; SAKAI, CAIO C.. A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow. 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: a codes; computer calculations; computerized simulation; fluid flow; fluid mechanics; fuel element clusters; general circulation models; heat exchangers; heat transfer; iear-1 reactor; nozzles; reactor cooling systems

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  • IPEN-DOC 20980

    ANDRADE, DELVONEI A. de ; ANGELO, GABRIEL ; ANGELO, EDVALDO; SANTOS, PEDRO H. di G. ; OLIVEIRA, FABIO B.V. de ; TORRES, WALMIR M. ; EMBEHAUN, PEDRO E.; SOUZA, JOSE A.B. de ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; SABUNDJIAN, GAIANE ; PRADO, ADELK de C.. A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element. 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: fuel elements; iear-1 reactor; computerized simulation; distribution; materials testing reactors

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  • IPEN-DOC 23449

    TORRES, WALMIR M. . Circuitos hidrodinâmicos para testes de elementos combustíveis de reatores de pesquisa e potência. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Março, 2017. (IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: RMB

    Abstract: Este relatório apresenta o resultado de um estudo sobre circuitos hidrodinâmicos para testes de elementos combustíveis (ECs) de reatores de pesquisa e potência construídos por institutos de pesquisas, empresas e universidades em vários países. Estes testes tem como objetivos: fornecer subsídios para a qualificação de elementos combustíveis; fornecer informações para modificações do projeto de elementos combustíveis; avaliação da resistência em operação normal; avaliação em condições críticas (Ex: velocidade de escoamento crítica em ECs do tipo placas planas - MTR); estudos de desgaste entre grades espaçadoras e varetas combustíveis; estudos de vibrações induzidas pelo escoamento; entre outros. Esse relatório apresenta, de forma resumida, as principais características operacionais desses circuitos experimentais, assim como alguns dos resultados obtidos. Maiores detalhes sobre os circuitos, os experimentos e os resultados podem ser obtidos nos documento de referência listados no final do documento.

    Palavras-Chave: hydrodynamic model; fuel elements; reactors; pressure range pa; hydrodynamics

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  • IPEN-DOC 24758

    MESQUITA, ROBERTO N. de ; CASTRO, LEONARDO F. ; TORRES, WALMIR M. ; ROCHA, MARCELO da S. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; ANDRADE, DELVONEI A. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; MASOTTI, PAULO H.F. . Classification of natural circulation two-phase flow image patterns based on self-organizing maps of full frame DCT coefficients. Nuclear Engineering and Design, v. 335, p. 161-171, 2018. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2018.05.019

    Abstract: Many of the recent nuclear power plant projects use natural circulation as heat removal mechanism. The accuracy of heat transfer parameters estimation has been improved through models that require precise prediction of two-phase flow pattern transitions. Image patterns of natural circulation instabilities were used to construct an automated classification system based on Self-Organizing Maps (SOMs). The system is used to investigate the more appropriate image features to obtain classification success. An efficient automated classification system based on image features can enable better and faster experimental procedures on two-phase flow phenomena studies. A comparison with a previous fuzzy inference study was foreseen to obtain classification power improvements. In the present work, frequency domain image features were used to characterize three different natural circulation two-phase flow instability stages to serve as input to a SOM clustering algorithm. Full-Frame Discrete Cosine Transform (FFDCT) coefficients were obtained for 32 image samples for each instability stage and were organized as input database for SOM training. A systematic training/test methodology was used to verify the classification method. Image database was obtained from two-phase flow experiments performed on the Natural Circulation Facility (NCF) at Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN), Brazil. A mean right classification rate of 88.75% was obtained for SOMs trained with 50% of database. A mean right classificationrate of 93.98% was obtained for SOMs trained with 75% of data. These mean rates were obtained through 1000 different randomly sampled training data. FFDCT proved to be a very efficient and compact image feature to improve image-based classification systems. Fuzzy inference showed to be more flexible and able to adapt to simpler statistical features from only one image profile. FFDCT features resulted in more precise results when applied to a SOM neural network, though had to be applied to the full original grayscale matrix for all flow images to be classified.

    Palavras-Chave: natural convection; two-phase flow; cooling systems; classification; brazilian cnen; diagrams; maps; coolant loops

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  • IPEN-DOC 21115

    MAPRELIAN, EDUARDO ; TORRES, WALMIR M. ; PRADO, ADELK C. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; FRANÇA, RENATO L. ; SANTOS, SAMUEL C.; MACEDO, LUIZ A. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Commissioning of the star test section for experimental simulation of loss coolant accident using the EC-208 instrumented fuel assembly of the IEA-R1 reactor. 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: commissioning; iear-1 reactor; computerized simulation; computer codes; data acquisition systems; compressed air; fuel assemblies; loss of coolant; safety; thermocouples

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  • IPEN-DOC 28707

    TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; ANDRADE, DELVONEI A. . Comparação entre a queda de pressão no DMPV-01 e queda de pressão no núcleo do reator IEA-R1 medida pelo instrumento do sistema. In: SILVA, PAULO S.C. da (Org.); ZAHN, GUILHERME S. (Org.); SOUZA, FRANCISCO de A. (Org.). Contribuições do reator IEA-R1 para a pesquisa nuclear. São Paulo, SP: Blucher, 2022. p. 71-77, cap. 7. DOI: 10.5151/9786555501483-07

    Abstract: Este trabalho apresenta os resultados de medidas experimentais de queda de pressão realizadas no reator IEA-R1 com o elemento instrumentado DMPV-01 [1-2]. Essas medidas foram comparadas com as medidas obtidas pelo dispositivo de medida de queda de pressão no núcleo. Desta comparação, concluiu-se que é possível utilizar as medidas do dispositivo de queda de pressão no núcleo para indiretamente estimar a vazão média através dos elementos combustíveis (EC) sem precisar usar o DMPV-01 cada vez que se deseje conhecer a vazão nos EC. A diferença entre as quedas de pressão foi da ordem de 6%, que resulta numa diferença de −3,3% na vazão estimada. Portanto, a queda de pressão no núcleo pode ser uma boa medida para estimar a vazão média nos elementos combustíveis.

    Palavras-Chave: fuel elements; control elements; pressure dependence; flowmeters

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  • IPEN-DOC 17556

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; CONTI, THADEU N. ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; ANGELO, GABRIEL. Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon. Journal of the Brazilian Society of Mechanical Sciences and Engineering, v. 33, n. 3, p. 227-232, 2011.

    Palavras-Chave: computerized simulation; experimental data; natural convection; pressure measurement; r codes; temperature dependence; thermal hydraulics; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 15276

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; CONTI, THADEU N. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; MASOTTI, PAULO H.F. ; PENHA, ROSANI M.L.; SILVA FILHO, MAURO F.; MELO, GABRIEL R.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.. Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon. 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: computerized simulation; experimental data; natural convection; pressure measurement; r codes; temperature dependence; thermal hydraulics; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 13229

    TORRES, WALMIR M. . Desenvolvimento de uma tecnica de medida de nivel em vasos de pressao utilizando sondas termicas e redes neurais artificiais / Development of a technique for level measurement in pressure vessels using thermal probes and artificial neural networks . 2008. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 280 p. Orientador: Benedito Dias Baptista Filho. DOI: 10.11606/T.85.2008.tde-21082009-100839

    Abstract: Foi desenvolvida uma técnica de medida de nível em vasos de pressão usando sondas térmicas resfriadas internamente por um fluido e análise dos dados experimentais com Redes Neurais Artificiais (RNA´s). Esse novo conceito de sondas térmicas foi testado em uma Bancada Experimental para Testes de Sondas de Nível (BETSNI) com duas seções de testes, ST1 e ST2. Dois projetos distintos de sondas foram construídos: Sonda de Tubos Concêntricos e Sonda de Tubo U. Um Sistema de Aquisição de Dados (SAD) foi montado para registrar os dados experimentais. Testes foram realizados tanto para condições de nível nas seções de testes em estado estacionário quanto para transientes. Os dados experimentais de temperatura e de nível obtidos foram usados para compor tabelas de treinamento e de verificação usadas para implementar RNA´s no programa RETRO-05, que simula um Perceptron de Múltiplas Camadas com Retropropagação. As análises mostraram que a técnica pode ser aplicada para medir o nível em vasos de pressão. As análises mostraram ainda que a técnica é aplicável para um número menor de entradas de temperatura que o inicialmente previsto no projeto das sondas e é robusta, aplicando-se mesmo quando ocorre a perda de alguma informação de temperatura. Dados experimentais disponíveis na literatura referentes a uma sonda térmica aquecida eletricamente também foram usados nas análises com RNA´s, produzindo bons resultados. Os resultados das análises indicaram que a técnica é eficaz e robusta, podendo ser aprimorada e aplicada para medidas de nível em vasos de pressão.

    Palavras-Chave: neural networks; artificial intelligence; pressure vessels; cooling; thermal reactors; reactor control systems; reactor cooling systems; cooling towers; fluid flow; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 16868

    MACEDO, LUIZ A. ; TORRES, WALMIR M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; CONTI, THADEU N. ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; MASOTTI, PAULO H.F. ; ANGELO, GABRIEL. Development of a labview web-based simulator for RELAP5. 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: natural convection; thermal hydraulics; temperature dependence; computerized simulation; r codes; reactors; loss of coolant; reactor accidents

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  • IPEN-DOC 17206

    BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; BRUEL, RENATA N.; ANDRADE, DELVONEI A. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; MACEDO, LUIZ A. ; ANGELO, GABRIEL; TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; CONTI, THADEU N. . Development of a VBA macro-based spreadsheet application for RELAP5 data post-processing. 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: r codes; thermal hydraulics; data processing

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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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.

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