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Navegação por assunto "accident management"
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SAUER, MARIA EUGENIA L.J.
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Análise de consequências de acidentes com substâncias inflamáveis e/ou explosivas no sítio do IPEN, para o prédio do reator IPEN/MB-01.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro,
2017.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-050-00). Restrito.
Título do projeto: RMB
Abstract:
Este trabalho apresenta a análise de acidentes com substâncias inflamáveis e/ou explosivas no
sítio do Ipen, com o objetivo de avaliar o potencial de danos destas ocorrências na integridade
física e na operação do Reator Ipen/MB-01.
Os resultados deste estudo serão utilizados para atualizar o Relatório de Análise de Segurança
(RAS) da instalação, que deverá ser submetido à CNEN, como parte das exigências a serem
cumpridas para obtenção da renovação da licença de operação, em razão da modificação do
núcleo do reator.
A partir das informações obtidas junto às áreas técnicas do instituto e do levantamento de
dados em campo, foram identificadas amônia, GLP e óleo diesel como as substâncias
perigosas presentes em maiores quantidades no Ipen.
Dentre as hipóteses de acidentes postuladas numa Análise Preliminar de Perigos (APP), em
função da periculosidade destas substâncias, foram selecionadas aquelas com potencial de
gerar danos ao prédio do Reator Ipen/MB-01.
Os dados necessários para a avaliação da vulnerabilidade do reator aos efeitos físicos gerados
pelos acidentes postulados considerados relevantes foram obtidos das simulações dos
cenários acidentais efetuadas com o aplicativo computacional PHAST Professional®-
versão 7.1.
Também são apresentadas considerações acerca da possibilidade da ocorrência de acidentes
no transporte de produtos perigosos no sítio do Ipen, como fonte de risco para o Reator
Ipen/MB-01.
Palavras-Chave:
safety analysis;
safety reports;
accident management;
explosives;
chemical spills;
hazardous materials spills
SAUER, MARIA EUGENIA L.J.
Análise de consequências de acidentes com substâncias inflamáveis e/ou explosivas no sítio do IPEN, para o prédio do reator IPEN/MB-01.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro,
2017.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-050-00). Restrito.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28143. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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SHORTO, JULIAN M.B.
; MOLNARY, LESLIE de
; OLIVEIRA, PATRICIA S.P. de
; YAMAGUCHI, MITSUO
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Análise qualitativa e quantitativa do Máximo Acidente Hipotético para o Reator IPEN/MB-01.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Setembro,
2019.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-115-00). Restrito.
Título do projeto: Reator Multipropósito Brasileiro - RMB
Palavras-Chave:
hypothetical accidents;
accidents;
inventories;
radiation doses;
maximum permissible exposure;
radioisotopes;
safety reports;
recommendations;
regulatory guides;
fuel plates;
radiation protection;
accident management;
gaseous wastes
SHORTO, JULIAN M.B.; MOLNARY, LESLIE de; OLIVEIRA, PATRICIA S.P. de; YAMAGUCHI, MITSUO.
Análise qualitativa e quantitativa do Máximo Acidente Hipotético para o Reator IPEN/MB-01.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Setembro,
2019.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-115-00). Restrito.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30766. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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SUZUKI, FABIO F.
; MITAKE, MALVINA B.
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Averiguações de emergências radiológicas pelo IPEN-CNEN/SP nos anos de 2001 a 2010.
In: CONGRESSO DE PROTEÇÃO CONTRA RADIAÇÕES DA COMUNIDADE DOS PAÍSES DE LÍNGUA PORTUGUESA, 2.; CONGRESSO BRASILEIRO DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA, 2.; CONGRESSO INTERNACIONAL DE PROTEÇÃO INDUSTRIAL, 5.,
17-20 de maio, 2011,
Recife, PE.
Anais...
2011.
Palavras-Chave:
accident management;
accidents;
brazil;
emergency plans;
hazards;
liabilities;
nuclear damage;
outages;
preventive medicine;
radiation protection;
safety;
single intake
SUZUKI, FABIO F.; MITAKE, MALVINA B.
Averiguações de emergências radiológicas pelo IPEN-CNEN/SP nos anos de 2001 a 2010.
In:
CONGRESSO DE PROTEÇÃO CONTRA RADIAÇÕES DA COMUNIDADE DOS PAÍSES DE LÍNGUA PORTUGUESA, 2.; CONGRESSO BRASILEIRO DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA, 2.; CONGRESSO INTERNACIONAL DE PROTEÇÃO INDUSTRIAL, 5.,
17-20 de maio, 2011,
Recife, PE.
Anais...
2011.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12351. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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DIAS, ANDRESSA de J.R.
; NASCIMENTO, ANDREIA V. do
; VICENTE, ROBERTO
; DELLAMANO, JOSE C.
.
Caracterização de acidentes radiológicos industriais.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - GRR, Fevereiro,
2019.
(IPEN/GRR−REL−02/19). Aberto.
Título do projeto: Relatório de Progresso
Abstract:
O presente trabalho descreve acidentes radiológicos industriais e apresenta dados estatísticos para classificá-los em relação às causas, tipo de equipamento e país de ocorrência. São apresentados em ordem cronológica e são detalhados para fins didáticos nos cursos de formação de técnicos e tecnólogos em radiologia ou para qualquer interessado na área.
Palavras-Chave:
radiation accidents;
industrial accidents;
statistical data;
radiation protection;
occupational safety;
human factors;
failures;
radiology;
biomedical radiography;
accident management;
evaluated data
DIAS, ANDRESSA de J.R.; NASCIMENTO, ANDREIA V. do; VICENTE, ROBERTO; DELLAMANO, JOSE C.
Caracterização de acidentes radiológicos industriais.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - GRR, Fevereiro,
2019.
(IPEN/GRR−REL−02/19). Aberto.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29870. Acesso em: $DATA.
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SHORTO, JULIAN M.B.
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Cálculo do inventário de produtos de fissão do núcleo tipo placa do reator IPEN/MB-01 para estimativa do termo fonte de acidentes radiológicos com liberação atmosférica.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Fevereiro,
2019.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-056-01). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
Este relatório é parte integrante do projeto de adaptação das instalações do reator
IPEN/MB‐01 para substituição do atual núcleo de varetas por um núcleo de elementos
combustíveis de placas paralelas. Seu objetivo é calcular o inventário de produtos de fissão do
núcleo de placas paralelas com o intuito de estimar o termo‐fonte a ser considerado na
avaliação de acidentes que envolvam liberação de radionuclídeos para a atmosfera.
Na primeira revisão todos os cálculos foram refeitos para levar em conta os novos
valores de fluxo de nêutrons no interior do núcleo atualizados pelo relatório IPEN‐CEN‐PSERMB‐
005‐00‐RELT‐014‐01. Essa atualização nos cálculos foi efetuada utilizando uma versão
mais recente do pacote de códigos SCALE, a versão 6.2.2.
Palavras-Chave:
ipen-mb-1 reactor;
inventories;
fuel elements;
calculation methods;
radiation accidents;
fission product release;
decay;
time measurement;
adaptive systems;
accident management
SHORTO, JULIAN M.B.
Cálculo do inventário de produtos de fissão do núcleo tipo placa do reator IPEN/MB-01 para estimativa do termo fonte de acidentes radiológicos com liberação atmosférica.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Fevereiro,
2019.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-056-01). Restrito.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29802. Acesso em: $DATA.
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AVELAR, ALAN M.; MOURAO, MARCELO B.; MATURANA, MARCOS; GIOVEDI, CLAUDIA; ABE, ALFREDO Y.
; PEDRASSANI, RAFAELA; SU, JIAN.
On the nuclear safety improvement by post-inerting small modular reactor with stainless steel cladding.
Annals of Nuclear Energy,
v. 149,
p. 1-8,
2020.
DOI:
10.1016/j.anucene.2020.107775
Abstract:
After Fukushima Daiichi accident, the replacement of zirconium-based fuel cladding in Light Water
Reactors (LWR) became one of the main challenges of the nuclear industry. Austenitic steel–clad presents
some safety advantages comparing to zirconium alloys, noticeably, higher activation energy and lower
enthalpy of metal-water reaction. Thus, it produces a slower hydrogen release into the containment following
a postulated accident. In this study, a Loss-of-Coolant Accident (LOCA) aggravated by the complete
failure of the Emergency Core Cooling System (ECCS) is analyzed for a Small Modular Reactor
(SMR). Post-accident injection of inert gas into the containment is used as one of the hydrogen control
systems, to enhance safety margins during Severe Accidents (SA). The inertization system is successful
in complementing Passive Autocatalytic Recombiners (PAR) to perform combustible gas control.
Palavras-Chave:
radiation protection;
stainless steels;
hydrogen;
small modular reactors;
containment;
accident management;
fukushima accident data;
zirconium;
fuel-cladding interactions
AVELAR, ALAN M.; MOURAO, MARCELO B.; MATURANA, MARCOS; GIOVEDI, CLAUDIA; ABE, ALFREDO Y.; PEDRASSANI, RAFAELA; SU, JIAN.
On the nuclear safety improvement by post-inerting small modular reactor with stainless steel cladding.
Annals of Nuclear Energy,
v. 149,
p. 1-8,
2020.
DOI:
10.1016/j.anucene.2020.107775.
Disponível em: http://200.136.52.105/handle/123456789/31589. Acesso em: $DATA.
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SILVESTRE, LARISSA J.B.
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PCRELAP5 - Programa de cálculo para os dados de entrada do código RELAP5
/ PCRELAP5 - Data calculation program for RELAP 5 code
.
2016.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
344 p.
Orientador: Gaianê Sabundjian.
DOI:
10.11606/D.85.2016.tde-13052016-104652
Abstract:
Após os acidentes nucleares ocorridos no mundo, critérios e requisitos extremamente rígidos para a operação das instalações nucleares foram determinados pelos órgãos internacionais que regulam essas instalações. A partir da ocorrência destes eventos, as operadoras de plantas nucleares necessitam simular alguns acidentes e transientes, por meio de programas computacionais específicos, para obter a licença de operação de uma planta nuclear. Com base neste cenário, algumas ferramentas computacionais sofisticadas têm sido utilizadas como o Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), que é o código mais utilizado para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos em reatores nucleares no Brasil e no mundo. Uma das maiores dificuldades na simulação usando o código RELAP5 é a quantidade de informações geométricas da planta necessárias para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos. Para a preparação de seus dados de entrada é necessário um grande número de operações matemáticas para calcular a geometria dos componentes. Assim, a fim de realizar estes cálculos e preparar dados de entrada para o RELAP5, um pré-processador matemático amigável foi desenvolvido, neste trabalho. O Visual Basic for Applications (VBA), combinado com o Microsoft Excel, foi utilizado e demonstrou ser um instrumento eficiente para executar uma série de tarefas no desenvolvimento desse pré-processador. A fim de atender as necessidades dos usuários do RELAP5, foi desenvolvido o Programa de Cálculo do RELAP5 PCRELAP5 onde foram codificados todos os componentes que constituem o código, neste caso, todos os cartões de entrada inclusive os opcionais de cada um deles foram programados. Adicionalmente, uma versão em inglês foi criada para PCRELAP5. Também um design amigável do PCRELAP5 foi desenvolvido com a finalidade de minimizar o tempo de preparação dos dados de entrada e diminuir os erros cometidos pelos usuários do código RELAP5. Nesse trabalho, a versão final desse pré-processador foi aplicada com sucesso para o Sistema de Injeção de Emergência (SIE) da usina Angra 2.
Palavras-Chave:
accident management;
reactor accident simulation;
physical protection devices;
design-basis accidents;
emergency plans;
computer codes;
programming;
reactor safety;
nuclear power plants;
feasibility studies;
safety standards;
calculation methods;
angra-2 reactor
SILVESTRE, LARISSA J.B.
PCRELAP5 - Programa de cálculo para os dados de entrada do código RELAP5.
Orientador: Gaianê Sabundjian.
2016.
344 f.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
DOI:
10.11606/D.85.2016.tde-13052016-104652.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26393. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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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
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27366. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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MENZEL, FRANCINE
; SABUNDJIAN, GAIANE
; D'AURIA, FRANCESCO; MADEIRA, ALZIRA A..
Proposal of a BEPU-FSAR.
In: INTERNATIONAL CONFERENCE NUCLEAR ENERGY FOR NEW EUROPE, 24th,
September 14-17, 2015,
Slovenia.
Proceedings...
2015.
p. 108-1 - 180-9.
Palavras-Chave:
reactor safety;
nuclear power plants;
uncertainty principle;
safety analysis;
accident management;
safety reports
MENZEL, FRANCINE; SABUNDJIAN, GAIANE; D'AURIA, FRANCESCO; MADEIRA, ALZIRA A.
Proposal of a BEPU-FSAR.
In:
INTERNATIONAL CONFERENCE NUCLEAR ENERGY FOR NEW EUROPE, 24th,
September 14-17, 2015,
Slovenia.
Proceedings...
2015.
p. 108-1 - 180-9.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25457. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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NASCIMENTO, ANDREIA V. do
; DIAS, ANDRESSA de J.R.
; LEITE, ELIANA R.
; VICENTE, ROBERTO
.
Tipologia, causas e consequências de acidentes radiológicos na radiologia médica.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - GRR, Fevereiro,
2019.
(IPEN/GRR−REL− 03/19). Aberto.
Título do projeto: Relatório de Progresso
Abstract:
Neste trabalho, foram analisados 116 acidentes em radiologia médica, que aconteceram de 1960 até 2016. Um acidente em radiologia médica é definido como um evento cujas conseqüências são consideradas relevantes do ponto de vista da saúde e que acontece devido a erros do operador, falha do equipamento ou outros percalços envolvendo fontes de radiação, ocorridos durante procedimentos de radiologia médica. Para prevenir tais ocorrências, ter preparo adequado e diminuir o tempo de resposta a eventuais acidentes futuros é importante que se conheça as causas, desdobramentos, procedimentos de detecção, intervenção, consequências e principalmente as lições aprendidas pelos envolvidos na resposta aos acidentes do passado.
Palavras-Chave:
radiation accidents;
biomedical radiography;
accident management;
radiological personnel;
medicine;
x-ray equipment;
radiotherapy;
brachytherapy;
iodine;
fluorine;
tomography;
x radiation;
statistical data;
progress report;
evaluated data
NASCIMENTO, ANDREIA V. do; DIAS, ANDRESSA de J.R.; LEITE, ELIANA R.; VICENTE, ROBERTO.
Tipologia, causas e consequências de acidentes radiológicos na radiologia médica.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - GRR, Fevereiro,
2019.
(IPEN/GRR−REL− 03/19). Aberto.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29871. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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Autor: Maprelian
Título: loss of coolant
Tipo de publicação: Texto completo de evento
Ano de publicação: 2015
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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.
A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.
1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI,
clique aqui.
2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI,
clique aqui.
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.