Navegação por assunto "c codes"

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  • IPEN-DOC 20645

    ROSSI, LUBIANKA F.R. . Acoplamento entre os métodos diferencial e da teoria da perturbação para o cálculo dos coeficientes de sensibilidade em problemas de transmutação nuclear / Coupling between the differential and perturbation theory methods for calculating sensitivity coefficients in nuclear transmutation problems . 2014. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 160 p. Orientador: Adimir dos Santos. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-12022015-154545

    Abstract: Este trabalho apresenta um novo método para o cálculo dos coecientes de sensibilidade, através da união do metodo diferencial e da teoria da perturbação generalizada, que são os dois métodos tradicionalmente utilizados em física de reatores para a obtenção de tais grandezas. Esses dois métodos apresentam algumas deciências tornando os cálculos dos coeficientes de sensibilidade lentos ou computacionalmente exaustivos, mas unindo-os e possível eliminar as deciências apresentadas por ambos e obter uma nova equação para o coe- ciente de sensibilidade. O método proposto neste trabalho foi aplicado em um reator do tipo PWR , onde foi feita análise de sensibilidade da produção e da razão de conversão do 239Pu, para um ciclo de 120 dias de queima. O código utilizado para a análise de queima e análise de sensibilidade, o CINEW, foi desenvolvido durante este trabalho e os resultados obtidos foram comparados com os códigos amplamente utilizados em física de reatores, como o CINDER e o SERPENT. As conclusões obtidas foram que o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes de sensibilidade e o CINEW, além de fornecer agilidade numérica também presentam eciência e segurança. Pois o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes quando comparados com os métodos tradicionais utilizados para a análise de sensibilidade, mostram resultados satisfatórios, mesmo quando o método utiliza aproximações matemáticas que diferem do método proposto, e com a vantagem de não apresentar as deciências apresentadas pelos métodos diferencial e da teoria da perturbação generalizada. As análises de queima obtidas pelo CINEW foram comparadas com o CINDER, que mostraram uma diferença aceitável, apesar do CINDER apresentar alguns problemas computacionais que advém da época em que foi feito. A originalidade deste trabalho e a aplicação do método proposto em problemas que envolvem dependência temporal e a elaboração do primerio código nacional que faz análise de queima e análise de sensibilidade.

    Palavras-Chave: reactor physics; pwr type reactors; burnup; plutonium 239; sensitivity analysis; differential calculus; perturbation theory; coefficient of performance; c codes

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  • IPEN-DOC 06171

    SESINI, PAULA A. . Analise das instabilidades termo-hidraulicas em um circuito operando em regime de circulacao natural bi-fasico. 1998. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. 79 p. Orientador: Jose Luis Ferraz Bastos.

    Palavras-Chave: natural convection; hydraulics; thermal analysis; two-phase flow; coolant loops; reactor cooling systems; c codes

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  • IPEN-DOC 05404

    DECCO, CLAUDIA C.G. . Analise temporal das oscilacoes espaciais de xenonio em reatores de pequeno porte. 1997. Dissetacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 70 p. Orientador: Joao Manoel Losada Moreira.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; xenon oscillations; time dependence; power density; m codes; c codes

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  • IPEN-DOC 26388

    AGUIAR, ANDRE S. ; LEE, SEUNG M. ; SABUNDJIAN, G. . Analysis of the protective actions in the Emergency Planning Zones (EPZs) in the Angra dos Reis region through the calculation of the dose for public individuals due to a severe accident at the Angra 2 Nuclear Plant. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5862-5876.

    Abstract: This work presents the results of the computational simulations of the consequences of a severe accident in Angra 2 nuclear power plant. The severe accident was supposed to be caused by a rupture of 380cm2 in the primary reactor coolant system resulting in loss of coolant. Since the area of the rupture is quite smaller than the total flow area of the pipe of the primary coolant system, 4418cm2, the accident is classified as a small break loss of coolant accident. However, this rupture by itself would not bring the system about a severe accident, which must involve a considerable damage in the nuclear core. Thus, some boundary conditions were added to the problem in order to set a scenario of this kind of accident, which was simulated by means of the MELCOR code. The results obtained by this code show that the release of the radionuclide to the environment starts at the opening of the containment relief valve, and this valve, in turn, opens when the containment pressure reaches 7bar, at 168 hours after the break of the pipe of the coolant system, according to the simulation. The program used for calculation of the release of the radionuclides to the surrounding region of the nuclear plant was the CALMET/CALPUFF code, so that the atmospheric and transport model were elaborated for this code. A source term was used in order to carry out an analysis of the protective actions in the emergency planning zones by means dose calculation for individuals of the public, and it was based on two different scenarios: first scenario, release of the total activity to the atmosphere of Xe, Cs, Ba and Te, after 2h simulation and second scenario, release of the total activity to the atmosphere of Xe, Cs, Ba and Te, after 168h of simulation.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; boundary conditions; c codes; emergency plans; fission product release; loss of coolant; m codes; radiation doses; radiation protection; radioactive materials; radioactivity; reactor accident simulation; severe accidents

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  • IPEN-DOC 12389

    CUNHA, EDGAR F. ; ANDRADE, ALEXANDRE B.; ROBALINHO, ERIC; BEJARANO, MARTHA L.M.; CEKINSKI, EFRAIM; LINARDI, MARCELO . Application of CFD techniques in the modeling and simulation of PEN fuel cell[ s flow channels. In: SECOND EUROPEAN FUEL CELL TECHNOLOGY APPLICATIONS CONFERENCE, 2nd, Dec. 11-14, 2007, Rome, Italy. Abstract... 2007.

    Palavras-Chave: c codes; computerized simulation; experimental data; fluid mechanics; hydrogen; oxygen; proton exchange membrane fuel cells; velocity

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  • IPEN-DOC 05126

    COELHO, P.R.P. . Calculo da distribuicao energetica e angular de neutrons produzidos na reacao D-T para uso em medida de parametros nucleares. In: 5o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 10-12 de abril, 1985, Rio de Janeiro, RJ. 1985. p. 382-390.

    Palavras-Chave: deuteron reactions; tritium target; neutrons; helium 4; energy range; angular distribution; c codes; gamma radiation; shielding; radiations

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  • IPEN-DOC 04489

    BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO . Calculo de harmonicos estaticos bidimensionais com o codigo citation. 1992. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 87 p. Orientador: Joao Manoel Losada Moreira.

    Palavras-Chave: multigroup theory; c codes; neutron diffusion equation; finite difference method; reactors

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  • IPEN-INF-13

    SABUNDJIAN, G. ; NAKATA, H.. Calculo neutronico com programas de transporte e de difusao em criticas moderadas a agua leve com combustivel de UO sub(2) enriquecido a 4,75 (porcento). 1983. 17 p.

    Palavras-Chave: c codes; cross sections; g codes; h codes; l codes; neutron transport; subcritical assemblies; uranium oxides; zero power reactors

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  • IPEN-DOC 15357

    DOMINGOS, DOUGLAS B. . Calculos neutronicos, termo-hidrulicos e de seguranca de um dispositivo para irradiacao de miniplacas (DIM) de elementos combustiveis tipo dispersao / Neutronic, thermal-hydraulic and safety analysis calculations for a miniplate irradiation device (MID) of dispersion fuel elements . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 170 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-01082011-151838

    Abstract: Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; fuel elements; fuel plates; irradiation devices; uranium 235; burnup; dispersion nuclear fuels; c codes; f codes; l codes; t codes; loss of coolant; radiation accidents

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  • IPEN-DOC 20851

    SANTOS, DIOGO F. dos . Caracterização dos campos neutrônicos obtidos por meio de armadilhas de nêutrons a partir da utilização de água pesada (D2O) no interior do núcleo do reator nuclear IPEN/MB-01 / Characterization of the neutronic fields obtained by means of flux traps from heavy water (D2O) inside the core of the IPEN/MB-01 nuclear reactor . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 2018 p. Orientador: Ulisses d'Ultra Bitelli. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-22052015-135739

    Abstract: Os experimentos realizados e apresentados nesta dissertação resultaram na caracterização neutrônica de núcleos na configuração cilíndrica com 30 varetas combustíveis de diâmetro com um espaço, criado pela retirada de 16 varetas centrais, preenchido com água leve (H2O) ou água pesada (D2O) no reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. Nestes núcleos, efetuou-se experimentos de correlação de canais nucleares, calibração de barras de controle e irradiação de detectores de ativação de diversos materiais em forma de folhas, cujas faixas energéticas de atuação abrangem grande parte do espectro de nêutrons do núcleo do reator, para a obtenção de parâmetros nucleares, como excessos de reatividade, reatividades totais, atividades saturadas por núcleo alvo, razões espectrais, razões de cádmio e fluxo de nêutrons multigrupo. Com a irradiação de fios de ativação de ouro na parte radial foram obtidas as formas espaciais dos fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos. Os resultados mostraram as características espectrais dessa nova configuração com o espaço das 16 varetas combustíveis preenchido com os dois materiais moderadores. No espaço com a água leve houve um aumento significativo de 294% do fluxo de nêutrons térmicos em comparação com a configuração padrão retangular de 28×26 varetas combustíveis. Com a água pesada aumentou-se a reatividade do sistema com ρ = (783 ± 54) pcm a mais de excesso de reatividade que na configuração com água leve. Os resultados calculados foram simulados nos códigos computacionais MCNP5, SANDBP e CITATION, onde se obtiveram resultados acurados e precisos para as atividades saturadas por núcleo alvo, as distribuições energéticas e espaciais dos fluxos de nêutrons da parte ativa e de parte do refletor e as comparações diretas das seções de choque entre as razões espectrais experimentais e calculadas.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor cores; neutron flux; spatial distribution; cylindrical configuration; fuel rods; activation analysis; thermal neutrons; heavy water; simulation; m codes; s codes; c codes; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 04214

    DIAS, M.S. ; JOHNSON, R.G.. CARLO DTS: a Monte Carlo code for the dual thin scintillator neutron detector. Progress in Nuclear Energy, v. 24, p. 295-304, 1990.

    Palavras-Chave: monte carlo method; scintillation counters; c codes

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  • IPEN-DOC 09146

    DIAS, M.S. ; TAKEDA, M.N.; KOSKINAS, M.F. . Cascade summing corrections for HPGe spectrometers by the Monte Carlo method. Applied Radiation and Isotopes, v. 56, n. 1/2, p. 105-109, 2002. DOI: 10.1016/S0969-8043(01)00174-9

    Palavras-Chave: gamma spectroscopy; high-purity ge detectors; gamma cascades; monte carlo method; algorithms; c codes

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  • IPEN-DOC 09168

    DIAS, M.S. ; TAKEDA, M.N.; KOSKINAS, M.F. . Cascade summing corrections for HPGe spectrometers by the Monte Carlo method. In: COURSEY, B.M. (Ed.); KARAM, L.R. (Ed.); JANSZEN, H. (Ed.); WOODS, M.J. (Ed.) CONFERENCE ON RADIONUCLIDE METROLOGY AND ITS APPLICATIONS, May 14-18, 2001, Braunschweig, Germany. Proceedings... 2001. p. 105-109.

    Palavras-Chave: gamma spectroscopy; high-purity ge detectors; gamma cascades; monte carlo method; algorithms; c codes

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  • IPEN-DOC 24073

    ZAHN, GUILHERME S. ; GENEZINI, FREDERICO A. . CAX a software for automated spectrum analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: In this work, the scripting capabilities of Genie-2000 were used to develop a software that automatically analyses all spectrum les in either Ortec's CHN or Canberra's MCA or CNF formats in a folder, generating two output les: a print-ready text le (.DAT) and a Comma-Separated Values (.CSV) le which can be easily imported in any major spreadsheet software. This software, named CAX (\Convert and Analyse for eXcel"), uses Genie-2000's functions to import spectrum les into Genie's native CNF format and analyze the converted spectra. The software can also, if requested, import energy and FWHM calibrations from a stored calibrated spectrum. The print-ready output le (.DAT) is generated by Genie-2000 using a customized script, and the CSV le is generated by a custom-built DAT2CSV software which generates a CSV le that complies to the Brazilian standards, with commas as a decimal indicator and semicolons as eld separators. This software is already used in the daily routines in IPEN's Neutron Activation Laboratory, greatly reducing the time required for sample analyses, as well as reducing the possibility of transcription errors.

    Palavras-Chave: automation; c codes; calibration; g codes; gamma radiation; brazilian cnen; gamma spectra; neutron activation analysis; performance

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  • IPEN-PUB-0278

    NAKATA, H.. Cinethica - Programa para analise de acidente do nucleo. 1989. 15 p.

    Palavras-Chave: c codes; computer codes; reactor accidents; reactor cores

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  • IPEN-DOC 04826

    BASTOS, J.L.F. . CIRNATA code for one and two-phase natural circulation. In: 6o. ENCONTRO NACIONAL DE CIENCIAS TERMICAS, 1996, Florianopolis, SC. 1996.

    Palavras-Chave: natural convection; c codes; two-phase flow; boiling; vapor condensation

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  • IPEN-DOC 02427

    BORGES, R.C.; ANDRADE, G.G. . Codigo CB3PMF. Analise termo-hidraulica com o metodo de fronteira lateral aberta. In: 5o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 10-12 de abril, 1985, Rio de Janeiro, RJ. 1985. p. 465-478.

    Palavras-Chave: boundary conditions; c codes; hydraulics; thermal analysis

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  • IPEN-DOC 17034

    DOMINGOS, DOUGLAS B.; SILVA, ANTONIO T. e ; JOAO, THIAGO G.; SILVA, JOSE E.R. da ; ANGELO, GABRIEL; FEDORENKO, GIULIANA G.; NISHIYAMA, PEDRO J.B. de O.. Comparison of low enriched uranium (UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99 in the RMB. 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: aluminium; brazil; c codes; enriched uranium reactors; h codes; molybdenum; molybdenum 99; nickel; s codes; uranium; uranium 235; zero power reactors

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  • IPEN-DOC 21347

    DOMINGOS, D.B. ; SILVA, A.T. ; JOAO, T.G. ; MUNIZ, R.O.R. . Comparison of low enriched uranium UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99. In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE, April 19-23, 2015, Bucharest, Romania. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; enriched uranium reactors; uranium 235; molybdenum 99; c codes; h codes; s codes; targets; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 20544

    FRAJNDLICH, ROBERTO . Considerações sobre o descomissionamento do reator de pesquisa IEA-R1 e futuro de suas instalações após o seu desligamento / Considerations about decommissioning of the IEA-R1 research reactor and the future of its instalations after shutdown . 2014. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, 190 p. Orientador: Rajendra Narain Saxena. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-09022015-101731

    Abstract: O Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 em operação desde 1957 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) é um dos reatores mais antigos do mundo em operação. Em algum momento no futuro, a exemplo de outros reatores, será desligado definitivamente. Antes de chegar este momento a organização operadora precisa planejar o futuro de suas instalações e definir o destino que pretende dar aos equipamentos e materiais radioativos e não radioativos que se encontram no interior das instalações. Estas questões devem estar contidas no chamado \"Plano de Descomissionamento Preliminar da Instalação\" que é o tema deste trabalho. O trabalho apresenta inicialmente uma visão geral sobre este tema e relaciona os objetivos gerais e específicos para sua realização, descrevendo a seguir, as diretrizes que a organização operadora deve considerar para formulação de um plano de descomissionamento. A estrutura atual do setor nuclear brasileiro enfatizando principalmente as normas utilizadas no gerenciamento do rejeito radioativo é apresentada. Uma descrição dos principais equipamentos do reator IEA-R1 que constituem o seu inventário radioativo e não radioativo é apresentada. O trabalho enfatiza também a experiência adquirida pelo corpo técnico do reator com as reformas e modificações realizadas na instalação durante sua vida útil. Esta experiência pode ser de grande valia por ocasião do descomissionamento do reator no futuro. Um experimento usando o método de espectrometria gama de alta resolução e cálculo computacional através da teoria de Monte Carlo foi realizado com o objetivo de se obter uma estimativa do volume de rejeito radioativo gerado pelo desmantelamento das paredes de concreto da piscina do reator. O custo do descomissionamento em função da estratégia escolhida é determinado utilizando o código CERREX. Por fim, é realizada uma discussão sobre as diferentes estratégias consideradas. Na base destas discussões conclui-se que a estratégia mais vantajosa a ser adotada no caso deste reator é aquela que preserva o seu prédio e instalações anexas, tendo em vista o grande volume de rejeito radioativo e custos sensivelmente maiores que resultariam com o seu desmantelamento. É sugerida a preservação de parte das equipes de operação, manutenção, proteção radiológica e física da instalação e utilização do prédio do reator e anexos para divulgação da energia nuclear através de sua transformação em um museu, uma vez que este foi o primeiro reator nuclear construído no Brasil e, desde sua inauguração, tem sido utilizado como forma de divulgação da energia nuclear no país.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; decommissioning; reactor shutdown; c codes; radioactive waste management; lifetime extension

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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.

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