Navegação por assunto "m codes"

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  • IPEN-DOC 19230

    VIANA, R.S.; AGASTHYA, G.A.; YORIYAZ, H. ; KAPADIA, A.J.. 3D element imaging using NSECT for the detection of renal cancer: a simulation study in MCNP. Physics in Medicine and Biology, v. 58, n. 17, p. 5867-5883, 2013.

    Palavras-Chave: kidneys; carcinomas; computerized tomography; three-dimensional calculations; neutron emission; stimulated emission; simulation; m codes

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  • IPEN-DOC 15272

    ROSSI, P.C.R.; CARLUCCIO, T.; MAIORINO, J.R. . Accelerator driven subcritical research facility H5B calculation. 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: accelerator driven transmutation; criticality; m codes; multiplication factors; neutron spectra; neutrons; nuclear reaction yield; numerical data; reactor cores

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  • IPEN-DOC 21713

    GONNELLI, E.; LEE, S.M. ; PINTO, L.N.; LANDIM, H.R.; DINIZ, R. ; JEREZ, R. ; SANTOS, A. dos . An alternative experimental approach for subcritical configurations of the IPEN/MB-01 nuclear reactor. In: REUNIÃO DE TRABALHO SOBRE FISICA NUCLEAR NO BRASIL, 37., 8-12 de setembro, 2014, Maresias, SP. Anais... 2014.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; spectral density; fuel rods; experimental reactors; m codes; reactor noise; nuclear data collections

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  • IPEN-DOC 05134

    SABUNDJIAN, G. ; ISHIGURO, Y. . Analise basica e comparacao das caracteristicas do GCFR e LMFBR no ciclo do torio pela tecnica de difusao em um grupo de energia. In: 3o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 11-14 de dezembro, 1982, Itaipava, RJ. 1982. p. 264-273.

    Palavras-Chave: gcfr type reactors; lmfbr type reactors; nuclear fuels; comparative evaluations; cross sections; calculation methods; m codes; criticality; neutron diffusion equation; breeding

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  • IPEN-DOC 05021

    ABE, A.Y. ; SANTOS, A.. Analise de criticalidade utilizando o codigo MCNP4A. In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 93-97.

    Palavras-Chave: criticality; benchmarks; cross sections; radiation protection; monte carlo method; m codes; safety standards

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  • IPEN-DOC 07112

    UMBEHAUN, P.E. ; TEIXEIRA e SILVA, A. ; ANDRADE, D.A. . Analise do resfriamento de canais entre elementos combustiveis de reatores de pesquisa. In: REGIONAL CONGRESS ON RADIATION PROTECTION AND SAFETY, 5th, REGIONAL IRPA CONGRESS, Apr. 29 - May 4, 2001, Recife, PE. Proceedings... Recife: SBPR, 2001, 2001.

    Palavras-Chave: fuel channels; cooling; fuel plates; pool type reactors; iear-1 reactor; reactor cores; thermal hydraulics; m codes; computer codes; reactor safety

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  • IPEN-DOC 15613

    TADA, ARIANE . Analise dosimetrica de fontes de radiacao para uso em lesoes dermatologicas / Dosimetric analysis of radiation sources for use dermatological lesions . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 100 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-02082011-125808

    Abstract: As lesões dermatológicas submetidas à terapia com fontes de radiação podem apresentar diferentes padrões de malignidade. Os tumores de pele mais comumente encontrados nos serviços de radioterapia são os carcinomas. A radioterapia de lesões dermatológicas é realizada com feixes de radiação de baixa penetração como os raios-X de ortovoltagem, feixes de elétrons e fontes radioativas (192Ir, 198Au, e 90Sr) arranjadas em moldes superficiais ou aplicadores metálicos. O presente trabalho teve como objetivo analisar o perfil de distribuição de dose terapêutica produzida por fontes de radiação utilizadas em procedimentos radioterápicos em lesões superficiais da pele. As medidas experimentais, para as análises dosimétricas das fontes de radiação, foram comparadas com cálculos obtidos no sistema computacional baseado no Método de Monte Carlo. Os resultados obtidos com os cálculos computacionais através do código MCNP-4C apresentaram uma boa concordância com as medidas experimentais. As comparações das medidas experimentais com os cálculos obtidos através do código MCNP-4C, foram utilizadas para validar os cálculos e assim possibilitar o uso de dados de simulação para aplicação em casos clínicos de rotina. A comparação entre diferentes modalidades podem fornecer um indicativo dos procedimentos mais adequados em cada caso clínico.

    Palavras-Chave: skin diseases; carcinomas; radiation dose distributions; radiotherapy; beams; monte carlo method; m codes; comparative evaluations; simulation

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  • IPEN-DOC 17278

    COELHO, TALITA S.; FERNANDES, MARCO A.R.; YORIYAZ, HELIO ; LOUZADA, MARIO J.Q.. Analise dosimétrica de perfis de distribuições radiais de doses relativas de um aplicador de betaterapia de sup(90)Sr+sup(90)Y utilizando o código MCNP-4C e filmes radiocrônicos. Revista Brasileira de Fisica Medica, v. 4, n. 3, p. 7-10, 2011.

    Palavras-Chave: beta dosimetry; dose equivalents; dosimetry; films; m codes; measuring methods; radiation detection; radiation dose distributions; radiation dose units; radiation doses; radiation monitoring; radiation protection; radiations; strontium; strontium 90; yttrium; yttrium 90

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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 14098

    MASSICANO, FELIPE; MASSICANO, ADRIANA V.F.; SILVA, NATANAEL G. ; CINTRA, FELIPE B.; CARVALHO, RODRIGO M.; YORIYAZ, HELIO . Analysis of ct and pet/spect images for dosimetry calculation. 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: animal tissues; density; dosimetry; gamma cameras; i codes; images; m codes; monte carlo method; numerical data; positron computed tomography; single photon emission computed tomography

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  • IPEN-DOC 15001

    FONSECA, GABRIEL P.; YORIYAZ, HELIO ; SIQUEIRA, PAULO T.D. ; ANTUNES, PAULA C.G.; FURNARI, LAURA; SANTOS, GABRIELA R.. Analysis of material characteristics for the construction of energy degrading and scattering plates for electron beam akin radiotherapy. 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: aluminium; copper; depth dose distributions; electron beams; energy spectra; experimental data; linear accelerators; lymphomas; m codes; monte carlo method; plates; radiation doses; radiotherapy; skin diseases; skin

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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 11528

    TAKEDA, MAURO N. . Aplicação do método de Monte Carlo no estudo da padronização de radionuclídeos com esquema de desintegração complexos em sistema de coincidencias 4-pi-beta-gama. 2006. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Mauro da Silva Dias. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-31052007-145307

    Abstract: O presente trabalho descreve uma nova metodologia desenvolvida para modelar o comportamento da atividade em sistema de coincidência 4π(PC)β-γ. As eficiências para elétrons no detector proporcional (PC) e para radiação gama no detector de NaI(Tl) foram calculadas utilizando o programa de Monte Carlo MCNP4C. Outro código de Monte Carlo foi desenvolvido para seguir o caminho no esquema de desintegração desde o estado inicial do radionuclídeo precursor, até o estado fundamental do núcleo filho. Cada etapa do esquema de desintegração é selecionada por meio de números aleatórios levando em conta as probabilidades de cada ramo β- ou captura eletrônica, as probabilidades de transição e os coeficientes de conversão interna. Uma vez que o estado final tenha sido atingido é verificado se houve detecção de eventos beta, captura eletrônica ou transições gama, e os eventos para os três espectros, beta, gama e coincidência são contabilizados. A variação da eficiência beta pode ser feita através da simulação de corte na energia detectada ou pela utilização de absorvedores (Collodion). Foram escolhidos para a simulação os radionuclídeos 134Cs, 72Ga que se desintegram por transição β-, 133Ba que se desintegra por captura eletrônica e 35S que é um emissor beta puro. Para este último foi simulando o Método do Traçador. As curvas de extrapolação obtidas por Monte Carlo foram ajustadas pelo Método dos Mínimos Quadrados com os pontos experimentais e comparados com os resultados obtidos pelo Método da Extrapolação Linear.

    Palavras-Chave: beta decay; coincidence spectrometry; computerized simulation; counting rates; efficiency; measuring instruments; energy resolution; experimental data; four-pi detectors; m codes; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 12095

    VENTURINI, LUZIA ; MAIDANA, NORA L.; VANIN, VITO R.. Aramis: a computer code to estimate total and peak efficiencies of an HPGe photon detector. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 8th/ MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 15th, Sept. 30 - Oct. 5, 2007, Santos, SP. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2007, 2007.

    Palavras-Chave: high-purity ge detectors; monte carlo method; m codes; efficiency; gamma radiation; zinc 65; manganese 54; calibration

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  • IPEN-DOC 16330

    CINTRA, FELIPE B. de . Avaliacao da metodologia de calculo de dose em microdosimetria com fontes de eletrons com o uso do codigo MCNP5 / Evaluation of the methodology for dose calculation in microdosimetry with electrons sources using the MCNP5 code . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 113 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-08082011-154526

    Abstract: Este trabalho realizou uma comparação entre alguns dos principais códigos de transporte que empregam a abordagem estocástica de Monte Carlo para aplicação em cálculos dosimétricos em Medicina Nuclear. Foram analisados com detalhes os diversos modelos físicos e numéricos utilizados pelo código MCNP5 em relação códigos como Penelope e EGS. A identificação de suas potencialidades e limitações para solução de problemas microdosimétricos foram destacados. A metodologia condensada usada pelo MCNP resultou em valores para energia depositada normalmente menores, evidenciando uma conhecida característica do método das historias condensadas: o fato de subestimar tanto o número de colisões ao longo da trajetória do elétron quanto do número de partículas secundárias criadas. O uso de códigos de transporte como Penelope e MCNP em escalas micrométricas recebeu especial atenção neste trabalho. Códigos classe I e II foram estudados e seus principais recursos foram explorados visando o transporte de elétrons, que são de especial importância em dosimetria. Espera-se que a avaliação das metodologias disponíveis, aqui abordadas contribua para um maior entendimento do comportamento de tais códigos principalmente para esta classe de problemas, comuns em microdosimetria.

    Palavras-Chave: microdosimetry; dosemeters; electron sources; calculation methods; monte carlo method; computer codes; m codes

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  • IPEN-DOC 18031

    GIGLIOLI, MILENA . Avaliação da distribuição da dose absorvida em radioterapia com campos irregulares e alargados / Evaluation of absorbed dose distribution in radiotherapy with irregular and extended fields . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 130 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-29062012-103322

    Abstract: Na elaboração do planejamento do tratamento de câncer com radiações ionizantes, o médico radioterapêuta, através dos protocolos clínicos, determina a dose de radiação diária para cada tipo específico de tumor e, junto com o físico, durante os procedimentos de simulação dos campos de tratamento, fazem a localização das áreas a serem tratadas. Em alguns casos, os campos de radiação apresentam dimensões extensas visando englobar todo o volume alvo, o que pode exigir a proteção de regiões anatômicas e órgãos vitais localizados no interior da área irradiada ou mesmo circunvizinhas ao volume alvo, a fim de se garantir o limite de dose absorvida tolerável por estes órgãos. Em geral, estes órgãos críticos localizam-se fora do eixo central do feixe de radiação, até mesmo próximo da periferia do campo, justificando a importância da determinação da dose de radiação em pontos situados fora do feixe central e do isocentro de tratamento, buscando dimensionar as colimações de proteção que dependem do seu posicionamento, da dose de tolerância do ponto anatômico e dos parâmetros radiométricos do equipamentos de radiação utilizados. Este trabalho apresenta uma análise da distribuição de dose absorvida em pontos situados fora do eixo central do feixe de radiação durante procedimentos de radioterapia com campos extensos e irregulares. O código computacional MCNP5 foi usado para construir duas modelagens do cabeçote de um acelerador linear clínico, utilizado como fonte de radiação, e simular o perfil radiométrico do feixe de tratamento para campos irregulares e alargados. Foram realizadas medidas experimentais da curva de Porcentagem de Dose Profunda (PDP) e perfil de dose utilizando câmara de ionização, detectores de diodos e filmes radiográficos. Os valores experimentais foram comparados com os perfis de dose simulados para realização do processo de validação dos cálculos. Após a validação, casos clínicos foram simulados como forma de aplicação da metodologia apresentada.

    Palavras-Chave: dosimetry; radiation doses; dose rates; field emission; beam profiles; beam monitoring; tumor cells; neoplasms; radiotherapy; monte carlo method; m codes

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  • IPEN-DOC 09332

    UMBEHAUN, P.E. ; YORIYAZ, H. ; YAMAGUCHI, M. . Calculo de temperatura no silicio irradiado no reator IEA-R1. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 315-318, 2002.

    Palavras-Chave: silicon; irradiation; heat transfer; monte carlo method; m codes; temperature measurement; temperature distribution; temperature range 0273-0400 k; temperature range 0400-1000 k; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 08675

    UMBEHAUN, P.E. ; YORIYAZ, H. ; YAMAGUCHI, M. . Calculo de temperatura no silicio irradiado no reator IEA-R1. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002, 2002.

    Palavras-Chave: silicon; irradiation; heat transfer; monte carlo method; m codes; temperature measurement; temperature distribution; temperature range 0273-0400 k; temperature range 0400-1000 k; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 20158

    SILVA, ALEXANDRE F.P. da . Calibração da potência do reator IPEN/MB-01 na configuração cilíndrica de menor excesso de reatividade obtida a partir da medida absoluta do fluxo médio de nêutrons / Power calibration of the IPEN/MB-01 reactor for the cylindrical configuration of minor reactivity excess obtained from the measurements of the absolute average neutron flux . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 162 p. Orientador: Ulysses d'Ultra Bitelli. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-08102014-084019

    Abstract: A ativação de folhas de ouro é uma das técnicas mais usadas para obter dados experimentais e assim comparar os resultados obtidos com aqueles calculados usando metodologias específicas e seus respectivos dados nucleares. Através da irradiação de folhas de ativação e posterior medida da atividade nelas induzida é possível determinar o fluxo de nêutrons no local da irradiação. O nível da potência de operação do reator é um parâmetro diretamente proporcional ao fluxo médio de nêutrons no núcleo do reator. O objetivo deste trabalho é obter, pela irradiação de folhas de ouro posicionadas simetricamente dentro do núcleo, utilizando a configuração cilíndrica que apresenta o menor excesso de reatividade, a potência gerada pela distribuição espacial do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos no núcleo do reator IPEN/MB-01 e assim, calibrar seus canais nucleares. As folhas foram colocadas em uma placa de Lucite e irradiadas com e sem cobertura de cádmio, para se obter o valor absoluto de nêutrons térmicos e epitérmicos. A correlação entre a potência média do fluxo de nêutrons, como resultado da irradiação das folhas de ouro e, a potência média obtida a partir da aquisição de valores digitais dos canais nucleares, permite calibrar os canais nucleares do reator. Em 2008 foi feita a correlação para a configuração de núcleo retangular que resultou em uma calibração específica do nível de potência de operação para esta configuração geométrica de núcleo. Assim, esta calibração não pode ser utilizada como referência para a configuração em questão, ou seja, a cilíndrica, pois os parâmetros nucleares de distribuição de fluxo não são os mesmos, pois a distribuição difere para cada tipo de distribuição geométrica de núcleo. Além disto, o conhecimento preciso da potência de operação do reator nos permite obter os valores absolutos de fluxos de nêutrons e assim validar a metodologia de cálculo utilizada para este propósito.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; calibration; cylindrical configuration; reactivity; neutron flux; m codes

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  • IPEN-DOC 10686

    SANCHEZ, A.; SANTOS, A.. Caracterizacao de fontes de Co-60 para tratamento de tumores oftalmicos utilizando o codigo MCNP-4C. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE APLICACOES NUCLEARES, 7th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: brachytherapy; cobalt 60; depth dose distributions; eyes; m codes; monte carlo method; neoplasms; ophthalmology; phantoms

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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

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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