Navegação IPEN por assunto "s codes"

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  • IPEN-DOC 17092

    MURA, LUIS F.L.; CARLUCCIO, THIAGO; ROSSI, PEDRO C.R.; DOMINGOS, DOUGLAS B.; PIOVEZAN, PAMELA; ROSSI, LUBIANKA F.R.; SANTOS, ADIMIR dos . IPEN/MB-01 heavy reflector benchmark calculations using serpent code. 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: ipen-mb-1 reactor; benchmarks; fuel rods; control elements; reaction kinetics; s codes

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  • IPEN-DOC 21349

    DOMINGOS, D.B. ; SILVA, A.T. ; JOAO, T.G. . Low enriched uranium foil targets with different geometers for the production of molybdenum-99. In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE, April 19-23, 2015, Bucharest, Romania. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: uranium; foils; targets; molybdenum 99; a codes; c codes; s codes; h codes; m codes; radiopharmaceuticals; plates; radioisotopes

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  • IPEN-DOC 12199

    BITELLI, ULYSSES D. ; MARTINS, FERNANDO P.G.. Meassurements of the neutron spectrum energy in the ipen/mb01 reactor core using several activation foils. 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: cross sections; experimental data; fast neutrons; foils; gamma spectroscopy; high-purity ge detectors; ipen-mb-1 reactor; neutron flux; neutron spectra; nuclear reactions; reactor cores; s codes; thermal neutrons

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  • IPEN-DOC 20206

    BITELLI, ULYSSES D. ; MURA, LUIZ E.C. ; SANTOS, DIOGO F. dos; JEREZ, ROGERIO . Measurement of the energy spectrum of the neutrons inside the neutron flux trap assemble in the Center of the Reactor Core IPEN/MB-01. Journal of Energy and Power Engineering, v. 8, p. 1817-1823, 2014.

    Palavras-Chave: energy spectra; foils; gamma spectroscopy; ipen-mb-1 reactor; neutron flux; reactor cores; s codes; thermal neutrons; traps

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  • IPEN-DOC 10621

    BITELLI, U.D. ; MARTINS, F.P.G.; JEREZ, R. ; CACURE, R.R.. Medida do espectro de energia dos neutrons no nucleo do reator IPEN/MB-01. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: activation detectors; capture-to-fission ratio; experimental data; fast neutrons; gamma spectroscopy; ipen-mb-1 reactor; multigroup theory; neutron flux; neutron spectra; nuclear reactions; reactor cores; s codes; thermal neutrons

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  • IPEN-DOC 27844

    PEREIRA, IRACI M. ; MORAES, DAVI A. . Monitoring system for an experimental facility using GMDH methodology. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 8, n. 3B, p. 1-12, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v8i3B.663

    Abstract: This work presents a Monitoring System based on the GMDH - Group Method of Data Handling methodology applied in an Experimental Test Facility. GMDH is a combinatorial multi-layer algorithm in which a network of layers and nodes is generated using a number of inputs from the data stream being evaluated. The GMDH method is based on an underlying assumption that the data can be modeled by using an approximation of the Volterra Series or Kolmorgorov-Gabor polynomial. The Fault Test Experimental Facility was designed inspired in a PWR nuclear power plant and is composed by elements that correspond to the pressure vessel, steam generator, pumps of the primary and secondary reactor loops. The nuclear reactor core is represented by an electrical heater with different values of power. The exper-imental plant is fully instrumented with sensors and actuators. The Fault Test Experimental Facility can be operated to generate normal and faulty data. These failures can be added initially with small magnitude, and their magnitude being increasing gradually in a controlled way. The database will interface with the plant supervisory system SCADA (Super-visory Control and Data Acquisition) that provides the data through standard interface.

    Palavras-Chave: algorithms; artificial intelligence; computerized simulation; failures; g codes; polynomials; pwr type reactors; reactor cores; s codes; test facilities; volterra integral equations

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  • IPEN-DOC 24006

    PEREIRA, IRACI M. ; MORAES, DAVI A. ; BUENO, ELAINE I.. Monitoring system for an experimental facility using GMDH methodology. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: This work presents a Monitoring System developed based on the GMDH - Group Method of Data Handling methodology to be used in an Experimental Test Facility. GMDH is a combinatorial multi-layer algorithm in which a network of layers and nodes is generated using a number of inputs from the data stream being evaluated. The GMDH network topology has been traditionally determined using a layer by layer pruning process based on a pre-selected criterion of what constitutes the best nodes at each level. The traditional GMDH method is based on an underlying assumption that the data can be modeled by using an approximation of the Volterra Series or Kolmorgorov-Gabor polynomial. The Fault Test Experimental Facility was designed to simulate a PWR nuclear power plant and is composed by elements that correspond to the pressure vessel, steam generator, pumps of the primary and secondary reactor loops. The nuclear reactor core is represented by an electrical heater with different values of power. The experimental plant will be fully instrumented with sensors and actuators, and the data acquisition system will be constructed in order to enable the details of the temporal analysis of process variables. The Fault Test Experimental Facility can be operated to generate normal and fault data. These failures can be added initially with small magnitude, and their magnitude being increasing gradually in a controlled way. The database will interface with the plant supervisory system SCADA (Supervisory Control and Data Acquisition) that provides the data through standard interface.

    Palavras-Chave: algorithms; artificial intelligence; computerized simulation; failures; g codes; polynomials; pwr type reactors; reactor cores; s codes; test facilities; volterra integral equations

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  • IPEN-DOC 09258

    OLIVEIRA, C.; YORIYAZ, H. ; OLIVEIRA, M.C.; FERREIRA, L.M.. Monte Carlo simulation for dose distribution calculations in a CT-based phantom at the Portuguese gamma irradiation facility. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, v. 213, Section B, p. 662-665, 2004.

    Palavras-Chave: monte carlo method; computerized simulation; radiation dose distributions; computerized tomography; phantoms; s codes; gamma radiation; irradiation plants; dosimetry

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  • IPEN-DOC 09257

    OLIVEIRA, C.; YORIYAZ, H. ; OLIVEIRA, M.C.; FERREIRA, L.M.. Monte Carlo simulation for dose distribution calculations in a CT-based phantom at the Portuguese gamma irradiation facility. In: INTERNATIONAL TOPICAL MEETING ON INDUSTRIAL RADIATION AND RADIOISOTOPE MEASUREMENT APPLICATIONS, 5th, June 9-14, 2002, Bologna, Italy. 2002.

    Palavras-Chave: monte carlo method; computerized simulation; radiation dose distributions; computerized tomography; phantoms; s codes; gamma radiation; irradiation plants; dosimetry

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  • IPEN-DOC 19417

    SANCHEZ, ANDREA; ABE, ALFREDO . Nuclear criticality safety parameter evaluation for uranium metallic alloy. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd, November 24-29, 2013, Recife, PE. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2013, 2013.

    Palavras-Chave: uranium alloys; nuclear fuels; criticality; safety analysis; s codes; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 17019

    PIOVEZAN, PAMELA; CARLUCCIO, THIAGO; DOMINGOS, DOUGLAS B.; ROSSI, PEDRO R.; MURA, LUIZ F.. On the use of serpent Monte Carlo code to generate few group diffusion constants. 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: c codes; energy spectra; group constants; monte carlo method; neutron transport theory; pwr type reactors; s codes; stochastic processes

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  • IPEN-DOC 15463

    CARLUCCIO, THIAGO; MAIORINO, JOSE R. ; SANTOS, ADIMIR dos . On the utilization of SCALE to generate time dependent cross sections and depletion analysis: the case of Th-Pu cell. In: ANS TOPICAL MEETING ON REACTOR PHYSICS, September 10-14, 2006, Vancouver, Canada. Proceedings... 2006.

    Palavras-Chave: cross sections; time dependence; burnup; thorium; plutonium; s codes

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  • IPEN-DOC 24158

    HIROMOTO, GORO ; DELLAMANO, JOSE C. . Radioactive decay pattern of actinides present in waste from Mo-99 production. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: Brazil is currently planning to produce 99Mo from fission of LEU targets to meet the present national demand of 99m Tc. The 99Mo activity planned at the end of irradiation is 5000 Ci (185 TBq) per weekly cycle, in order to meet the present demand of 1000 Ci (37 TBq) per week, after target cooling and processing. To predict the activities that will be handled in the waste treatment facility, the computational code SCALE 6.0 was used to simulate the irradiation of the uranium targets and the decay of radioactive products. This study presents the findings of this research, mainly focused on the actinides activity that will be present in the waste and the respective radioactive decay pattern over a period of one hundred thousand years.

    Palavras-Chave: actinides; computerized simulation; daughter products; irradiation; molybdenum 99; radioactive wastes; radioactivity; s codes; uranium 235 target

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  • IPEN-DOC 20427

    HIROMOTO, GORO ; DELLAMANO, JOSE C. . Rejeitos radioativos gerados na produção de sup(99)Mo por fissão nuclear em função dos tempos de irradiação. In: CONGRESSO DE PROTEÇÃO CONTRA RADIAÇÕES DA COMUNIDADE DE PAISES DE LÍNGUA PORTUGUESA, 4.; CONGRESSO INTERNACIONAL DE RADIOPROTEÇÃO INDUSTRIAL, 6.; ENCONTRO DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA DO CONE SUL, 1.; CONGRESSO BRASILEIRO DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA, 4., August 26-29, 2014, Gramado, RS. Anais... 2014.

    Palavras-Chave: molybdenum 99; isotope production; uranium 235; fission; irradiation procedures; radioactive wastes; simulation; s codes

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  • IPEN-DOC 27767

    SANTOS, THIAGO A. dos ; STEFANI, GIOVANNI L. de . STC-MOX-Th: um novo código termo-hidráulico para pesquisa e ensino / STC-MOX-Th: a new thermal hydraulic code for research and education. Revista Internacional de Ciências, v. 10, n. 2, p. 3-22, 2020. DOI: 10.12957/ric.2020.46816

    Abstract: O trabalho trata da criação de um programa elaborado em ambiente MATLAB que calcula os limites térmicos de projeto de um típico reator a água pressurizada (PWR), que é a temperatura central da pastilha combustível e a taxa de ebulição nucleada (DNBR). Outras distribuições de temperatura e grandezas hidrodinâmicas do líquido refrigerante, como a entalpia e a queda de pressão também são calculadas. O código possui peculiaridades, como o fato de permitir cálculos com combustíveis de UO2 puro e proporções do óxido misto de Urânio/Tório - MOX (U,Th). Estas, além da sua interface amigável com o usuário provam que o código pode ser utilizado em trabalhos de pesquisa , bem como em disciplinas de graduação e pós graduação voltadas ao estudo de termo-hidráulica de reatores nucleares em cursos de graduação e pós graduação de engenharia (nuclear e/ou da energia) espalhados pelos país, como no caso do curso de graduação de Engenharia de Energia da Universidade Federal do ABC, onde é uma disciplina optativa. Para a validação do código foram utilizados dados do reator AP-1000 da Westinghouse. O programa se apresentou com comportamento físico dentro do esperado para o modelo, gerando resultados confiáveis para eventuais projetos de reatores (validado com dados experimentais e outros programas), bem como propicia a alunos uma experiência diferenciada dentro da aprendizagem dos conceitos empregados na área, uma vez que o programa permite uma análise mais profunda de determinados conceitos na área de termo-hidráulica que dentro da aula expositiva e com exercícios convencionais não poderiam ser explorados.

    Palavras-Chave: calculation methods; education; enthalpy; nuclear fuels; pressure drop; pwr type reactors; s codes; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 17146

    REGO, MARIA E. de M.; VICENTE, ROBERTO ; HIROMOTO, GORO . Temporal evolution of activites in wastes from Mo-99 production. 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... São Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: molybdenum 99; isotope production; uranium 235; waste processing; waste storage; simulation; s codes

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  • IPEN-DOC 26382

    SANCHEZ, ANDREA ; CARLUCCIO, THIAGO; SABUNDJIAN, GAIANE . The cross sections obtained by the serpent code and formatting the input data for the PARCS code using the GenPMAXS code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5503-5512.

    Abstract: The Purdue Advanced Reactor Core Simulator (PARCS) is a computer code that solves the time-dependent two-group neutron diffusion equation in three-dimensional Cartesian geometry using nodal methods to obtain the transient neutron flux distribution. The code is used in the analysis of reactivity-initiated accidents in light-water reactors where spatial effects may be important. It may be run in the stand-alone mode or coupled to other NRC thermal-hydraulic codes such as RELAP5. The PARCS neutron code accepts libraries from HELIOS, TRITON, WIMS, SERPENT, etc., codes, but for some libraries is required special formatting. In the case of the SERPENT code, the GenPMAXS code must be used for the PARCS code to be able to read the cross sections library correctly. This work is part of a study on the PARCS/RELAP5 coupling for analyzing the control rod ejection of the Angra 2 reactor core. For this case, the core cross sections were obtained for 6 different branches varying the fuel temperature, moderator temperature, moderator density, boron concentration and considering rods removed and inserted. After obtaining the cross sections with the code SERPENT 2.1.26, these data were passed by a special formatting realized with the code GenPMAXS v6.2. Since GenPMAXS has several options controlling how to process the cross-sections generated by Serpent, a several doubts arose about the correct use of the code. When the doubts are answered, the file with the input data that will be used for the PARCS / RELAP coupling can be built.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; computerized simulation; control elements; coupling; cross sections; monte carlo method; p codes; reactor cores; rod ejection accidents; s codes

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  • IPEN-DOC 15267

    ABE, ALFREDO; SANCHEZ, ANDREA; YAMAGUCHI, MITSUO . The evaluation of set of criticality parameters using scale system. 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: criticality; cross sections; m codes; monte carlo method; multiplication factors; nuclear data collections; numerical data; s codes; uranium 235

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  • IPEN-DOC 24002

    SANTOS, THIAGO A. dos; MAIORINO, JOSE R.; STEFANNI, GIOVANNI L. de . A thermal hydraulic analisys in PWR reactors with UO2 or (U-Th)O2 fuel rods employing a simplified code. 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 order to project a nuclear reactor, the neutronic calculus must be validated, so that its thermal limits and safety parameters are respected. Considering this issue, this research aims to evaluate the APTh thermal limits. This PWR is a project develope composed of Uranium and Thorium oxide mixed (U,Th)O2. For this purpose, a simplified, although conservative, code was developed in a MATLAB environment named hydraulics Code-Mixed Oxide Thorium”. This code provides axial and radial temperature distribution, as well as DNBR distribution over the hottest channel of the reactor core. Moreover, it brings other hydraulic quantities, such as pressure drop over the fuel rod, considering any fuel proportion of (U,Th)O2.The software uses basic laws of conservation of mass, momentum and energy, it also calculates the thermal conduction equation, considering the thermal conductive coefficie finite elements method was used. Furthermore, the proportion of 36% of UO2 was used to evaluate the temperature over the fuel rod and DNBR minimum in three burn conditions: beginning, middl program has proven to be efficient in every condition and the results evidenced that the APTh an initial analysis, has its thermal limits within the recommended security parameters.

    Palavras-Chave: finite element method; fuel rods; heat transfer; m codes; mixed oxide fuels; nucleate boiling; pwr type reactors; s codes; thermal hydraulics; thorium oxides; thorium oxides; thorium oxides; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 12167

    ARONNE, IVAN D.; BAPTISTA FILHO, BENEDITO D. ; PALMIERI, ELCIO T.; NAVARRO, MOYSES A.; AZEVEDO, CARLOS V.G. de. Thermo-hydraulic experiments for the development of a system for identification and classification of transients (SICT). 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: computerized simulation; experimental data; r codes; reactor safety; s codes; temperature dependence; thermal hydraulics; training; transients

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Exemplo:

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

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.