Navegação IPEN por Autores IPEN "FAINER, GERSON"

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  • IPEN-DOC 12690

    MIRANDA, CARLOS A.J. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; FAINER, GERSON . A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements. In: EUROPEAN CONFERENCE ON COMPUTATIONAL MECHANICS, 2rd, June 5-8, 2006, Lisbon, Portugal. 2006.

    Palavras-Chave: spent fuel elements; spent fuel casks; research reactors; simulation

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  • IPEN-DOC 13961

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON ; MOURAO, ROGERIO P.; SILVA, LUIZ L. da; DALLE, HUGO; CUNHA, CLAUDIO. A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for spent fuel elements of nuclear research reactors. In: COORDINATION MEETING OF THE IAEA REGIONAL LATIN AMERICAN PROJECT RLA/4/020 ENGINEERING OF CASKS FOR TRANSPORT OF SPENT FUEL FROM RESEARCH REACTORS, 1st, March 26-30, 2007, Buenos Aires, Argentina. Proceedings... 2007. p. 1-51.

    Palavras-Chave: research reactors; spent fuel elements; spent fuel casks; reactor simulators

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  • IPEN-DOC 15298

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A.J. ; FAINER, GERSON . An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages. 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: bolted joints; closures; containment; design; dynamic loads; spent fuel elements; stress analysis; torque

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  • IPEN-DOC 15673

    MIRANDA, CARLOS A.J. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; FAINER, GERSON . Analises termicas transiente e de queda livre de 9M de um modelo em escala 1:2 de uma embalagem para transporte e armazenagem de combustiveis nucleares queimados. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 6., 18-21 de agosto, 2010, Campina Grande, PB. Anais... 2010.

    Palavras-Chave: spent fuels; research reactors; stowing; transport; storage; thermal analysis; nonlinear problems; impact shock; finite element method

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  • IPEN-DOC 13480

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A.J. ; FAINER, GERSON ; MOURAO, ROGERIO P.. Analytical and numerical evaluation of the impact limiters design of a research reactors spent fuel transportation package half scale model under 9 M drop tests. In: 2008 ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING DIVISION CONFERENCE, July 27-31, 2008, Chicago, Illionois, USA. Proceedings... 2008.

    Palavras-Chave: research reactors; spent fuels; packaging; transport; spent fuel storage; reactor accident simulation; a codes; mechanical tests

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  • IPEN-DOC 28646

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tensões do suporte "SP-22" : nova bomba B1B. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Fevereiro, 2022. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-139-00-RELT-003-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: O objetivo deste relatório técnico é documentar os resultados da: → → ANÁLISE ESTRUTURAL DO SUPORTE “SP-22” que foi instalado, por recomendação do fabricante da bomba, na tubulação do Circuito Primário do reator IEA-R1 próximo do bocal de sucção da Nova Bomba “B1-B”. Para a verificação da integridade estrutural do Suporte “SP-22” foi desenvolvido um modelo de cálculo numérico aplicando-se o seguinte procedimento: → - desenvolver desenho do suporte com modelo sólido tridimensional no programa SolidWorks; → - desenvolver, a partir do desenho 3D acima, um modelo numérico, aplicando o método dos elementos finitos com o programa de computador ANSYS; → - realizar um estudo para a seleção de uma malha de elementos finitos adequada; → - aplicar as condições de contorno ao modelo de cálculo, simulando o vinculo da estrutura do suporte com o prédio do reator. → - realizar as simulações no programa ANSYS, aplicando as cargas oriundas da análise de tensões da tubulação ao modelo de cálculo, incluindo as cargas de atrito e peso próprio; → - realizar o pós-processamento no programa ANSYS, para obter a distribuição das tensões: normal, flexão e cisalhamento. Os resultados obtidos para o suporte “SP-22” da tubulação do Circuito Primário do Reator IEA-R1, ver tabela acima, mostram o pleno atendimento aos limites do código ASME B31.1 e MSS-SP-58, para as tensões: normal, flexão, cisalhamento e combinada. A rigidez real do suporte “SP-22” foi calculada e atende os critérios, da norma WRC-353 e da prática de engenharia das usinas nucleares de Angra 1 e Angra 2, para o desacoplamento do projeto e análise estrutural do suporte de modo independente da tubulação. Deste modo, está comprovado o projeto e a integridade estrutural do suporte “SP-22” da tubulação do Circuito Primário do Reator IEA-R1.

    Palavras-Chave: pumps; stress analysis; primary coolant circuits; pipes; computer codes

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  • IPEN-DOC 27482

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tensões dos bocais da Nova Bomba B1-B do Circuito Primário do reator IEA-R1. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Novembro, 2020. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-139-00-RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Substituição da Bomba B1-B do Circuito Primário do Reator IEA-R1

    Abstract: O objetivo deste relatório técnico é documentar a análise de tensões dos bocais de sucção e descarga da “Nova Bomba B1-B” do Circuito Primário do reator IEA-R1, que substituí a bomba antiga, de acordo com o contrato nº 049/2019 com a empresa “Acqua Vitae Tecnologia em Bombeamentos”. A análise de tensões dos bocais de sucção e descarga da “Nova Bomba B1-B” foi realizada com o desenvolvimento de um modelo de cálculo numérico aplicando-se o método dos elementos finitos com o programa de computador para análise estrutural ANSYS. Foram aplicados os seguintes carregamentos para a simulação do modelo de cálculo da “Nova Bomba B1-B”: ✔ Condição de Projeto: * Pressão de projeto * Peso próprio * Cargas mecânicas da tubulação * Carga mecânica de desacoplamento do modelo de cálculo ✔ Condição de Operação: * Pressão de operação * Peso próprio * Temperatura de operação * Cargas mecânicas da tubulação * Carga mecânica de desacoplamento do modelo de cálculo. A análise de tensões foi realizada comparando-se as tensões equivalentes calculadas, linearizadas e categorizadas para a “Condição de projeto” e “Condição de Operação”, com os limites do código ASME VIII, Division 2, para se evitar o Colapso Plástico, e, utilizandose a tensão admissível do código ASME VIII, Division 1. A tabela abaixo mostra as tensões equivalentes (N/mm2) resultantes após a simulação do modelo de cálculo. Na tabela acima observa-se que as tensões calculadas nos bocais da “Nova Bomba B1-B”, na “Condição de Projeto” e “Condição de Operação” do Circuito Primário do Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1, atendem os limites prescritos pelo código ASME, Section VIII, Division 1 & 2. Portanto, está comprovada a integridade estrutural dos bocais de sucção e descarga da “Nova Bomba B1-B” do Circuito Primário do Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1.

    Palavras-Chave: hydraulic control devices; pumping; computer codes; primary coolant circuits; research reactors; cooling ponds; reactor cooling systems; standardization

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  • IPEN-DOC 21441

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tensões dos bocais da piscina, bombas e equipamentos conectados na tubulação do circuito primário do IEA-R1. São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: stress analysis; iear-1 reactor; pipes; nozzles; pumps; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 21443

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tensões dos suportes da tubulação do circuito primário do IEA-R1 na condição "as Built". São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-004-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; stress analysis; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 21442

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tenssões das tubulações do circuito primário do IER-R1 na condição "As Built". São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-003-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; stress analysis; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 14606

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON . ANSYS LS-DYNA PC modeling of contact/impact with high and low stiffness materials in the numerical simulation of nuclear transportation packages under 9 m drop tests. In: 2009 ESSS SOUTH AMERICAN ANSYS USERS CONFERENCE, November 10-13, 2009, Florianopolis, SC. Proceedings... 2009.

    Palavras-Chave: transport; simulation; finite element method; cylinders; stainless steels; packaging; fuel elements

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  • IPEN-DOC 17035

    MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FALOPPA, ALTAIR A. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; FAINER, GERSON . ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study. 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: bending; flexural strength; nuclear power plants; pipes; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; stress analysis; stresses

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  • IPEN-DOC 17030

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON . ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction. In: 2011 ANSYS CONFERENCE & ESSS USERS MEETING, November 8-11, 2011, Florianopolis, SC. Proceedings... 2011.

    Palavras-Chave: bending; flexural strength; nuclear power plants; pipes; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; stress analysis; stresses

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  • IPEN-DOC 16134

    ANDRADE, DELVONEI A. de ; ANGELO, GABRIEL; FAINER, GERSON ; ANGELO, EDVALDO. Assessmnet of a heat exchanger inlet nozzle flow using ANSYS-CFX. In: ANSYS SOUTH AMERICAN CONFERENCE & ESSS USERS MEETING, October 19-22, 2010, Atibaia, SP. Proceedings... 2010.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; heat exchangers; nozzles; fluid mechanics; computerized simulation; a codes

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  • IPEN-DOC 13473

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON . Avaliacao do projeto de amortecedores de impacto para embalagens de transporte de elementos combustiveis irradiados de reatores nucleares de pesquisa. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 5., 18-21 de agosto, 2008, Salvador, BA. Anais... 2008.

    Palavras-Chave: fuel elements; radioactive materials; research reactors; radiation transport; packaging; impact tests; shock absorbers

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  • IPEN-DOC 13472

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON . Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 5., 18-21 de agosto, 2008, Salvador, BA. Anais... 2008.

    Palavras-Chave: pipes; stresses; flexibility; finite element method; geometry

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  • IPEN-DOC 21440

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Avaliação do levantamento dimensional nas tubulações e suportes do circuito primário do IEA-R1 na condição "As Built", referente à reforma do contrato no. 5292. São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; contracts; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 28645

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Avaliação estrutural das tubulações de conexão com a nova bomba B1-B do circuito primário do IEA-R1. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Dezembro, 2021. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-139-00-RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: O objetivo deste relatório técnico é documentar a análise estrutural realizada para se avaliar relevância das modificações da tubulação nas regiões próximas aos bocais da nova bomba que irá substituir a “Bomba B1-B” do Circuito Primário do reator IEA-R1. O processo de aquisição da nova bomba foi realizado mediante licitação pública vencida pela empresa “Acqua Vitae Tecnologia de Bombeamento”, contrato nº 049/19, que engloba a sua instalação em campo. A instalação da Nova Bomba B1-B no Circuito Primário do reator IEA-R1 consta das seguintes etapas: √ instalação do conjunto motobomba sobre a estrutura de aço fixada sobre o concreto; √ conexão da tubulação com o bocal de sucção; √ √ tubulação conectada ao bocal não foi alterada; √ √ foi introduzido o suporte SP-22 na válvula CP-VGV-02. √ conexão da tubulação com o bocal de descarga; √ √ trecho da tubulação conectada ao bocal da bomba antiga foi retirado; √ √ foi introduzido um trecho de tubo reto para conectar a tubulação ao bocal. Foi desenvolvida uma análise de tensões para se verificar o impacto, global e local, das modificações nas tubulações que conectam com os bocais da bomba. O modelo de cálculo é o modelo da análise de tensões das tubulações do Circuito Primário do reator IEA-R1 da ref. [6], onde foi aplicado o critério de se desenvolver a modelagem da tubulação entre pontos de ancoragem. Deste modo, foram elaborados os seguintes modelos de cálculo: √ Modelo de Cálculo #1 – Tubulação entre o bocal de saída do Tanque de Decaimento e o bocal de sucção das bombas (B1A / B1B). Ver figura 5; √ Modelo de Cálculo #2 – Tubulação entre a descarga das bombas (B1A / B1B) e o bocal de entrada dos Trocadores de Calor (CBC & IESA). Ver figura 6. Os resultados das máximas tensões equivalentes obtidos com a simulação numérica dos modelos de cálculo #1 e #2, na “Condição de Projeto” e “Condição de Operação” do Circuito Primário do Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1, atendem os limites prescritos pelo código ASME B31.1.

    Palavras-Chave: pumps; primary coolant circuits; reactors; stress analysis

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  • IPEN-DOC 22849

    FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; MATTAR NETO, MIGUEL . Avaliação estrutural de um suporte da tubulação do sistema de refrigeração do reator nuclear de pesquisa IPEN IEA-R1. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 9., 21-25 de agosto, 2016, Fortaleza, CE. Anais... 2016.

    Abstract: Este trabalho apresenta a avaliação estrutural de um suporte da tubulação do Circuito Primário do reator nuclear de pesquisa do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN. O reator IEA-R1 é um reator nuclear de pesquisa projetado pela Babcox-Wilcox que opera no IPEN desde 1957. Um programa de modernização tem sido conduzido nos últimos 25 anos, e uma série de modificações foram implementadas, especialmente no sistema de refrigeração do reator. Entre as modificações mais recentes está a troca de componentes do sistema de refrigeração, tais como: bombas, trocadores de calor e tubulação, além da reforma dos sistemas de tratamento e re-tratamento de água. Este conjunto de equipamentos, divididos em sistema primário e secundário, é responsável pela circulação da água no núcleo do reator para a retirada de calor gerado pela fissões nucleares do U-235. A substituição parcial da tubulação do Circuito Primário do reator IEA-R1, realizada em 2014, resultou em alterações nos suportes existentes e no desenvolvimento de um novo tipo de suporte para a tubulação. O objetivo deste trabalho é apresentar o modelo de cálculo aplicado à avaliação estrutural deste novo suporte sob as diversas condições de carregamentos aplicáveis.

    Palavras-Chave: pipes; reactors; mechanical properties; supports; cooling systems

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  • IPEN-DOC 24912

    FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; FAINER, GERSON . Avaliação estrutural dos tanques de água pesada do reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Agosto, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-113-00). Restrito.

    Título do projeto: RMB

    Abstract: O objetivo deste relatório técnico é documentar a análise estrutural realizada para se verificar a integridade estrutural dos: “ Tanques Refletores de Água Pesada (D2O): Norte, Sul, Leste e Oeste” do Reator Nuclear de Pesquisa IPEN/MB-01. As análises estruturais dos Tanques Refletores de Água Pesada foram desenvolvidas, aplicando-se o código ASME VIII division 1 & 2, e os resultados estão resumidos na tabela abaixo:  ASME VIII division 1 – Tanques Refletores Norte & Sul & Leste & Oeste  Espessura das chapas atendem os requisitos de espessura mínima;  A máxima pressão de trabalho (MAWP) é 0.05 N/mm2;  A Pressão de Teste Hidrostático é 0.057 N/mm2;  Os bocais não requerem reforço;  A distância entre bocais atende ao critério da distância mínima. A distância entre bocais e borda da chapa dos Tanques Leste e Oeste atende ao critério da distância mínima. A distância entre bocais e borda da chapa dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte e Sul é menor que a distância mínima;  As tensões calculadas por método analítico nas placas laterais, tampos e distanciadores dos Tanques Refletores de Água Pesada Leste e Oeste não atendem aos limites admissíveis. O método analítico não se mostra adequado para o cálculo completo dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte e Sul. As questões acima não resolvidas serão tratadas pelo código ASME VIII division 2.  ASME VIII division 2 – Tanques Refletores Norte & Sul A integridade estrutural dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte, Sul, Leste e Oeste foi verificada. Aplicou-se o método de análise das tensões elásticas para se obter as tensões equivalentes, calculadas de acordo com a teoria da energia de distorção máxima, através da simulação numérica com o programa de computador para análise estrutural por elementos finitos ANSYS, nas condições de Operação, Projeto e Teste Hidrostático. As tensões calculadas atendem aos limites prescritos pelo código ASME VIII division 2. Deste modo, os Tanques Refletores de Água Pesada (D2O) Norte, Sul, Leste e Oeste podem ser fabricados, e deverão operar nas seguintes condições:  “Pressão de Operação = 0.0326 N/mm2”;  “Máxima Pressão de Operação (MAWP) = 0.05 N/mm2”;  “Pressão de Teste Hidrostático = 0.057 N/mm2”.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; heavy water; tanks; neutron reflectors; reactors; aluminium; pressure vessels

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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.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

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