Navegação IPEN por Autores IPEN "SABUNDJIAN, GAIANE"

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  • IPEN-DOC 26345

    MADEIRA, ALZIRA A.; PEREIRA, LUIZ C.M.; SABUNDJIAN, GAIANE . An Angra 2 LBLOCA simulation model for RELAP5MOD3.3 code with uncertainty analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4476-4502.

    Abstract: This paper describes the activities related to the work planned within Project BRA3.01/12 between CNEN and the European Community, relatively to its Task 2.1 (independent uncertainty quantification and sensitivity analysis utilizing the computational tool SUSA for the calculus related to LOCA simulation for licensing matter). SUSA software has been applied to the reference case, a double-ended LBLOCA in Angra 2, simulated with a RELAP5 code nodalization developed by the thermal hydraulic technicians of CNEN and its research institutes. This original nodalization has been improved for the development of the main objective of Task 2.1. The recommendations that our European counterparts provided on the last workshop, held at CNEN in Rio de Janeiro from January 28th to February 2nd, 2018, have been implemented as far as feasible.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; boundary conditions; cladding; data covariances; lbloca; pressure vessels; r codes; reactor accident simulation; reactor cores; s codes; steady-state conditions

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  • IPEN-DOC 01068

    SABUNDJIAN, GAIANE . Analise basica e comparacao das caracteristicas do GCFR e LMFBR com o ciclo do torio pela teoria de difusao em grupo de energia. 1981. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 215 p. Orientador: Yuji Ishiguro.

    Palavras-Chave: actinides; thorium; breeder reactors; fuels; fuel cycle

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  • IPEN-DOC 11567

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; CASTRO, ALFREDO J.A. de ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ROCHA, RICARDO T.V. da; DAMY, OSWALDO L. de A.; TORRES, EDUARDO. Analise experimental do fenomeno de circulacao natural. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 11th, 5-8 Dec, 2006, Curitiba, PR. Anais... 2006.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; natural convection; r codes; cooling systems; flow rate

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  • IPEN-DOC 13599

    SILVA FILHO, MAURO F. DA; SABUNDJIAN, GAIANE . Analise experimental do fenomeno de circulacao natural em regime monofasico, com enfase no aterramento do chassi. In: SEMINARIO ANUAL PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA - CNPQ, 15., 5-6 de novembro, 2008, São Paulo, SP. Resumo... 2008.

    Palavras-Chave: circulating systems; simulation; r codes; thermal hydraulics; heat exchangers; fluid flow; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 14292

    SILVA FILHO, MAURO F. DA; SABUNDJIAN, GAIANE . Analise teorica/experimental do fenomeno de circulacao natural. In: SEMINARIO ANUAL DO PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA, 15.; SEMINARIO ANUAL DO PROGRAMA DE BOLSAS E INICIACAO CIENTIFICA, 6., 7-8 de outubro, 2009, Sao Paulo, SP. Resumo expandido... 2009. p. 149-150.

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

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  • IPEN-DOC 13460

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; CASTRO, ALFREDO J.A. de; CONTI, THADEU das N. ; MASOTTI, PAULO H.F. ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; PALADINO, PATRICIA A.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ROCHA, RICARDO T.V. da; DAMY, OSVALDO L.A.. Analise teorico e experimental do fenomeno de circulacao natural. In: ENCONTRO BRASILEIRO SOBRE EBULICAO, CONDENSACAO E ESCOAMENTO MULTIFASICO LIQUIDO-GAS, 1., 28-29 de abril, 2008, Florianopolis, SC. Anais... 2008.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; natural convection; reactor cooling systems; fluid flow; two-phase flow; reactor control systems; r codes

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  • IPEN-DOC 16126

    SABUNDJIAN, GAIANE ; CONTI, THADEU N. ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; SILVA FILHO, MAURO F.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.. Analise teorico/experimental do fenomeno de circulacao natural. In: ENCONTRO BRASILEIRO SOBRE EBULICAO, CONDENSACAO E ESCOAMENTOS MULTIFASICOS, 2., 3-4 de maio, 2010, Sao Carlos, SP. Anais... 2010.

    Palavras-Chave: natural convection; nuclear facilities; experimental data; computerized simulation; r codes; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 28184

    CIONGOLI, GIOVANA ; BIATY, FLAVIA P. ; PALADINO, PATRICIA A.; JULIÃO, ARTHUR P.; SABUNDJIAN, GAIANE . Analysis of the application of remotely operated underwater vehicles in nuclear power plants. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: in-service inspection; nondestructive analysis; nuclear power plants; remote control; robots; underwater

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  • IPEN-DOC 23878

    MENZEL, FRANCINE ; SABUNDJIAN, GAIANE . Análise de risco considerando acidentes em reatores nucleares e refinarias de petróleo. Revista Brasileira de Energia, v. 19, n. 2, p. 143-153, 2013.

    Abstract: Análises de risco consistem em importantes instrumentos para auxílio na tomada de decisão, principalmente relacionadas às escolhas energéticas e suas consequências ambientais. O objetivo do artigo é analisar o risco associado com a implantação e operação de uma instalação nuclear e comparar com o risco associado de outras fontes de energia, como o petróleo. Foi feita uma análise de risco baseada no número de reatores-ano e no número de acidentes que já ocorreram no mundo em usinas nucleares. O mesmo foi feito baseado no número de refinarias-ano e no número de acidentes que já ocorreram no mundo em refinarias de petróleo. Nossos resultados mostraram que o risco de acidente em uma usina nuclear no mundo é menor quando comparado com o risco associado à produção de petróleo. Acreditamos que a análise proposta pode influenciar os processos de tomada de decisão na área ambiental e contribuir para um futuro energético mais sustentável.

    Palavras-Chave: risk assessment; accidents; nuclear facilities; petroleum; petroleum refineries; environmental impact statements; nuclear power plants; reactors

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  • IPEN-DOC 28644

    LIMA, ANA C. de S. ; CABRAL, EDUARDO L.L. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; TERREMOTO, LUIS A.A. ; ROCHA, MARCELO da S. . Análise de viabilidade do emprego de Reatores Modulares Pequenos (Small Modular Reactors – SMR) no Brasil. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Janeiro, 2022. (IPEN-CEN-PSE-DPD-011-00-INFT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: Este trabalho apresenta uma análise SWOT sobre os Reatores Modulares Pequenos (Small Modular Reactor- SMR), a fim de avaliar a viabilidade de implantação desses reatores nucleares no Brasil. A análie PESTLA foi utilizada como coadjuvante da análise SWOT servindo para auxiliar na categorização dos fatores considerados de maior relevância no sentido de possibilitar um melhor entendimento das condições de contorno relativas à implantação dos SMRs no Brasil. A análise PESTLA, envolve um estudo dos aspectos Tecnológico, Ambiental, Político, Social (Recursos Humanos/Infraestrutura), Econômico e Legal. As análises SWOT e PESTLA consideraram diversos aspectos no âmbito da instituição governamental responsável pela orientação e planejamento do programa nuclear brasileiro, a CNEN, que através de suas unidades desenvolve atividades de pesquisa e formação especializada na área nuclear. A metodologia adotada neste estudo selecionou os pontos positivos e negativos tanto da instituição quanto dos SMRs. Os reaotres modulares descritos neste trabalho são do tipo Pressurized Water Reactor (PWR) e que se encontram em estágio avançado de desenvolvimento, são eles: CAREM, KLT-40S, SMART e NuScale. O estudo realizado neste documento possibilitará a tomada de decisão sobre a utilização de SMRs no Brasil.

    Palavras-Chave: small modular reactors; modular structures; feasibility studies; nuclear energy

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  • IPEN-DOC 27242

    BORGES, EDUARDO M. ; CONTI, THADEU das N. ; SANCHES, ANDREA ; SABUNDJIAN, GAIANE . Análise do acidente de perda de refrigerante primário devido a quebra da linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2 / Loss of Coolant Accident Analysis by breaking of the pressurizer surge line of the Angra 2 nuclear power plant. Revista Internacional de Ciências, v. 10, n. 1, p. 3-21, 2020. DOI: 10.12957/ric.2020.44530

    Abstract: O objetivo deste trabalho foi simular e avaliar com o código RELAP5 o acidente base de projeto de perda de refrigerante primário devido a uma ruptura média na linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2. Este acidente foi uma quebra do tipo guilhotina ou seja 100% na linha de surto do pressurizador, que representa uma ruptura de 437 cm². Nesta análise, verificou-se que as lógicas de atuação do Sistema de Proteção do Reator (SPR) e do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (SREN) de Angra 2, utilizadas nesta simulação, funcionaram corretamente, mantendo a integridade do núcleo com as temperaturas do núcleo em níveis aceitáveis durante todo o evento. Os resultados obtidos foram satisfatórios, quando comparados com os apresentados no Relatório Final de Análise de Segurança de Angra 2 (FSAR/A2).

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; loss of coolant; pressurizers; r codes; reactor accident simulation; safety analysis; surges

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  • IPEN-DOC 10965

    FERNANDES, THIAGO D.J. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Análise do fenômeno de circulação natural mono e bi-fásico no circuito experimental instalado na Engenharia Química/POLI-USP com código RELAP5. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA, 10.; PROGRAMA DE BOLSAS E INICIAÇÃO CIENTÍFICA CNEN, 1., 17-18 de novembro, 2004, São Paulo, SP. Resumo expandido... 2004. p. 81-82.

    Palavras-Chave: natural convection; reactors; reactor cooling systems; nuclear facilities; rhr systems; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 22076

    DAMY, OSVALDO L. de ; SABUNDJIAN, GAIANE . Análise experimental do fenômeno de circulação natural. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA, 12.; PROGRAMA DE BOLSAS E INICIAÇÃO CIENTÍFICA CNEN, 3., 9-10 de novembro, 2006, São Paulo, SP. Resumo expandido... 2006. p. 151-152.

    Palavras-Chave: circulating systems; natural convection; data; tubes; equipment; drainage; outlet structures

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  • IPEN-DOC 11398

    SILVA FILHO, MAURO F. da ; SABUNDJIAN, GAIANE . Análise experimental do fenômeno de circulação natural em regime monofásico, com ênfase no aterramento do chassi. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA, 14.; PROGRAMA DE BOLSAS E INICIAÇÃO CIENTÍFICA CNEN, 5., 5-6 de novembro, 2008, São Paulo, SP. Resumo expandido... 2008. p. 177-178.

    Palavras-Chave: circulating systems; simulation; r codes; heat exchangers; data analysis

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  • IPEN-DOC 26326

    FRENZEL, LUCAS S. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Análise teórico/experimental do fenômeno de circulação natural no circuito de circulação natural do IPEN. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 3433-3444.

    Abstract: O objetivo deste trabalho é o estudo do fenômeno de circulação natural em circuitos experimentais para aplicação em instalações nucleares. Trabalhos sobre circuitos de circulação natural ganharam força após o acidente de Three Mile Island. Este acidente mostrou que a segurança deste tipo de reator não era suficientemente confiável. Outro ponto importante é relacionado a necessidade de intervenção humana para a entrada de operação dos sistemas de segurança, evidenciando que erros operacionais foram as maiores causas para o acidente de Three Mile Island. Assim, há um crescente interesse da comunidade científica no estudo da circulação natural devido ao seu uso na nova geração de reatores nucleares compactos. O circuito experimental utilizado neste estudo foi reparado/ modernizado, e se encontra no Centro de Engenharia Nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN). Para a realização deste trabalho, foi simulado alguns experimentos com diferentes: níveis de potência e vazão de água no secundário; originando um banco de dados experimentais que é utilizado para validar alguns programas termohidráulicos. Particularmente para este estudo, os resultados experimetais obtidos são comparados com o modelo teórico criado com o código RELAP/MOD3.3 [1]. Os resultados obtidos com o programa são satisfatórios quando comparados com os experimentais.

    Palavras-Chave: computerized simulation; data base management; experimental data; fluid flow; natural convection; nuclear facilities; r codes; reactors; refrigerants

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  • IPEN-DOC 18514

    ROCHA, MARCELO da S.; SABUNDJIAN, GAIANE ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; TORRES, WALMIR M. ; CONTI, THADEU das N. ; MACEDO, LUIZ A. ; UMBEHAUN, PEDRO N.; MESQUITA, ROBERTO N. de ; MASOTTI, PAULO H.F. . ANGRA 2 samll break loca flow regime identification through RELAP5 code. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 14th, November 18-22, 2012, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... 2012.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; reactor cores; loss of coolant; reactor accidents; computerized simulation; r codes; fluid flow; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 12431

    SABUNDJIAN, GAIANE . Aplicação do método da expansão em funções hierárquicas na solução das equações de Navier-stokes para fluidos incompressíveis. 1999. Tese (Doutoramento) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 146 p. Orientador: Eduardo Lobo Lustosa Cabral.

    Palavras-Chave: fluid flow; hydraulics; incompressible flow; navier-stokes equations; power reactors; progress report; reactor cooling systems; reactor technology; thermal analysis

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  • IPEN-DOC 22808

    MENZEL, FRANCINE ; SABUNDJIAN, GAIANE ; DAURIA, FRANCESCO; MADEIRA, ALZIRA A.. Application of Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology in a Final Safety Analysis Report (FSAR) of a generic plant. In: INTERNATIONAL CONFERENCE OF THE CROATIAN NUCLEAR SOCIETY, 10th, June 5-8, 2016, Zadar, Croatia. Proceedings... 2016. p. 1-10.

    Abstract: The licensing process of a nuclear power plant is motivated by the need to protect humans and the environment from ionizing radiation and, at the same time, sets out the basis for the design and determining the acceptability of the plant. An important part of the licensing process is the realization of accident analysis related to the design basis, which should be documented in the Final Safety Analysis Report (FSAR). There are different options on accidents calculation area by combining the use of computer codes and data entry for licensing purposes. One is the Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU), which considers realistic input data and associated uncertainties. Applications of BEPU approaches in licensing procedures were initiated in the 2000s, first to analysis of Loss of Coolant Accident (LOCA), and then to the accident analysis as a whole, documented in Chapter 15 of the FSAR. This work has as main objective the implementation of BEPU methodology in all analyses contained in FSAR, through the homogenization of the analytical techniques and identification of key disciplines and key topics in the licensing process.

    Palavras-Chave: uses; safety analysis; nuclear power plants; licensing; licensing procedures; safety

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  • IPEN-DOC 23159

    CONTI, THADEU das N. ; CABRAL, EDUARDO L.L.; SABUNDJIAN, GAIANE . Application of the hierarchical functions expansion method for the solution of the two dimensional navier-stokes equations for compressible fluids in high velocity. Energy and Power Engineering, v. 9, n. 2, 2017. DOI: 10.4236/epe.2017.92007

    Abstract: This work presents a new application for the Hierarchical Function Expansion Method for the solution of the Navier-Stokes equations for compressible fluids in two dimensions and in high velocity. This method is based on the finite elements method using the Petrov-Galerkin formulation, know as SUPG (Streamline Upwind Petrov-Galerkin), applied with the expansion of the variables into hierarchical functions. To test and validate the numerical method proposed as well as the computational program developed simulations are performed for some cases whose theoretical solutions are known. These cases are the following: continuity test, stability and convergence test, temperature step problem, and several oblique shocks. The objective of the last cases is basically to verify the capture of the shock wave by the method developed. The results obtained in the simulations with the proposed method were good both qualitatively and quantitatively when compared with the theoretical solutions. This allows concluding that the objectives of this work are reached.

    Palavras-Chave: compressible flow; computer codes; computerized simulation; finite element method; galerkin-petrov method; navier-stokes equations; two-dimensional calculations; velocity

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  • IPEN-DOC 23156

    BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; SABUNDJIAN, GAIANE ; RIBEIRO, GUILHERME B.; CALDEIRA, ALEXANDRE D.. Assessment of RELAP5 matrix solvers for a two-phase natural circulation loop. Annals of Nuclear Energy, v. 105, p. 249-258, 2017. DOI: 10.1016/j.anucene.2017.03.023

    Abstract: The heat transfer mechanism of natural convection has been extensively studied as a passive heat removal system of new nuclear power plants. Considering this aspect, the main objective of this study is to present an assessment of RELAP5 linear-equation solver under a transient two-fluid model for a two-phase natural circulation loop (NCL). For this assessment, three different approaches of linearequation solvers for the hydrodynamic model are presented: the sparse matrix solver based on the Lower-Upper (LU) decomposition, the Border-Profile Lower Upper (BPLU) solver and the iterative method named Generalized Minimal Residual Method (GMRES). For comparison purposes, an experimental natural circulation loop made of glass tubes and using water as working fluid is analyzed. The onset of nucleate boiling observed during the experiment was predicted by all RELAP5 solvers as well as the representation of flow oscillations along the loop. Furthermore, it was noticed that the choice of the solver algorithm has a strong influence on the prediction of the two-phase natural circulation phenomena, since different wavelengths and amplitudes of flow instabilities were obtained for each approach.

    Palavras-Chave: algorithms; comparative evaluations; computer codes; coolants; hydrodynamics; iterative methods; matrices; natural convection; nuclear power; nuclear power plants; nucleate boiling; nucleate boiling; working fluids

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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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