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Navegação IPEN por assunto "bwr type reactors"
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RODRIGUES, V.G.; STEGEMANN, D..
Analise termohidraulica de reatores BWR avancados.
In: 7o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA,
26-28 de abril, 1989,
Recife, PE.
1989.
p. 315-326.
Palavras-Chave:
bwr type reactors;
thermodynamics;
hydraulics
RODRIGUES, V.G.; STEGEMANN, D.
Analise termohidraulica de reatores BWR avancados.
In:
7o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA,
26-28 de abril, 1989,
Recife, PE.
1989.
p. 315-326.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14822. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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TAMURA, MASARU
.
Aplicacao dos metodos de relaxacao dinamica e elementos finitos na analise estrutural de um modelo reduzido de vaso de pressao de concreto protendido.
1979.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
p.
Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.
Palavras-Chave:
concretes;
prestressed concrete;
pressure vessels;
water cooled reactors;
bwr type reactors;
finite element method
TAMURA, MASARU.
Aplicacao dos metodos de relaxacao dinamica e elementos finitos na analise estrutural de um modelo reduzido de vaso de pressao de concreto protendido.
Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.
1979.
f.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9307. Acesso em: $DATA.
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ROCHA, MARCELO S.; CABRAL, EDUARDO L.L.
; SIMOES-MOREIRA, JOSE R..
Capacitance sensor for void fraction measurement in a natural circulation refrigeration circuit.
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:
bwr type reactors;
capacitance;
experimental data;
gas flow;
liquid flow;
natural convection;
r codes;
reactor cooling systems;
temperature dependence;
two-phase flow;
void fraction
ROCHA, MARCELO S.; CABRAL, EDUARDO L.L.; SIMOES-MOREIRA, JOSE R.
Capacitance sensor for void fraction measurement in a natural circulation refrigeration circuit.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16621. Acesso em: $DATA.
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LIMA, S.C.N. de; SOARES, E.P.; ANDREOLI, M.
; CHIBA, R.; SEO, E.S.M.
.
Caracterização da esponja de zircônio metálico.
In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIA DOS MATERIAIS, 20.,
4-8 de novembro, 2012,
Joinville, SC.
Anais...
2012.
p. 6864-6872.
Palavras-Chave:
zirconium alloys;
pellets;
uranium dioxide;
pwr type reactors;
bwr type reactors;
x-ray diffraction;
x-ray fluorescence analysis
LIMA, S.C.N. de; SOARES, E.P.; ANDREOLI, M.; CHIBA, R.; SEO, E.S.M.
Caracterização da esponja de zircônio metálico.
In:
CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIA DOS MATERIAIS, 20.,
4-8 de novembro, 2012,
Joinville, SC.
Anais...
2012.
p. 6864-6872.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17398. Acesso em: $DATA.
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LIMA, SERGIO C.N. de
; SOARES, EDSON P.
; ANDREOLI, MARCO
; CHIBA, RUBENS
; SEO, EMILIA S.M.
.
Characterization of metallic zirconium sponge.
Materials Science Forum,
v. 805,
p. 700-705,
2015.
DOI:
10.4028/www.scientific.net/msf.805.700
Palavras-Chave:
zirconium alloys;
porous materials;
chlorination;
microstructure;
microhardness;
fuel pellets;
pwr type reactors;
bwr type reactors;
x-ray diffraction;
fluorescence
LIMA, SERGIO C.N. de; SOARES, EDSON P.; ANDREOLI, MARCO; CHIBA, RUBENS; SEO, EMILIA S.M.
Characterization of metallic zirconium sponge.
Materials Science Forum,
v. 805,
p. 700-705,
2015.
DOI:
10.4028/www.scientific.net/msf.805.700.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/22932. Acesso em: $DATA.
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RODRIGUES, V.G.; STEGEMANN, D..
Consideracoes neutronicas para o desenvolvimento de reatores BWR avancados.
In: 7o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO HIDRAULICA,
26-28 de abril, 1989,
Recife, PE.
1989.
p. 337-348.
Palavras-Chave:
bwr type reactors;
neutrons
RODRIGUES, V.G.; STEGEMANN, D.
Consideracoes neutronicas para o desenvolvimento de reatores BWR avancados.
In:
7o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO HIDRAULICA,
26-28 de abril, 1989,
Recife, PE.
1989.
p. 337-348.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14823. Acesso em: $DATA.
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PACHECO, RAFAEL R.
.
Desenvolvimento de modelos analítico e numérico associados ao fenômeno de condensação por contato direto em tanque de alívio de reator PWR
/ Development of analytical and numerical models associated to the condensation phenomenon by direct contact in PWR reactor relief tank
.
2018.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
97 p.
Orientador: Delvonei Alves de Andrade.
DOI:
10.11606/T.85.2018.tde-23102018-160457
Abstract:
O fenômeno de injeção de vapor em tanques de alívio é de relevância no projeto de reatores de água leve, sejam eles do tipo reator de água pressurizada (PWR) ou reator de água fervente (BWR). Este fenômeno permite a rápida absorção do vapor injetado em massa de água, por meio de sua condensação, uma vez que este vapor pode conter contaminantes químicos ou radiológicos que não permitem o seu descarte diretamente no ambiente. Desta forma, facilita-se a coleta do vapor produzido por descarga de vapor da água do resfriamento do reator, radiologicamente contaminada, e evita-se o que projeto de dispositivos e equipamentos necessite considerar a elevada pressão do vapor. A rapidez com que se dá a condensação é fruto de processos físicos que ocorrem na interface de vapor e água e que ainda não possuem modelo analítico e numérico definido. Em 1972 um modelo semi-empírico foi proposto, o qual, desde então, vem evoluindo. Não obstante, até o presente momento, não há modelo definitivo que se proponha a abranger toda extensão das condições experimentais. Estes modelos são fortemente dependentes do fluxo de massa que atravessa a interface de vapor e água, entretanto, até a presente data, não há expressão que determine este fluxo de massa, de tal forma que o valor de 275 Kg/m2/s vem sendo assumido como "representativo da ordem de grandeza do fenômeno" até o presente momento. Neste trabalho, é proposto um método de cálculo analítico do fluxo de massa, considerando-se como premissa a isentropia da injeção, e o desenvolvimento da 1ª e 2ª leis da Termodinâmica. Ainda, o fenômeno é analisado experimentalmente, por meio da análise dos dados produzidos no experimento do Circuito Termo Hidráulico de 150 bar (Loop 150), realizado nas dependências do CENTRO TECNOLÓGICO DA MARINHA EM SÃO PAULO. Por fim, um modelo numérico em software comercial foi desenvolvido para complementar a análise. Os resultados obtidos comprovam que a formulação isentrópica do fluxo de massa corrige de maneira satisfatória o fluxo de massa constante utilizado até então nos modelos semi-empíricos. Tal comprovação se deu através de análise numérica e da confrontação com dados experimentais obtidos na literatura.
Palavras-Chave:
bwr type reactors;
pwr type reactors;
analytical solution;
numerical solution;
finite element method;
mathematical models;
turbulence;
heat transfer;
isentropic processes;
vapor condensation;
relief valves;
reactor protection systems;
reactor safety;
safety engineering;
systems analysis
PACHECO, RAFAEL R.
Desenvolvimento de modelos analítico e numérico associados ao fenômeno de condensação por contato direto em tanque de alívio de reator PWR.
Orientador: Delvonei Alves de Andrade.
2018.
97 f.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
DOI:
10.11606/T.85.2018.tde-23102018-160457.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29629. Acesso em: $DATA.
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-
FAYA, ARTUR J.G.
.
Development of a method for BWR subchannel analysis.
1979.
Thesis (Doutorate) -
Massachusetts Institute of Technology - Cambridge, Mass - MIT,
168 p.
Orientador: Lothar Wolf.
Palavras-Chave:
coolant loops;
programming;
c codes;
reactors;
bwr type reactors;
transients
FAYA, ARTUR J.G.
Development of a method for BWR subchannel analysis.
Orientador: Lothar Wolf.
1979.
168 f.
Thesis (Doutorate) -
Massachusetts Institute of Technology - Cambridge, Mass - MIT,
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9662. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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LAMEIRAS, FERNANDO S.; FAEDA, KELLY C.F..
Fuel for the next brazilian nuclear power plants.
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:
burnup;
bwr type reactors;
fabrication;
feasibility studies;
fuel elements;
nuclear power plants;
pwr type reactors;
quality control;
reactor safety;
temperature range 0400-1000 k;
water cooled reactors
LAMEIRAS, FERNANDO S.; FAEDA, KELLY C.F.
Fuel for the next brazilian nuclear power plants.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16627. Acesso em: $DATA.
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CARELLI, M.; CLEVELAND, J.; CORRADINI, M.; DELMASTRO, D.; DEVINE, J.C.; DIAMOND, D.; HEDGES, K.; LAURENT, P.; LEE, Y.Y.; MACDONALD, P.; OKA, Y.; OMOTO, A.; PARK, J.K.; SMITH, N.; TEIXEIRA e SILVA, A.
; VASILE, A.; WAS, G..
Generation IV water-cooled reactor concepts.
In: ANS WINTER MEETING,
Nov. 13, 2001,
Reno, NV, USA.
Proceedings...
2001.
p. 17.
Palavras-Chave:
water cooled reactors;
reactors;
evaluation;
pwr type reactors;
reactor cores;
bwr type reactors;
reactor safety;
pressure tube reactors;
candu type reactors;
spent fuels;
recycling;
fuel cycle
CARELLI, M.; CLEVELAND, J.; CORRADINI, M.; DELMASTRO, D.; DEVINE, J.C.; DIAMOND, D.; HEDGES, K.; LAURENT, P.; LEE, Y.Y.; MACDONALD, P.; OKA, Y.; OMOTO, A.; PARK, J.K.; SMITH, N.; TEIXEIRA e SILVA, A.; VASILE, A.; WAS, G.
Generation IV water-cooled reactor concepts.
In:
ANS WINTER MEETING,
Nov. 13, 2001,
Reno, NV, USA.
Proceedings...
2001.
p. 17.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16331. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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FRY, D.N.; KING, W.T.; MACHADO, E.L.; SWEENEY, F.J..
Method for detecting bypass coolant boiling in boiling water reactors.
In: WINTER MEETING OF THE AMERICAN NUCLEAR SOCIETY,
Nov. 12-16, 1978,
Washington, D.C., USA.
1978.
p. 511-13.
Palavras-Chave:
bwr type reactors;
bypasses;
in core instruments;
neutron detectors;
reactor cores;
signals
FRY, D.N.; KING, W.T.; MACHADO, E.L.; SWEENEY, F.J.
Method for detecting bypass coolant boiling in boiling water reactors.
In:
WINTER MEETING OF THE AMERICAN NUCLEAR SOCIETY,
Nov. 12-16, 1978,
Washington, D.C., USA.
1978.
p. 511-13.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/18657. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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AMARAL, R.; BODEA, E.; HEHL, W.S.C.
; ROCHA, R.O.B.; TOLEDO, P.S..
Nuclear power stations of natural or enriched uranium comparison of the expenditures in foreign currency under Brazilian conditions.
1967.
42 p.
Palavras-Chave:
brazil;
bwr type reactors;
candu type reactors;
cost;
economics;
efficiency;
gas cooled reactors;
graphite moderated reactors;
heavy water cooled reactors;
heavy water moderated reactors;
magnox type reactors;
nuclear power;
nuclear power plants;
power reactors;
south america;
water cooled reactors
AMARAL, R.; BODEA, E.; HEHL, W.S.C.; ROCHA, R.O.B.; TOLEDO, P.S.
Nuclear power stations of natural or enriched uranium comparison of the expenditures in foreign currency under Brazilian conditions.
1967.
42 p.
(.IEA-PUB-142 ).
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/24890. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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GEBRIM, A.N.
; BARROSO, A.C.O.
; ARAUJO FILHO, F..
Programas de calculo para simuladores de treinamento e de engenharia.
In: 9o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA,
25-29 de outubro, 1993,
Caxambu, MG.
1993.
p. 415-418.
Palavras-Chave:
pwr type reactors;
bwr type reactors;
simulators
GEBRIM, A.N.; BARROSO, A.C.O.; ARAUJO FILHO, F.
Programas de calculo para simuladores de treinamento e de engenharia.
In:
9o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA,
25-29 de outubro, 1993,
Caxambu, MG.
1993.
p. 415-418.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14686. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
-
TORRES, WALMIR M.
.
Projeto de concepção do sistema do circuito hidrodinâmico para testes de elementos combustíveis (Orquídea).
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Março,
2017.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-002-00). Restrito.
Título do projeto: RMB
Abstract:
Este relatório apresenta o projeto de concepção do Circuito Hidrodinâmico para Testes de
Elementos Combustíveis - Orquídea. O projeto tem como principal característica a
utilização de equipamentos e componentes do LOOP 70 visando diminuir os custos e
tempo de construção. Nele são descritas as principais características de operação do
circuito e dos seus equipamentos.
Palavras-Chave:
fuel elements;
pwr type reactors;
bwr type reactors;
steam separators;
pressurizers;
storage facilities;
heat exchangers;
ion exchange
TORRES, WALMIR M.
Projeto de concepção do sistema do circuito hidrodinâmico para testes de elementos combustíveis (Orquídea).
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Março,
2017.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-002-00). Restrito.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28163. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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RODRIGUES, V.G.; STEGEMANN, D..
Reatores BWR avancados: reatividade e queima.
In: 8o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA,
17-20 de setembro, 1991,
Atibaia, SP.
1991.
p. 271-274.
Palavras-Chave:
bwr type reactors;
reactivity;
burnup
RODRIGUES, V.G.; STEGEMANN, D.
Reatores BWR avancados: reatividade e queima.
In:
8o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA,
17-20 de setembro, 1991,
Atibaia, SP.
1991.
p. 271-274.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14326. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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WU, FREDERICO E.
; CONTI, THADEU das N.
.
Segurança nuclear de reatores de 2a e 4a gerações.
In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 22.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 13.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 6.,
07-08 de dezembro, 2016,
São Paulo, SP.
Resumo expandido...
São Paulo, SP: IPEN,
2016.
p. 171-172.
Palavras-Chave:
radiation protection;
reactors;
bwr type reactors;
pwr type reactors
WU, FREDERICO E.; CONTI, THADEU das N.
Segurança nuclear de reatores de 2a e 4a gerações.
In:
PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 22.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 13.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 6.,
07-08 de dezembro, 2016,
São Paulo, SP.
Resumo expandido...
São Paulo, SP: IPEN,
2016.
p. 171-172.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27104. Acesso em: $DATA.
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-
HOLLAND, L.
; SAXE, R.F..
Simulation of vibrating noise sources in power light water reactors.
Transactions of the American Nuclear Society,
v. 43,
p. 576-578,
1982.
Palavras-Chave:
bwr type reactors;
measuring methods;
mechanical vibrations;
neutron absorbers;
power reactors;
pwr type reactors;
reactor components;
reactor noise;
simulation
HOLLAND, L.; SAXE, R.F.
Simulation of vibrating noise sources in power light water reactors.
Transactions of the American Nuclear Society,
v. 43,
p. 576-578,
1982.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/7930. Acesso em: $DATA.
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FIORI, MARCIO A.; RIELLA, HUMBERTO G.
; KNOB, PAULO J..
Modal nuclear e a matriz energética global: contribuições e tendências do modal nuclear para a matriz energética global.
Riga, Letônia: Novas Edições Acadêmicas,
2018.
209 p.
Palavras-Chave:
nuclear energy;
reactors;
pwr type reactors;
bwr type reactors;
nuclear reactions;
fission;
neutrons
FIORI, MARCIO A.; RIELLA, HUMBERTO G.; KNOB, PAULO J.
Modal nuclear e a matriz energética global: contribuições e tendências do modal nuclear para a matriz energética global.
Riga, Letônia: Novas Edições Acadêmicas,
2018.
209 p.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29451. Acesso em: $DATA.
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Autor: Maprelian
Título: loss of coolant
Tipo de publicação: Texto completo de evento
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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,
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2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI,
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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.