Navegação IPEN por assunto "functional models"

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  • IPEN-DOC 27267

    OLIVEIRA, ELLISON A. de . Análise Probabilística de Segurança Sísmica : requisitos regulatórios, diretrizes vigentes, estado da arte em métodos e aplicação para uma instalação nuclear experimental localizada no Estado de São Paulo - Brasil / Seismic Probabilistic Safety Assessment: regulatory requirements, current guidelines, state of the art methods and application for an experimental nuclear facility located in the State of São Paulo - Brazil . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 183 p. Orientador: Miguel Mattar Neto. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-16092020-102750

    Abstract: A análise de segurança é uma das áreas mais importantes do projeto de uma instalação nuclear. Sua contribuição justifica-se como meio para a manutenção da proteção dos trabalhadores, indivíduos do público e do meio ambiente. Metodologias determinísticas e probabilísticas de análise de segurança continuamente são desenvolvidas e atualizadas com base na experiência operacional e investigação de ocorrência de incidentes ou acidentes. O conjunto de resultados obtidos permite uma avaliação e um entendimento de eventos iniciadores de acidentes. Um dos eventos que desafia continuamente a segurança de uma instalação nuclear é o fenômeno sísmico. A Análise Probabilística de Segurança Sísmica (APS Sísmica) é utilizada para estimar o risco de uma instalação nuclear induzido por eventos sísmicos. As Análises de Ameaça Sísmica, Demanda Sísmica e Fragilidade Sísmica são estudos de suporte para a APS Sísmica, permitindo uma avaliação do local e capacidade sísmica de estruturas, sistemas e componentes. A APS sísmica, por sua vez, tem como objetivo principal a verificação da contribuição de eventos sísmicos na frequência total de danos ao núcleo. Neste trabalho, são apresentados requisitos regulatórios, diretrizes vigentes e descrição das principais atividades relacionadas à metodologia de implementação da APS Sísmica. Uma aplicação simplificada da metodologia para uma instalação nuclear experimental localizada no Estado de São Paulo, Brasil, também é apresentada. Um acidente com pequena perda de refrigerante induzido por sismos (Seismic-SLOCA) foi escolhido como evento iniciador. Verificou-se que a estimativa pontual da frequência de danos ao núcleo, CDFSeismic-SLOCA, foi calculada em 4,56E-06/ano. Este cálculo foi baseado na possibilidade de ocorrência de 8 cenários sísmicos distintos, obtidos após a discretização da curva de ameaça sísmica do local e considerando cenários mais concentrados em valores baixos de aceleração espectral.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; regulations; reactor control systems; functional models; reactor cooling systems; safety analysis; frequency analysis; probabilistic estimation; seismic detection; damage; reactor cores; sbloca; loss of coolant; brazil

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  • IPEN-DOC 16220

    CARVALHO, DIEGO V. de S.; HAMADA, MARGARIDA M. . Desenvolvimento de sistema tomografico computadorizado industrial para raios gama. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA, 16.; PROGRAMA DE BOLSAS E INICIAÇÃO CIENTÍFICA CNEN, 7., 2-21 de outubro, 2010, Sao Paulo, SP. Resumo expandido... 2010. p. 113-114.

    Palavras-Chave: biological models; cat scanning; functional models; gamma radiation; gamma sources; isodose curves; phantoms; tissue-equivalent materials; tomography

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  • IPEN-DOC 23122

    VENEZIANI, GLAUCO R. . Desenvolvimento de um objeto simulador "Canis Morphic" utilizando impressora 3D para aplicação em dosimetria na área de radioterapia veterinária / Development of a phantom "Canis Morphic" using 3D printer for use in dosimetry in veterinary radiation therapy . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 99 p. Orientador: Letícia Lucente Campos Rodrigues. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-05062017-144227

    Abstract: O aumento na longevidade humana fez surgir uma série de doenças com a idade; em contrapartida o avanço da medicina possibilitou o diagnóstico precoce e o tratamento de várias doenças antes incuráveis. Esse cenário atual estendese também aos animais domésticos (cães e gatos - PETs) que dobraram sua expectativa de vida nas últimas décadas, fato que os humanos demoraram séculos para alcançar. Do mesmo modo que os humanos, esse aumento na longevidade dos animais veio acompanhado de doenças relacionadas com a idade, entre elas o câncer. Uma das terapias utilizadas atualmente no tratamento do câncer é a radioterapia, técnica que utiliza a radiação ionizante para destruir as células tumorais (volume-alvo) com mínimo prejuízo aos tecidos circunvizinhos sadios (órgãos de risco). Essa técnica exige a realização periódica de testes de controle de qualidade, incluindo a dosimetria com a utilização de objetos simuladores equivalentes ao tecido, de modo a verificar a dose de radiação recebida pelo paciente em tratamento e compará-la posteriormente com a dose de radiação calculada pelo sistema de planejamento. A rápida expansão do mercado de impressoras 3D abriu caminho para uma revolução na área da saúde. Atualmente os objetos simuladores por impressão 3D estão sendo usados em planejamentos de Radioterapia para a localização espacial e mapeamento das curvas de isodose, realizando, assim, um planejamento mais personalizado para cada campo de radiação, além da confecção de implantes dentais, customização de próteses e confecção de bólus. Diante do exposto esse trabalho projetou e desenvolveu um objeto simulador chamado de \"Canis Morphic\" utilizando uma impressora 3D e materiais tecido-equivalentes para a realização dos testes de controle de qualidade e otimização das doses na área de Radioterapia em animais (cães). Os resultados obtidos demonstraram-se promissores na área de criação de simuladores por impressão 3D, com materiais de baixo custo, para aplicação no controle de qualidade em Radioterapia veterinária.

    Palavras-Chave: process development units; functional models; biological materials; biological models; phantoms; three-dimensional calculations; computer-aided manufacturing; computer-graphics devices; additives; materials working; radiotherapy; dosimetry; tissue-equivalent materials; veterinary medicine

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  • IPEN-DOC 23296

    VALERIANO, CAIO C.S. . Emprego de simulação computacional para avaliação de objetos simuladores impressos 3D para aplicação em dosimetria clínica / Use of computational simulation for evaluation of 3D printed phantoms for application in clinical dosimetry . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 83 p. Orientador: Letícia Lucente Campos Rodrigues. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-24072017-113607

    Abstract: O propósito de um objeto simulador é representar a alteração do campo de radiação provocada pela absorção e espalhamento em um dado tecido ou órgão de interesse. Suas características geométricas e de composição devem estar próximos o máximo possível aos valores associados ao seu análogo natural. Estruturas anatômicas podem ser transformadas em objetos virtuais 3D por técnicas de imageamento médico (p. ex. Tomografia Computadorizada) e impressas por prototipagem rápida utilizando materiais como, por exemplo, o ácido poliláctico. Sua produção para pacientes específicos requer o preenchimento de requisitos como a acurácia geométrica com a anatomia do individuo e a equivalência ao tecido, de modo que se possa realizar medidas utilizáveis, e ser insensível aos efeitos da radiação. O objetivo desse trabalho foi avaliar o comportamento de materiais impressos 3D quando expostos a feixes de fótons diversos, com ênfase para a qualidade de radiotherapia (6 MV), visando a sua aplicação na dosimetria clínica. Para isso foram usados 30 dosímetros termoluminescentes de LiF:Mg,Ti. Foi analisada também a equivalência entre o PMMA e o PLA impresso para a resposta termoluminescente de 30 dosímetros de CaSO4:Dy. As irradiações com feixes de fótons com qualidade de radioterapia foram simuladas com o uso do sistema de planejamento Eclipse™, com o Anisotropic Analytical Algorithm e o Acuros&reg XB Advanced Dose Calculation algorithm. Além do uso do Eclipse™ e dos testes dosimétricos, foram realizadas simulações computacionais utilizando o código MCNP5. As simulações com o código MCNP5 foram realizadas para calcular o coeficiente de atenuação de placas impressas expostas a diversas qualidades de raios X de radiodiagnóstico e para desenvolver um modelo computacional de placas impressas 3D.

    Palavras-Chave: process development units; functional models; biological materials; biological models; phantoms; three-dimensional calculations; computer-aided manufacturing; computer-graphics devices; radiotherapy; dosimetry; neoplasms; tissue-equivalent materials; clinical trials

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  • IPEN-DOC 27137

    MONACO, DANIEL F. . FastLAP : desenvolvimento de um pré-processador gráfico visual para o código RELAP5 / FastLAP: development of a graphic visual preprocessor for RELAP5 . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 222 p. Orientador: Gaianê Sabundjian. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-05072019-144235

    Abstract: As energias limpas têm contribuído para o aumento de investimento e pesquisas em energia nuclear na última década. No entanto, as ocorrências dos acidentes nucleares ao longo da história ainda geram insegurança para a população em geral. Os órgãos reguladores têm aumentado as exigências de segurança em plantas nucleares e, devido a isto, vêm fazendo esforços na realização de simulações numéricas com programas computacionais de análise de acidentes em instalações nucleares, com a finalidade de garantir a segurança da planta e da população do entorno, antes mesmo de sua construção. No Brasil, para atender as exigências do órgão regulador brasileiro, a administradora dos reatores nucleares nacionais deve apresentar um estudo termo-hidráulico na área de análise de acidentes e transientes operacionais para as instalações nucleares. Isto é feito com a finalidade de licenciar as plantas nucleares, utilizando ferramentas computacionais apropriadas, tais como o código RELAP5. Esse programa computacional é muito eficiente na simulação de acidentes em usinas nucleares, mas não é muito amigável quanto à inserção de seus dados de entrada. Essa dificuldade motivou o desenvolvimento de pré-processadores para auxiliar a preparação dos dados geométricos de plantas nucleares, que é uma parte dos dados de entrada para o código RELAP5. Além disso, antes de iniciar o uso dessas ferramentas computacionais, faz-se necessário que o usuário monte uma nodalização ou modelagem do problema, de forma a representar mais adequadamente a planta e a fenomenologia envolvida durante um acidente ou transiente, sendo que ambas sejam adequadamente atendidas pela ferramenta. O objetivo desse trabalho foi o de criar um pré-processador capaz de auxiliar o usuário na tarefa de preparar os dados de entrada para o código RELAP5 e, também, de auxiliá-lo na elaboração da nodalização necessária para representar de forma mais real possível a planta em estudo. O pré-processador desenvolvido nesse trabalho é gráfico, visual e amigável, de forma a permitir que o usuário inicie a nodalização com o uso desta ferramenta, integrando assim as etapas de modelagem e preparação dos dados de entrada para o código RELAP5 em uma única fase, reduzindo assim, os esforços necessários para a sua realização, otimizando o tempo gasto. Para atingir esse objetivo, foi utilizado como plataforma de desenvolvimento o MS Excel®, uma ferramenta de planilha de cálculo eletrônica largamente utilizada, e foi construído para ele um complemento por meio da linguagem C# e da plataforma .NET. E através desta linguagem, seus recursos de orientação a objetos e total integração com a ferramenta MS Excel®, como Interop e Visual Studio Tools for Office (VSTO) integrados, foi possível um desenvolvimento mais rápido de uma ferramenta eficiente para essa finalidade, fazendo uso de recursos que não estariam disponíveis por meio do VBA (Visual Basic for Applications). O pré-processador desenvolvido nesse trabalho permite a criação da nodalização de um problema termo-hidráulico, onde os componentes hidrodinâmicos são desenhados por meio da automação de AutoShapes do MS Excel® e os dados de entrada desses componentes são alimentados por meio de caixas de diálogo amigáveis e funcionais. Uma vez que o pré-processador foi criado como um complemento para MS Excel®, as linhas de programação do pré-processador criado não ficam restritas a uma única planilha, facilitando sua atualização e redistribuição. O resultado obtido por meio desse trabalho foi o FastLAP, um pré-processador para RELAP5 visual, robusto e amigável. Por meio do FastLAP, criado nesse trabalho, reduziu-se o esforço do usuário do código RELAP5 tanto no preparo da nodalização como no preparo dos dados de entrada para o código, uma vez que a ferramenta é amigável e exibe tanto os nomes das propriedades conforme definidos pelo código RELAP5, bem como os nomes das grandezas físicas reais que estão sendo representadas. O pré-processador foi testado na elaboração da nodalização e dos dados de entrada do RELAP5 para um problema experimental encontrado na literatura e mostrou-se uma poderosa ferramenta gráfica, ajudando os usuários do RELAP5 a organizar visualmente os dados de entrada e oferecendo condições para analisar os resultados mais rapidamente. Esse trabalho criou não somente uma nova ferramenta de apoio para o usuário RELAP5, mas sim uma nova abordagem para a simulação de acidentes termo-hidráulicos com o código, fundindo as duas etapas: de nodalização e preparação dos dados de entrada.

    Palavras-Chave: simulation; functional models; reactor cooling systems; coupled reactor cores; reactor accidents; excursions; reactor safety; leak detectors; computer codes; graphical user interface; programming; input-output analysis; data visualization; process development units

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  • IPEN-DOC 19910

    SANTOS, CLAUDIO S. . Metodologia de especificação de sistemas de instrumentação e controle para usinas nucleares móveis / A methodology for the specification of instrumentation and control systems for mobile nuclear power plants . 2021. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 145 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/D.85.2021.tde-10032022-164452

    Abstract: Os Sistemas de Instrumentação e Controle (I&C) são responsáveis pela aquisição, tratamento, transmissão, conversão e controle de todos os sistemas de processo de uma Usina Nuclear Móvel (UNM). Por esta razão, os sistemas de I&C contribuem com a UNM, para que esta atinja os objetivos gerais de disponibilidade e confiabilidade, melhorando a segurança, reduzindo custos operacionais, além de incrementar a produtividade. O uso de tecnologias modernas de softwares e metodologias de projeto é a chave que contribuirá de sobremaneira na melhora competitiva em projetos de UNM e na redução dos custos de implementação de sistemas de I&C. Os números de um projeto de sistemas de I&C exigem um eficaz gerenciamento de dados no projeto, podendo chegar a 10.000 sensores e detectores, 5.000 quilômetros de cabos, e um total de 1.000 toneladas de massa. Além disso, a especificação de sistemas de I&C tem entradas e saídas multidisciplinares. As diferentes formações técnicas e acadêmicas dos atores envolvidos no projeto podem conduzir a divergências de opinião, e no processo decisório partirem para soluções de curto prazo. Desta forma, aumentam-se os riscos de atrasos no projeto, por conta de erros de especificações e atrasos na implementação e validação de hardware e software de controle. O objetivo principal deste trabalho é propor uma metodologia que clarifique os principais fluxos de dados no projeto básico de sistemas de I&C. O método proposto visa a aplicação de uma a estruturação de especificação "top-down", com foco na definição das funções de controle, requisitos, arquiteturas de I&C, gestão de interfaces, e que, além disso, garanta a aplicação da lei construtal na especificação destes sistemas. O resultado da metodologia é garantir que todos os atores envolvidos tenham uma visão global de toda análise funcional e da definição de requisitos desde o mais alto nível (da UNM) até os níveis inferiores (dos equipamentos), assegurando a passagem de fluxos de informações, garantindo a segurança, reduzindo prazos e custos no projeto.

    Palavras-Chave: control systems; reactor instrumentation; specifications; mobile reactors; nuclear power plants; architecture; functional models; reporting requirements; evaluation

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  • IPEN-DOC 27757

    SANTOS, MARCELO M. dos ; MATTAR NETO, MIGUEL . Sismo de Desligamento Seguro. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Maio, 2021. (IPEN-CEN-PSE-RMB-006-00-RELT-011-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos (Reator Multipropósito Brasileiro)

    Abstract: 1. O escopo deste documento corresponde à apresentação, análise e comparação dos resultados de oito análises − sendo quatro do tipo “Estática Equivalente” (A.E.E.) e outras quatro do tipo “Espectro de Resposta” (A.E.R.) −, onde foram simuladas situações cujos carregamentos são de origem sísmica (Sismo de Desligamento Seguro – SDS) que fazem parte das condições a que o Elemento Combustível (E.C.) do Reator Multipropósito Brasileiro (R.M.B.) deve resistir. 2. Nas quatro A.E.E. são simuladas situações nas quais o E.C. do R.M.B. está sujeito apenas aos valores máximos de aceleração nas três direções cartesianas (X, Y e Z), provenientes dos espectros de resposta sísmica do R.M.B relativos ao SDS. Os valores considerados como máximos para as acelerações, em cada eixo cartesiano, são mostrados abaixo: • Eixo X: 33,04 m/s². • Eixo Y: 25,12 m/s². • Eixo Z: 32,44 m/s². 3. O procedimento de desenvolvimento das quatro A.E.E. é descrito na referência [1], sendo a única alteração, no presente documento, a adição de uma análise estática equivalente de superposição entre os valores positivos das acelerações sísmicas máximas. 4. Nas quatro A.E.R. são simuladas situações nas quais o E.C. do R.M.B. está sujeito a todo o espectro de resposta relativo ao SDS em suas bases de apoio (contato E.C./G.N. e E.C./F.E.C.) nas três direções cartesianas (X, Y e Z). Os espectros considerados são mostrados abaixo: • Eixo X: espectro de resposta em X. • Eixo Y: espectro de resposta em Y. • Eixo Z: espectro de resposta em Z. 5. De maneira geral, o desenvolvimento das A.E.R., no contexto do E.C., tem o seguinte objetivo: • Proporcionar um procedimento de análise dinâmica menos conservador do que o da análise estática equivalente apresentada na referência [1], uma vez que as características intrínsecas ao sistema de análise Response Spectrum®, utilizado para as A.E.R. são mais adequadas às simulações de eventos sísmicos (no caso, o Sismo de Desligamento Seguro -SDS). • A principal característica do sistema de análise citado é a de considerar que as acelerações se propagam para o E.C. a partir de suas áreas de restrição que estão em contato com as estruturas internas do reator. Nominalmente, tratam-se dos contatos E.C./G.N. e E.C./F.E.C. As análises estáticas equivalentes consideram, conservadoramente, que as acelerações máximas dos espectros de resposta são aplicadas em todo o volume do E.C., o que as pode tornar muito conservadoras. 6. Os espectros de resposta citados − que servem de dados de entrada nas A.E.R., e por meio dos quais foram extraídos os valores máximos de aceleração das A.E.E. −, consistem em tabelas contendo valores de aceleração nas três direções cartesianas, em uma faixa de frequência que varia de 0,1 Hz até 100 Hz. Os valores presentes nestas tabelas foram extraídos do Apêndice A da referência [1]. 7. Como mencionado anteriormente, o presente relatório é constituído por oito análises. Abaixo, são apresentadas as suas definições, abreviações e acelerações/espectros (carregamentos). Neste documento, as análises são referidas pelas suas iniciais. 8. As quatro análises de cada tipo foram desenvolvidas com o objetivo de haver entre elas uma correspondência, relativa à direção dos carregamentos. As análises de cada tipo caracterizadas com o número 1 referem-se às que levam em consideração a superposição dos carregamentos. As caracterizadas com os números 2, 3 e 4 levam em consideração, respectivamente, os carregamentos nas direções X, Y e Z, totalizando oito análises. Desta maneira, a comparação das oito análises é feita de acordo com a seguinte correlação: • A.E.E. 1 versus A.E.R. 1 → Superposição dos carregamentos. • A.E.E. 2 versus A.E.R. 2 → Carregamentos no Eixo X. • A.E.E. 3 versus A.E.R. 3 → Carregamentos no Eixo Y. • A.E.E. 4 versus A.E.R. 4 → Carregamentos no Eixo Z. 9. Os valores resultantes são obtidos em cada uma das análises citadas, e depois comparados de acordo com o apresentado anteriormente. Estes resultados são obtidos primeiramente de maneira quantitativa e, posteriormente, qualitativa; estes consideram, primeiramente, o E.C. completo e, posteriormente, apenas as placas combustíveis. As variáveis que compõem estes resultados são cinco, apresentadas abaixo. • Tensão pontual pelo critério de Von Mises (em MPa). • Deslocamento total (em m). • Deslocamento direcional com relação ao eixo X (em m). • Deslocamento direcional com relação ao eixo Y (em m). • Deslocamento direcional com relação ao eixo Z (em m). 10. Os resultados qualitativos são apresentados através de oitenta figuras, cujas escalas em cor mostram as regiões de maior ou menor valor da variável em questão. Tratam-se de dez resultados para cada uma das análises (cinco relativos ao E.C. completo e cinco relativos às placas combustíveis). 11. Como mencionado na referência [1], para o desenvolvimento das A.E.E. é empregado o sistema de análise Static Structural® do software Ansys®. 12. Para o desenvolvimento das A.E.R., são empregados os sistemas de análise Modal® e Response Spectrum®, do software Ansys®, em conjunto. 13. No presente documento são utilizadas as unidades, múltiplos e submúltiplos do Sistema Internacional de Unidades (SI), sem exceções. 14. No presente documento é adotado um sistema cartesiano de coordenadas, no qual os eixos horizontais são denominados como X e Z, e o eixo vertical é denominado como Y.

    Palavras-Chave: seismic detection; reactors; fuel elements; fuel plates; aluminium; uranium silicates; functional models; finite element method

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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

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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.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

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