Navegação IPEN por assunto "nuclear power plants"

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  • IPEN-DOC 05508

    MATTAR NETO, M. . Uma abordagem para a definicao de criterios, codigos e normas para o projeto mecanico e estrutural de componentes de centrais nucleares. In: 5o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 28 de agosto - 2 de setembro, 1994, Rio de Janeiro, RJ. 1994. p. 1055-1059.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; mechanical structures; design; standards

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  • IPEN-DOC 26149

    ANGELINI, MATHEUS ; SILVA, PAULO S.C. da ; JUNQUEIRA, LUCAS S. . Activity determination of the difficult to measure radionuclide 55Fe in operational radioative waste from the Angra Nuclear Power Plant. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 446-453.

    Abstract: Pressurized Water Reactors, PWR, are responsible for converting nuclear energy from the nuclear reactions, in the core, into thermal energy by heat exchange with the water in the primary system and then into mechanical energy by the pressure increase from the heat exchange and at last, electrical energy, from the turbine rotation due to the resultant pressure. In a reactor such as described, cool water must flow through the Primary System (where the nuclear core is located) in order to allow heat exchange for electrical energy generation and also to refrigerate the core, providing it will not to be melted or causing any acci dent. Materials that make up the internal part of the primary system such as the walls or core coating may suffer effects like drag force due to the high water pressure or neutron activation due to the high l evels of radiation. Therefore some of these nucl ides that compose these materials are expected to be present in the core water and so, a filtration system is required to reduce these nuclides concentrations. At Angra Nuclear Power Plant two types of filtration systems are used , ion exchange resin, respo nsible for adsorbing these nuclides and a polymer type filter responsible for withholding solid particles in suspension. After a while, these filters become saturated and must b e replaced; once replaced , the old ones become Radioactive Waste of Low or Medi um Activity. This study has evaluated the chemical yield of different procedures for 55 Fe determination by using anion exchange chromatography, to be further applied to determine the activity concentration in nuclear waste samples. The activity concentrati ons were determined by Liquid Scintillation Counting (LSC) and Gamma Spectrometry (GS). This project is part of a bigger objective that aims to fulfill several regulations from the Brazilian National Nuclear Energy Commission (CNEN) and the development of a repository for proper storage of radioactive waste materials

    Palavras-Chave: activity levels; activity meters; ion exchange chromatography; iron 55; nuclear power plants; pwr type reactors; radioactive wastes

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  • IPEN-DOC 21899

    SANTOS, GEAN R. dos . Algoritmo de colônia de formigas e redes neurais artificiais aplicados na monitoração e detecção de falhas em centrais nucleares / Ant colony optimization and artificial neural networks applied on monitoring and fault detection in nuclear power plants . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 62 p. Orientador: - Iraci Martinez Pereira Gonçalves. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-02082016-144618

    Abstract: Um desafio recorrente em processos produtivos é o desenvolvimento de sistemas de monitoração e diagnóstico. Esses sistemas ajudam na detecção de mudanças inesperadas e interrupções, prevenindo perdas e mitigando riscos. Redes Neurais Artificiais (RNA) têm sido largamente utilizadas na criação de sistemas de monitoração. Normalmente as RNA utilizadas para resolver este tipo de problema são criadas levando-se em conta apenas parâmetros como o número de entradas, saídas e quantidade de neurônios nas camadas escondidas. Assim, as redes resultantes geralmente possuem uma configuração onde há uma total conexão entre os neurônios de uma camada e os da camada seguinte, sem que haja melhorias em sua topologia. Este trabalho utiliza o algoritmo de Otimização por Colônia de Formigas (OCF) para criar redes neurais otimizadas. O algoritmo de busca OCF utiliza a técnica de retropropagação de erros para otimizar a topologia da rede neural sugerindo as melhores conexões entre os neurônios. A RNA resultante foi aplicada para monitorar variáveis do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN. Os resultados obtidos mostram que o algoritmo desenvolvido é capaz de melhorar o desempenho do modelo que estima o valor de variáveis do reator. Em testes com diferentes números de neurônios na camada escondida, utilizando como comparativos o erro quadrático médio, o erro absoluto médio e o coeficiente de correlação, o desempenho da RNA otimizada foi igual ou superior ao da tradicional.

    Palavras-Chave: fault tree analysis; nerve cells; hidden variables; material balance; algorithms; programming; neural networks; on-line measurement systems; reactor monitoring systems; iear-1 reactor; nuclear power plants; layers

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  • IPEN-DOC 12438

    SILVA, AUCYONE A. da . An integrated approach for plant monitoring and diagnosis using multiresolution wavelet analysis. 1997. Tese (Doutoramento) - The University of Tennessee, Knoxville. 221 p.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; monitoring; system failure analysis; fourier transformation; wavelengths

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  • IPEN-DOC 05655

    BRAGA, CLAUDIA C. . Analise de sensibilidade para modelagem semi-mecanistica de acidentes severos. 1994. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 94 p. Orientador: Horacio Nakata.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; reactor cores; accidents; sensitivity analysis; programming

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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 17069

    NASCIMENTO, CLAUDIO S. do; MESQUITA, ROBERTO N. de . Analysis of the influence of human factors on main chemical and nuclear plants accidents occurred on last decades. 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: nuclear power plants; chemical plants; accidents; human factors

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  • IPEN-DOC 18249

    FORMIGONI, ANDRE L. . Análise de defeitos em tubos de geradores de vapor de usinas nucleares utilizando a transformada de Hilbert-Huang em sinais de inspeção por correntes parasitas / Defects diagnosis of nuclear power plant steam generator tubes using the Hilbert-Huang transform in eddy current testing signals . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 94 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-24082012-134522

    Abstract: Os tubos de Geradores de Vapor em Reatores Nucleares do tipo PWR são submetidos a diferentes níveis de tensões e carregamento em altas temperaturas, reduzindo sua vida útil devido o surgimento de defeitos e corrosão. A inspeção por Correntes Parasitas é um ensaio não destrutivo usado para diagnosticar defeitos de corrosão e descontinuidades na superfície externa e interna em tubos de trocadores de calor. Esses tubos estão sujeitos a danos por diferentes mecanismos de degradação mecânica e química, tais como trincas por fadiga e corrosão sob tensão. Os sinais de inspeção por Correntes Parasitas são afetados por diferentes ruídos dificultando sua análise pelo inspetor. Esse trabalho apresenta os resultados da análise dos sinais de Correntes Parasitas usando a Transformada de Hilbert-Huang (THH) funcionando como filtro de ruídos (De-noising), como uma técnica alternativa de processamento e análise de sinais. A Transformada de Hilbert-Huang teve esse nome atribuído pela agência espacial norte-americana (NASA) para o resultado da reunião de dois processos, um método de decomposição empiricamente modal (Empirical Mode Decomposition EMD), seguido da análise espectral de Hilbert (Hilbert Spectral Analysis HSA). Os sinais de inspeção por correntes parasitas possuem características de transiente, não estacionário e não linear. A transformada de Hilbert-Huang aplicada neste trabalho forneceu dois recursos alternativos em processamento de sinais; o pré-processamento que funcionou como filtro de ruídos, e outro de análise de sinais, responsável pela identificação das características tempo-frequência-energia do sinal.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; steam generators; tubes; heat exchangers; corrosion fatigue; corrosive effects; surfaces; tracer techniques; eddy current testing; electromagnetic testing

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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 20972

    SANTOS, GEAN R. dos ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; PEREIRA, IRACI M. . Ant colony optimization and neural networks applied to nuclear power plant monitoring. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th, October 4-9, 2015, São Paulo, SP. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: optimization; nuclear power plants; neural networks; monitoring; iear-1 reactor

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  • IPEN-DOC 03319

    SOARES, A.J. . Aplicacao de sistemas digitais para controle e protecao de centrais nucleares. In: COURSE ON SMALL COMPUTERS IN RESEARCH RESEARCH REACTOR OPERATION AND USE, 21 nov. - 2 dez, 1988, Sao Paulo, SP. 1988.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; reactor control systems; reactor safety; digital systems

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  • IPEN-DOC 14719

    CONCEICAO JUNIOR, OSMAR; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Aplicação da técnica de análise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergência de uma instalação nuclear experimental. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 10, n. 3, p. 103-114, 2008.

    Palavras-Chave: eccs; risk assessment; failure mode analysis; nuclear power plants; experimental reactors; safety analysis; reliability

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  • IPEN-DOC 23087

    CUNTO, GABRIEL G. de . Aplicação do conceito "vazamento antes da falha" (LEAK BEFORE BREAK) em tubulações de aço 316LN soldado com metal de adição 316L / Application of Leak Before Break concept in 316LN austenitic steel pipes welded using 316L . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 102 p. Orientador: Waldemar Alfredo Monteiro. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-10042017-151324

    Abstract: Este trabalho apresenta um estudo prático da aplicação do conceito Leak Before Break (LBB), usualmente aplicado em usinas nucleares, em uma tubulação fabricada a partir de aço AISI 316LN soldada com a utilização de eletrodo revestido AISI 316L. O LBB é um critério fundamentado em análises de mecânica da fratura, que considera que um vazamento proveniente de uma trinca, presente em uma tubulação, possa ser detectado por sistemas de detecção de vazamento, antes que esta trinca alcance um tamanho crítico que implique na falha da tubulação. Na tubulação estudada, foram realizados ensaios mecânicos de tração e análises de Ramberg-Osgood, bem como ensaios de tenacidade à fratura para a obtenção da curva de resistência J-R do material. Os ensaios foram realizados considerando o metal base, a solda e a zona termicamente afetada (ZTA), nas temperaturas de operação de uma planta nuclear. Para as propriedades mecânicas encontradas nos ensaios foram realizadas análises de carga limite para se determinar o tamanho da trinca que cause um vazamento detectável e, também, o seu tamanho crítico que cause a falha por colapso plástico. Para o tamanho crítico de trinca encontrado na solda, região que apresentou a menor tenacidade, foram realizadas análises de Integral J e de módulo de rasgamento T, considerando falha por rasgamento dúctil. Os resultados demonstram um comportamento bem definido entre o metal base, a ZTA e a solda, onde o metal base apresenta um comportamento altamente tenaz, a solda um comportamento pouco tenaz e a ZTA apresentou propriedades mecânicas intermediárias entre o metal base e a solda. Utilizando o software PICEP, foram determinadas as curvas de taxa de vazamento versus tamanho de trinca e também o tamanho crítico da trinca, considerando análise por carga limite. Observou-se que, após certo tamanho de trinca, a taxa de vazamento do metal base é muito maior do que para a ZTA e solda, para um mesmo comprimento de trinca. Isso ocorre porque é esperado que a trinca cresça de forma mais arredondada no metal base, devido à sua maior tenacidade. O menor tamanho crítico de trinca foi encontrado para o metal base para trincas circunferenciais. Para as análises de Integral J realizadas na solda, foi demonstrado que a falha por rasgamento dúctil não ocorrerá nas condições consideradas e essa hipótese foi sedimentada pela análise de mecânica da fratura elasto-plástica (MFEL) com o uso do diagrama J/T. Dessa forma, pode-se concluir que a tubulação estudada estaria apta a ser empregada em um circuito primário de um reator que utilizasse o critério de LBB, nas condições de carregamento e geometria consideradas. Adicionalmente, concluiu-se que nessas condições apenas o modo de falha por colapso plástico é esperado.

    Palavras-Chave: mechanical properties; cracks; failures; fracture mechanics; fractures; leaks; pipes; stainless steel-316l; welding; tensile properties; elasticity; mechanical tests; materials testing; nuclear power plants

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  • IPEN-DOC 20171

    FERREIRA, NELSON L.D. . Aplicação dos conceitos de indivíduo representativo e de grupo crítico para o controle ambiental de instalações nucleares no Brasil / The use of representative person and critical group concepts for environmental control of nuclear facilities in Brazil . 2014. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 135 p. Orientador: Barbara Paci Mazzilli. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-06102014-084721

    Abstract: De acordo com a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), a avaliação de impacto radiológico ambiental resultante da liberação de radionuclídeos para o meio ambiente, devido à operação normal de instalações nucleares, para propósito de proteção do público, é feita considerando o conceito de grupo crítico. Contudo, em 2006, a International Commission on Radiological Protection (ICRP), para o mesmo propósito, propôs a adoção do conceito de indivíduo representativo. Uma vez que, em algum momento, o Brasil possa adotar esse novo conceito, no presente trabalho são avaliadas as alterações, em termos de procedimentos de cálculo e dos consequentes resultados, decorrentes da aplicação da metodologia de indivíduo representativo em comparação com a metodologia de grupo crítico atualmente utilizada para o controle regulatório das instalações nucleares brasileiras. Como referência, utilizou-se as potenciais liberações de radionuclídeos previstas para a operação normal da Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio (USEXA), localizada no Centro Experimental Aramar (CEA). De forma específica, os objetivos são: efetuar a avaliação de impacto radiológico ambiental para o CEA, utilizando as duas metodologias recomendadas (determinística e probabilística) para o indivíduo representativo, conforme descritas pela ICRP (2006); efetuar a comparação dos resultados obtidos com essas metodologias com os obtidos com a metodologia utilizada para o grupo crítico; e efetuar uma análise crítica da necessidade e da disponibilidade de dados para a aplicação dessas metodologias, bem como das suas consequências para o controle operacional do CEA. Com base nos resultados obtidos, destaca-se que a utilização da metodologia de cálculo de grupo crítico continua sendo uma maneira simples e eficiente para a avaliação de impacto radiológico ambiental, quando comparada à utilização da metodologia de indivíduo representativo, o que torna o estabelecimento de programas de monitoramento e, consequentemente, o controle radiológico ambiental, mais simples e objetivos.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; environmental impacts; icrp critical group; personnel; radioactive effluents; radioactive wastes; radioisotopes; uranium hexafluoride; radiation monitoring; radiation protection

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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 24309

    CUNTO, GABRIEL G. de; ANDRADE, ARNALDO H.P. de ; MONTEIRO, WALDEMAR A. . Application of Leak-Before-Break concept in 316LN austenitic steel pipes welded using 316L. Frattura ed Integrità Strutturale, n. 41, p. 332-338, 2017. DOI: 10.3221/IGF-ESIS.41.44

    Abstract: The paper presents a study of the application of Leak-Before-Break (LBB) concept in a relatively small-diameter high energy reactor coolant line, where it is proposed type AISI 316LN to be used as base material welded with type AISI 316L coated electrode considering a pipe with diameter of 273 mm. The pipe material was characterized in terms of tensile test with Ramberg-Osgood analyses and fracture toughness tests with J-Resistance curve determination, considering base material, weld joint and heat affected zones. For the mechanical properties found in tensile tests and using the PICEP software, were determined the leak rate curves versus crack sizes, to determine the size of a detectable leakage crack, and the critical crack sizes, considering failure by plastic collapse. For the critical crack sizes found in weld, which presented the lowest toughness, J-Integral analysis was performed considering failure by tearing instability. Results show a well-defined mechanical behavior where base material has a high toughness, weld has a low toughness, and HAZ showed intermediate properties. For the load limit analysis, the lowest critical crack size was found for base material presenting circumferential cracks. For J-Integral analysis, it was demonstrated that failure by tearing instability will not occur.

    Palavras-Chave: cracks; fracture mechanics; heat affected zone; leaks; materials testing; mechanical properties; mechanical tests; nuclear power plants; pipes; stainless steel-316l; tensile properties; welding

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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 04107

    MELDONIAN, N.L. ; SANTOS, E.M.. Aspectos economicos de um empreendimento nuclear. In: 4o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 5-9 de julho, 1992, Rio de Janeiro, RJ. 1992. p. 679-682.

    Palavras-Chave: economic policy; nuclear power plants; electric power

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  • IPEN-DOC 07635

    MATTAR NETO, M. . Assessment of maximium loads in ductile nuclear piping systems with through-wall circumferential cracks. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, 16., 26-30 nov, 2001, Uberlandia, MG. Proceedings... 2001. p. 71-77.

    Palavras-Chave: fracture mechanics; pipes; dynamic loads; cracks; nuclear power plants

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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.

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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.

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