Navegação Periódicos - Artigos por autor "SABUNDJIAN, GAIANE"

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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 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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  • IPEN-DOC 24758

    MESQUITA, ROBERTO N. de ; CASTRO, LEONARDO F. ; TORRES, WALMIR M. ; ROCHA, MARCELO da S. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; ANDRADE, DELVONEI A. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; MASOTTI, PAULO H.F. . Classification of natural circulation two-phase flow image patterns based on self-organizing maps of full frame DCT coefficients. Nuclear Engineering and Design, v. 335, p. 161-171, 2018. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2018.05.019

    Abstract: Many of the recent nuclear power plant projects use natural circulation as heat removal mechanism. The accuracy of heat transfer parameters estimation has been improved through models that require precise prediction of two-phase flow pattern transitions. Image patterns of natural circulation instabilities were used to construct an automated classification system based on Self-Organizing Maps (SOMs). The system is used to investigate the more appropriate image features to obtain classification success. An efficient automated classification system based on image features can enable better and faster experimental procedures on two-phase flow phenomena studies. A comparison with a previous fuzzy inference study was foreseen to obtain classification power improvements. In the present work, frequency domain image features were used to characterize three different natural circulation two-phase flow instability stages to serve as input to a SOM clustering algorithm. Full-Frame Discrete Cosine Transform (FFDCT) coefficients were obtained for 32 image samples for each instability stage and were organized as input database for SOM training. A systematic training/test methodology was used to verify the classification method. Image database was obtained from two-phase flow experiments performed on the Natural Circulation Facility (NCF) at Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN), Brazil. A mean right classification rate of 88.75% was obtained for SOMs trained with 50% of database. A mean right classificationrate of 93.98% was obtained for SOMs trained with 75% of data. These mean rates were obtained through 1000 different randomly sampled training data. FFDCT proved to be a very efficient and compact image feature to improve image-based classification systems. Fuzzy inference showed to be more flexible and able to adapt to simpler statistical features from only one image profile. FFDCT features resulted in more precise results when applied to a SOM neural network, though had to be applied to the full original grayscale matrix for all flow images to be classified.

    Palavras-Chave: natural convection; two-phase flow; cooling systems; classification; brazilian cnen; diagrams; maps; coolant loops

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  • IPEN-DOC 25120

    MUTARELLI, RITA de C. ; LIMA, ANA C. de S. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Comparative study of methodologies for measuring corporate social responsibility. International Journal of Development Research, v. 8, n. 6, p. 20894-20903, 2018.

    Abstract: The Corporate Social Responsibility (CSR) is a current issue increasingly present in the strategic planning of the companies. Although managers of public or private organizations have turned their attention to social and environmental issues in their strategic actions, measuring the social responsibility of a company is not an easy task. This paper aims to observe the eight most relevant methodologies of CSR measurement and establish a comparative analysis among them by considering the scope and feasibility of each methodology. The most relevant CSR methodologies were selected. The main characteristics of each of the eight tools were observed and compared. The results demonstrated that although most methodologies have strong measuring characteristics the Ethos Indicators consist of the most effective tool for measuring CSR mainly regarding the institutional issues

    Palavras-Chave: management; socio-economic factors; institutional factors; sustainability; resource management; social impact; environmental policy; environmental protection; cooperation; ecosystems; ecology; economic impact

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  • IPEN-DOC 17556

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; CONTI, THADEU N. ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; ANGELO, GABRIEL. Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon. Journal of the Brazilian Society of Mechanical Sciences and Engineering, v. 33, n. 3, p. 227-232, 2011.

    Palavras-Chave: computerized simulation; experimental data; natural convection; pressure measurement; r codes; temperature dependence; thermal hydraulics; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 13914

    VANNI, SILVIA R.; SABUNDJIAN, GAIANE . Economic viability of alternative sources of energy for a typical community of the region north and northeast of Brazil. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 10, n. 1, p. 14-19, 2008.

    Palavras-Chave: brazil; energy sources; economic analysis

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  • IPEN-DOC 24784

    SABUNDJIAN, GAIANE ; CONTI, THADEU das N. ; CABRAL, EDUARDO L.L. . Hierarchical expansion method in the solution of the Navier-Stokes Equations for incompressible fluids in laminar two-dimensional flow. Energy and Power Engineering, v. 10, n. 1, p. 1-9, 2018. DOI: 10.4236/epe.2018.101001

    Abstract: Among the several methods used to solve the Navier-Stokes equations Hierarchical Expansion Method has demonstrated satisfactory results. This work aimed to apply the expansion of the variables in hierarchical functions for the solution of the Navier-Stokes equations for incompressible fluids in two dimensions in laminar flow. This method is based on the finite element method. The expansion functions in this study were based on Legendre polynomials, adjusted in the rectangular elements in such a way that corner, side and area functions were defined. The order of the expansion functions associated with the sides and with the area of the elements is adjusted to the necessary or desired degree. This method is denominated by Hierarchical Expansion Method. In order to validate the proposed numeric method three well-known problems of the literature in two dimensions were analyzed; however, for this paper only one problem was presented. The results demonstrated that method was able to provide precise results. From the results obtained in this paper it is possible to conclude that the hierarchical expansion method can be effective for the solution of fluid dynamic problems that involve incompressible fluids.

    Palavras-Chave: incompressible flow; laminar flow; navier-stokes equations; legendre polynomials; finite element method; galerkin-petrov method

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  • IPEN-DOC 27149

    MUTARELLI, RITA de C. ; LIMA, ANA C. de S.; SANTOS, JOAQUIM R. dos; SABUNDJIAN, GAIANE. IPEN radiopharmaceutical market trends: an approach to system dynamics. International Journal of Development Research, v. 9, n. 12, p. 32542-32555, 2019.

    Abstract: The Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) is today responsible for providing radiopharmaceuticals for 80% of nuclear medicine procedures in Brazil. The aim of this study is to analyze the impact of different radiopharmaceutical demands on IPEN production. The methodology used in this study is based on the system dynamics simulation paradigm, combined with empirical data obtained from the institutions and regulatory authorities. The results from the simulations suggest that the IPEN's response to different demands depends on how it balances policies acting on the supply and demand for the resources. Sustainable and long-term management of this market requires active monitoring to support events caused by changes in demand. This study contributes to the systems dynamics and also to the radiopharmaceutical management literature, presenting an integrative model to evaluate the resilience of a specific market. Although there are previous studies on this subject in other countries, the present one focuses on the role that IPEN plays in this market and integrates several variables in a simulation process to understand the market as a whole. For this reason, this work is original in the area of radiopharmaceuticals.

    Palavras-Chave: brazilian cnen; nuclear medicine; radiopharmaceuticals; production; supply and demand; dynamic function studies; dynamical systems; investment; computerized simulation; interactions; forecasting; statistical models

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  • IPEN-DOC 25070

    BARABAS, ROBERTA de C. ; LIMA, ANA C. de S. ; SABUNDJIAN, GAIANE . A neuroscience-based methodology to identify the implicit associations of brazilian science teachers towards nuclear technology. International Journal of Development Research, v. 8, n. 6, p. 20904-20909, 2018.

    Abstract: Science, technology, and innovation play an essential role in helping countries increase the quality of life they offer their citizens. Since the discovery of nuclear fission in the 30s, the peaceful applications of nuclear technology have benefited several fields. Improved crops, preservation of food, health, environment protection and a stable supply of energy can be cited as contributions of nuclear technology for global wellbeing. Despite all benefits that result from the peaceful uses of nuclear technology, it is still addressed with prejudice. Prejudices may be explicit (conscious) or implicit (unconscious). Either explicit or implicit, prejudices interfere with individuals’ attitudes. This paper aims to assess the implicit associations of Brazilian science teachers towards nuclear technology by administering the Implicit Association Test (IAT). Identifying their implicit associations will contribute for the understanding of prejudices that may interfere with their teaching. A pretest with nuclear specialists was administered to check the consistency of the IAT. Subsequently, it was administered to the science teachers. The results of the IAT demonstrated more positive associations towards oil. The next step consists of proposing a methodology to change implicit associations of Brazilian science teachers towards nuclear technology.

    Palavras-Chave: neurology; nuclear energy; technology utilization; education; learning; educational facilities; training

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  • IPEN-DOC 25154

    BARABAS, ROBERTA de C. ; LIMA, ANA C. de S. ; SABUNDJIAN, GAIANE . A panoramic view of nuclear science and technology education worldwide. International Journal of Development Research, v. 8, n. 10, p. 23256-23259, 2018.

    Abstract: Nuclear energy has been used as a source of clean energy with many benefits. Nevertheless, it is still addressed with prejudice. The atomic bombing of Hiroshima and Nagasaki during World War II (1945), the Three Mile Island accident (1979), Chernobyl accident (1986), the crash of the cesium-137 in Goiânia, Brazil (1987), and the accident in Fukushima (2011) may have been responsible for the negative image of nuclear energy. Researches on education have been conducted with students concerning the conceptual and practical issues of nuclear energy. This work aims to review the literature about nuclear energy education around the world in both, elementary school and high school. Since most educational researches on nuclear energy were published after 1980, this literature review covered the researches that have been published since 1980. The data were presented in chronological order. The results from the literature review provided a clear visualization of the global nuclear energy educational scenario, showing that the theme is still addressed with prejudice due to an incorrect view of nuclear energy and a limited view of its benefits. Concerning the science textbooks, the literature reports that the theme should be better addressed, encouraging students to research more about it. The data from this literature review will serve as a reference for a future proposal for a teaching training program for Brazilian science/physics high school teachers using a new teaching approach.

    Palavras-Chave: education; nuclear energy; information dissemination; learning; public information; public opinion; technology utilization; medicine

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  • IPEN-DOC 12834

    HIRATA, DANIEL M.; SABUNDJIAN, GAIANE ; CABRAL, EDUARDO L.L. . Preliminary study of probabilistic safety assessment level 1 for the IEA-R1 research reactor of the IPEN/CNEN - Estudo comparativo da geracao comercial de energia eletrica. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 9, n. 3, p. 92-96, 2007.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; research reactors; probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis; reactor accidents; reliability

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  • IPEN-DOC 23959

    MENZEL, FRANCINE ; SABUNDJIAN, GAIANE ; DAURIA, FRANCESCO; MADEIRA, ALZIRA A.. Proposal for systematic application of BEPU in the licensing process of nuclear power plants. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 10, n. 4, p. 323-337, 2016.

    Abstract: In general, Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology implies application of ‘realistic’ or the so-called ‘best estimate’ computational codes with uncertainty quantification to the thermal-hydraulic safety analyses of nuclear power plants within the licensing process. The results of such analyses are documented in Chapter 15 of Final Safety Analysis Report (FSAR). The objective of the present work is to discuss the possibility of adopting BEPU methodology to the entire FSAR, therefore extending its application range to the other chapters. To perform an entire FSAR based on BEPU, a homogenisation of the analysis is proposed. The first step towards BEPU-FSAR requires identification and characterisation of the parts where numerical analyses are needed (the so-called BEPU topics). The next step is to create a list of key technological areas, the so-called key disciplines and their related key topics and then an overview of the currently computational activities in each technological area. Based on the finalised BEPU applications one can conclude that this methodology is feasible, which encourages to extended its range of use to the other technological areas of FSAR, and therefore to demonstrate the industrial worth and interest. The future step of this work will mainly be focused on the propagation of this expertise into the remaining technical areas of FSAR, adding new knowledge and therefore creating coherent and rigorous background of the BEPU-FSAR methodology.

    Palavras-Chave: reactor safety; safety analysis; licensing; deterministic estimation; nuclear power plants; probabilistic estimation; accident management

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  • IPEN-DOC 25067

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; CONTI, THADEU das N. ; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; GUIMARAES, LAMARTINE N.F.. Simulação de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5 / RELAP5 simulation of the SBLOCA in Angra 2. Ciência, Tecnologia & Ambiente, v. 7, n. 1, 2018. DOI: 10.4322/2359-6643.07102

    Abstract: O objetivo deste trabalho foi simular e avaliar o acidente básico de projeto de perda de refrigerante por pequena ruptura de 50 cm2 na perna fria do circuito primário da usina nuclear Angra 2. Nesta simulação, 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 temperaturas aceitáveis durante todo o evento. Os resultados obtidos foram satisfatórios quando comparados com os apresentados pelo Relatório Final de Análise de Segurança de Angra 2 (FSAR/A2).

    Palavras-Chave: reactors; loss of coolant; primary coolant circuits; safety analysis; eccs; angra-2 reactor; safety

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  • IPEN-DOC 23030

    BORGES, EDUARDO M. ; CONTI, THADEU das N. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Simulação do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência do núcleo conectada à perna fria do circuito primário de ANGRA 2 / Simulation of the loss of coolant accident in the emergency core cooling system line connected to cold leg of the primary loopof ANGRA 2. Ciência, Tecnologia & Ambiente, v. 4, n. 1, p. 45-55, 2016. DOI: 10.4322/2359-6643.04107

    Abstract: Devido a ocorrência de acidentes nucleares, organizações reguladoras nucleares mundiais incluiram a análise de acidentes considerados como acidentes base de projeto – Perda de Refrigerane Primario grande ou pequenas-rupturas (Losso of Coolant Accident - LOCA) e incluí-los nos relatórios de análise de segurança de instalações nucleares. No Brasil, a ferramenta selecionada pela autoridade de licenciamento, Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), é a o código RELAP5. Este trabalho tem por objetivos simular e avaliar o acidente postulado de perda de refrigerante na linha do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo, que está conectada à perna fria do circuito primário da usina nuclear ANGRA 2. A área da ruptura é de 380 cm2 que é considerado um acidente de perda de refrigerante por pequena ruptura, conhecido como Small Break Loss of Coolant Accident (SBLOCA), que é descrito no Capítulo 15 do Relatório de Final de Análise de Segurança de ANGRA 2 – RFAS/A2. A metodologia utilizada para para atingir os objetivos deste trabalho é a simulação do acidente proposto com o código RELAP5, que é um programa com filosofia best estimate. As condições iniciais e de contorno adotadas na simulação são as mesmas mencionadas no RFAS/A2 e que são descritas no trabalho. Os resultados obtidos mostraram que o Sistema de Proteção do Reator e o Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo de ANGRA 2 atuaram corretamente durante o evento simulado, mantendo a integridade do núcleo com temperaturas bem abaixo do valor limite (1200°C). Os resultados obtidos durante o acidente podem ser considerados satisfatórios, quando comparados aos dados apresentados no Relatório de Final de Análise de Segurança de ANGRA 2.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; computerized simulation; r codes; accidents; loss of coolant; emergency plans; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 19897

    MENZEL, FRANCINE; SABUNDJIAN, GAIANE . Study of environmental coast to nuclear power plants using the program simpacts. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 14, n. 3, p. 116-121, 2012.

    Palavras-Chave: environment; environmental impact statements; environmental impacts; environmental protection; nuclear energy; nuclear power plants; power reactors

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  • IPEN-DOC 19896

    MARTINS, MARIA da P.S.; ANDRADE, DELVONEI A. de ; VANNI, SILVIA R.; SABUNDJIAN, GAIANE . Study of stress in nuclear area workers: silent enemy. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 14, n. 2, p. 81-84, 2012.

    Palavras-Chave: brazilian cnen; iear-1 reactor; reactor operators; failures; human factors; biological stress

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  • IPEN-DOC 19895

    VANNI, SILVIA R.; SABUNDJIAN, GAIANE ; MARTINS, MARIA da P.S.. The awarebess if the functional and near population with the relation to the Research Nuclear Reactor IEA-R1. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 14, n. 2, p. 62-67, 2012.

    Palavras-Chave: brazilian cnen; iear-1 reactor; personnel; working conditions; human populations; nuclear energy; safety culture; public information; accidents

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  • IPEN-DOC 25153

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; DAURIA, FRANCESCO; PETRUZZI, ALESSANDRO. Uncertainty calculation in small break LOCA in the emergency core cooling system connected to the hot leg of Angra 2 nuclear power plant. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 12, n. 2, p. 139-160, 2018.

    Abstract: Owing to the occurrence of nuclear accidents, worldwide nuclear regulatory organisations included the analysis of accidents considered as design basis accidents – Loss of Coolant Accident (large and small-break, LBLOCA or SBLOCA) – in the safety analysis reports of nuclear facilities. In Brazil, the tool selected by the licensing authority, Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), is RELAP5 Code. The aim of this paper is the evaluation of the performance of the Emergency Core Cooling System (ECCS) of Angra 2 nuclear reactor during SBLOCA. In this study, the RELAP5 code and the Code Internal Assessment of Uncertainty (CIAU) were used to simulate and analyse the uncertainties of the results. The postulated accident is the SBLOCA in the hot leg connected to the ECCS described in the Final Safety Analysis Report of Angra 2 (FSAR/A2). The results from this study were satisfactory when compared with the FSAR/A2.

    Palavras-Chave: reactor safety; regulations; power reactors; international regulations; loss of coolant; sbloca; lbloca; computer codes; radiation protection; eccs; safety analysis; risk assessment; angra-2 reactor

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Autor: Maprelian

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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.


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