Navegação Periódicos - Artigos por assunto "pwr type reactors"

Classificar por: Ordenar: Resultados:

  • IPEN-DOC 20234

    CARNEIRO, ALVARO L.G. ; PORTO JUNIOR, ALMIR C.S.. An integrated approach for process control valves diagnosis using fuzzy logic. World Journal of Nuclear Science and Technology, v. 4, p. 148-157, 2014.

    Palavras-Chave: artificial intelligence; expert systems; failures; fuzzy logic; process control; pwr type reactors; reactor maintenance; valves

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 25152

    BAPTISTA FILHO, B.D. ; CABRAL, E.L.L. ; BARROSO, A.C.O. . An R-package for water and steam properties for scientific and general use. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 12, n. 2, p. 172-195, 2018.

    Abstract: The International Association for the Properties of Water and Steam (IAPWS) develops formulations for the calculation of thermophysical properties of water as a function of different combinations of temperature, density, pressure, enthalpy, and entropy. These properties are useful for scientists and nuclear, chemical, and mechanical engineers who analyse experimental data or are involved with projects and equipment development, like heat exchangers, turbines, or nuclear power reactors. The IAPWS-95 formulation solves the fundamental equation of Helmholtz free energy as a function of temperature and density. This paper gives a description of how these equations are solved and exemplifies the use of a package developed for the free platform R. The IAPWS95 package was developed to help users to get access to the IAPWS-95 formulation in a free software environment which is growing exponentially. Transport properties were programmed using other IAPWS releases. The examples consider the uncertainty analysis of thermal parameters of a nuclear power reactor and the preparation of tables and graphs of water properties.

    Palavras-Chave: water; aqueous solutions; steam; water vapor; mechanical properties; physical properties; thermodynamic properties; water saturation; computer codes; r codes; free energy; helmholtz theorem; pwr type reactors; sensitivity analysis

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 09051

    PEREIRA, C.; LEITE, E.M.. Avaliacao do comportamento de combustiveis reprocessados por tecnicas de baixo grau de descontaminacao quando reciclados em reatores P.W.R. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 2, n. 1, p. 5-15, 1999.

    Palavras-Chave: spent fuel elements; reprocessing; airox process; pwr type reactors; burnup; fuel cycle

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 20195

    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

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 01146

    MARZO, M.A.S. ; HUKAI, R.Y.. A comparative study of the effect of sup(236)U in the fuel utilization for the HTGR and PWR. Transactions of the American Nuclear Society, v. 22, p. 326-7, 1975.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; cost; fuel cycle; htgr type reactors; pwr type reactors; uranium 236

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 22132

    ALY, OMAR F. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; SCHVARTZMAN, MONICA M.A.M.; LIMA, LUCIANA I.L.. Compared modeling study of primary water stress corrosion cracking at dissimilar weld of alloy 182 of pressurized wter nuclear reactor according to hydrogen concentration. Journal of Disaster Research, v. 10, n. 4, p. 641-646, 2015.

    Palavras-Chave: strain rate; simulation; nickel alloys; pwr type reactors; stress corrosion; cracking; comparative evaluations; hydrogen

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 18100

    PERILLO, SERGIO R.P.; UPADHYAYA, BELLE R.. Control and instrumentation strategies for multi-modular integral nuclear reactor systems. IEEE Transactions on Nuclear Science, v. 58, n. 5, p. 2442-2451, 2011.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactor control systems; nuclear power plants; primary coolant circuits; modular structures; steam; mixing

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 08261

    FERREIRA JUNIOR, D.B.M.; COELHO, P.R.P. . Controle das oscilacoes axiais de xenonio no reator nuclear de Angra 1. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 3, n. 1, p. 49-55, 2001.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; angra-1 reactor; xenon oscillations; power distribution; on-line systems; process computers; reactor control systems

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 17840

    SILVA, MARIO A.B. da; LIRA, CARLOS A.B. de O.; BARROSO, ANTONIO C. de O. . Determination of a test section parameters for IRIS nuclear reactor pressurizer. Progress in Nuclear Energy, v. 53, n. 8, p. 1181-1184, 2011.

    Palavras-Chave: boron; experimental data; froude number; natural convection; pressurizers; primary coolant circuits; pwr type reactors; reactor safety; reactor safety experiments; temperature dependence; time dependence; vaporization heat

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 23193

    SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; SANTOS, OLAIR dos ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; RIELLA, HUMBERTO G. ; DURAZZO, MICHELANGELO . Determination of uranium traces in nuclear reactor IEA-R1 pool water. World Journal of Nuclear Science and Technology, v. 7, n. 3, p. 155-166, 2017. DOI: 10.4236/wjnst.2017.73014

    Abstract: IEA-R1 nuclear reactor operation has the routine to control uranium content in pool water to be in trace range below 50 μg/L. There are several routes to determine the uranium trace content in water in the literature; voltammetry has been systematically employed. In the present study, the chosen chemical determination of uranium traces used the voltammetric method known as AdCSV (adsorptive cathodic stripping voltammetry). This technique, based on mercury voltammetry, is an adequate methodology to determine uranium traces. The chloranilic acid [CAA] (2,5-dichloro-3,6-dihydroxy-1,4-benzoquinone) is indicated as chelating agent. The redox reaction of 22 UO + with CAA is sensitive in the range of 2 < pH < 3. But pH variation imposes changing on [UO2(CAA)2] reduction potential. In this work, we present the uranium trace results for IEA-R1 reactor water, sampled after an operation routine shutdown. The uranium trace determination for IEA-R1 pool water showed content around 1 μg/L [U] with statistical significance. Therefore the IEA-R1-reactor-water purification showed to be adequate and safe.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pool type reactors; uranium; trace amounts; pwr type reactors; polarography; absorption spectroscopy; stripping; voltametry

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 25873

    ESCANHOELA, CORDELIA M.F.; SABUNDJIAN, GAIANE ; LIMA, ANA C. de S. . Educação ambiental e sustentabilidade: um reator nuclear inovador para o Brasil. Revista Mais Educação, v. 2, n. 2, p. 220-229, 2019.

    Abstract: Este trabalho apresenta um estudo sobre a implementação do reator inovador System - Integrated Modular Advanced Reactor (SMART) no Brasil. Desenvolvido pelo Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) e com potência elétrica de 100MWe, esse reator pode atender a uma demanda de cerca de 100.000 habitantes. A escolha deste reator nuclear inovador está alicerçada, primeiramente, na análise do cenário energético nacional, no qual é demonstrada tanto a necessidade da expansão energética no Brasil quanto na imprescindível escolha de fontes alternativas de energia de maneira a atender as exigências de sustentabilidade e atenuação dos impactos ambientais. Dentro do contexto de complementariedade da matriz energética nacional associada à descentralização da geração de energia elétrica; o projeto envolvendo um reator nuclear pequeno e modular do tipo Power Water Reactor (PWR) prova ser uma escolha assertiva inclusive do ponto de vista econômico, já comprovado por meio de métodos econômicofinanceiros e ainda, pelo aproveitamento da expertise existente no país.

    Palavras-Chave: environment; sustainability; education; reactors; kaeri; power reactors; pwr type reactors; brazil; implementation; feasibility studies; economic impact; construction

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 23518

    GOMES, DANIEL de S. ; ABE, ALFREDO ; SILVA, ANTONIO T. e ; GIOVEDI, CLAUDIA; MARTINS, MARCELO R.. Evaluation of corrosion on the fuel performance of stainless steel cladding. EPJ Nuclear Sciences & Technologies, v. 2, n. 40, p. 1-6, 2016. DOI: 10.1051/epjn/2016033

    Abstract: In nuclear reactors, the use of stainless steel (SS) as the cladding material offers some advantages such as good mechanical and corrosion resistance. However, its main advantage is the reduction in the amount of the hydrogen released during loss-of-coolant accident, as observed in the Fukushima Daiichi accident. Hence, research aimed at developing accident tolerant fuels should consider SS as an important alternative to existing materials. However, the available computational tools used to analyze fuel rod performance under irradiation are not capable of assessing the effectiveness of SS as the cladding material. This paper addresses the SS corrosion behavior in a modified fuel performance code in order to evaluate its effect on the global fuel performance. Then, data from the literature concerning to SS corrosion are implemented in the specific code subroutines, and the results obtained are compared to those for Zircaloy-4 (Zy-4) under the same power history. The results show that the effects of corrosion on SS are considerably different from those on Zy-4. The thickness of the oxide layer formed on the SS surface is considerably lower than that formed on Zy-4. As a consequence of this, the global fuel performance of SS under irradiation should be less affected by the corrosion.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computerized simulation; corrosion resistance; f codes; feasibility studies; fuel cans; fuel rods; performance; pwr type reactors; stainless steels; zircaloy 4

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 20207

    PALMA, DANIEL A.P.; MESQUITA, AMIR Z.; MARINHO, FRANCIOLE da C.; ROCHA, MARCELO da S. . Evaluation of nuclear fuel centerline temperature using new UO2 thermal conductivity models. Journal of Energy and Power Engineering, v. 8, p. 1054-1058, 2014.

    Palavras-Chave: evaluation; nuclear fuels; uranium dioxide; thermal conductivity; pwr type reactors

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 18068

    LI, FAN; UPADHYAYA, BELLE R.; PERILLO, SERGIO R.P.. Fault diagnosis of helical coil steam generator systems of an integral pressurized water reactor using optimal sensor selection. IEEE Transactions on Nuclear Science, v. 59, n. 2, p. 403-410, 2012.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; fault tree analysis; steam generators; pwr type reactors; control systems

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 16117

    SILVA, MARIO A.B. da; LIRA, CARLOS A.B. de O.; BARROSO, ANTONIO C. de O. . Fractional scaling analysis for IRIS pressurizer reduced scale experiements. Annals of Nuclear Energy, v. 37, n. 10, p. 1415-1419, 2010.

    Palavras-Chave: boron; concentration ratio; coolants; dispersions; orifices; pressure control; pressure vessels; pressurizers; pwr type reactors; reactor accidents; reactor stability; sprays; transient overpower accidents

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 26463

    SILVA, ISRAEL G.F. da; ANDRADE, ARNALDO H.P. de ; MONTEIRO, WALDEMAR A. . Leak-Before-Break methodology applied to different piping materials: a performance evaluation. Frattura ed Integrità Strutturale, v. 13, n. 50, p. 46-53, 2019. DOI: 10.3221/IGF-ESIS.50.06

    Abstract: This paper presents a study of the application of Leak-Before- Break (LBB) to nuclear piping using three different materials. Although had been introduced more than three decades ago, through a fundamentally technical justification, the LBB concept currently has been widely applied in nuclear installations projects in several countries. Based on the fracture mechanics, the LBB concept considers that a leakage from a crack can be detected before it reaches a critical size that implies the pipe failure, that is, the LBB analysis demonstrates through a technical justification that the probability of pipe rupture is extremely low. Among the aspects that involve the application of LBB, the main ones are: the definition of the material properties, which are obtained through tensile and fracture tests; the leakage analysis, which determines the rate of leakage due to the presence of a through-wall crack; and the analysis that verifies if the crack is stable considering the failure modes by ductile tear and plastic collapse. The materials SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B and SA-376-TP304 were evaluated in relation to their performances for LBB. Data obtained from literature cases were used for the materials properties, and for the geometry and loadings of the pipe, all corresponding to the primary circuit of a PWR reactor. After application of the LBB, it was verified that all three materials met the limits established in the methodology. SA-508 Cl. 3 and SA-376-TP304 steels showed the best performance for ductile tear failure and plastic collapse failure, respectively, and SA-106 Gr. B steel had the lowest performance in both. All three materials presented plastic collapse as the most likely failure mode. In general, SA-376-TP304 steel presented the best performance for the LBB among the three materials evaluated in this work.

    Palavras-Chave: leaks; pipes; performance; materials; pwr type reactors; fracture mechanics; fracture properties; steels; carbon steels; stainless steel-304; stainless steels

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 08654

    BASSEL, W.S. ; GOMES, A.V. . A metastable wet steam turbine stage model. Nuclear Engineering and Design, v. 216, n. 1/3, p. 113-119, 2002.

    Palavras-Chave: steam turbines; flow models; two-phase flow; nonlinear problems; pwr type reactors

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 28507

    DANTAS, A.C. ; SILVA, A.T. . A method for uncertainty and sensitivity analysis in fuel performance codes. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, n. 3, p. 1-18, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v9i3.1700

    Abstract: The present study proposes a method for the execution of uncertainty and sensitivity analysis on TRANSURANUS code, adapted for the use of stainless steel AISI-348 as the cladding material for a PWR reactor fuel rod, thus allowing to determine which input data are more relevant to the TRANSURANUS models, as well as a confidence interval for the results. The analysis was made through Monte Carlo sampling, where input values related to the geometry and composition of the fuel rod were taken from a normal distribution truncated around fabrication tolerance values. The generated samples were used as TRANSURANUS input data, and after numerous executions of the code, the results pertaining to the fuel center line temperature, fuel rod inner pressure and cladding strains were used to obtain a confidence interval and to make a variance-based sensitivity analysis, showing that the models used in TRANSURANUS are additive in nature, and input interactions are not relevant to the code.

    Palavras-Chave: cladding; data covariances; fuel rods; monte carlo method; nuclear fuels; performance; pwr type reactors; sensitivity analysis; stainless steel-348; t codes

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 20209

    ALY, OMAR F. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; SCHVARTZMAN, MONICA M de A.M.; LIMA, LUCIANA I.L.. Modeling of tests of primary water stress corrosion cracking of alloy 182 of pressurized water reactor according to EPRI and USNRC recommendations. Journal of Technology Innovations in Renewable Energy, v. 3, p. 214-220, 2014.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; stress corrosion; cracking; nickel alloys; strain rate; materials testing

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 27926

    GIOVEDI, C.; ABE, A. ; MUNIZ, R.O.R. ; GOMES, D.S. ; SILVA, A.T. ; MARTINS, M.R.. Modification of fuel performance code to evaluate iron-based alloy behavior under LOCA scenario. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, n. 2A, p. 1-14, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v9i2A.393

    Abstract: Accident tolerant fuels (ATF) has been studied since the Fukushima Daiichi accident in the research efforts to develop new materials which under accident scenarios could maintain the fuel rod integrity for a longer period compared to the cladding and fuel system usually utilized in Pressurized Water Reactors (PWR). The efforts have been focused on new materials applied as cladding, then iron-base alloys appear as a possible candidate. The aim of this paper is to implement modifications in FRAPCON and FRAPTRAN fuel performance codes to evaluate the behavior of iron-based alloys under Loss-of-Coolant Accident (LOCA) scenario. For this, initially the properties related to the thermal and mechanical behavior of iron-based alloys were obtained from the literature, appropriately adapted and introduced in the fuel performance code subroutines. The adopted approach was step by step modifications, where different versions of the code were created. The assessment of the implemented modification was carried out simulating an experiment available in the open literature (IFA-650.5) related to zirconium-based alloy fuel rods submitted to LOCA conditions. The obtained results for the iron-based alloy were compared to those obtained using the regular version of the fuel performance code for zircaloy-4. The obtained results have shown that the most important properties to be changed are those from the subroutines related to the mechanical properties of the cladding. The results obtained have shown that the burst is observed at a longer time for fuel rods with iron-based alloy, indicating the potentiality of this material to be used as cladding with ATF purposes.

    Palavras-Chave: ; stainless steel-348; accident-tolerant nuclear fuels; fuel rods; iron alloys; computerized simulation; f codes; loss of coolant; pwr type reactors

    Como referenciar este item
    Icon

A pesquisa no RD utiliza os recursos de busca da maioria das bases de dados. No entanto algumas dicas podem auxiliar para obter um resultado mais pertinente.

✔ É possível efetuar a busca de um autor ou um termo em todo o RD, por meio do Buscar no Repositório , isto é, o termo solicitado será localizado em qualquer campo do RD. No entanto esse tipo de pesquisa não é recomendada a não ser que se deseje um resultado amplo e generalizado.

✔ A pesquisa apresentará melhor resultado selecionando um dos filtros disponíveis em Navegar

✔ Os filtros disponíveis em Navegar tais como: Coleções, Ano de publicação, Títulos, Assuntos, Autores, Revista, Tipo de publicação são autoexplicativos. O filtro, Autores IPEN apresenta uma relação com os autores vinculados ao IPEN; o ID Autor IPEN diz respeito ao número único de identificação de cada autor constante no RD e sob o qual estão agrupados todos os seus trabalhos independente das variáveis do seu nome; Tipo de acesso diz respeito à acessibilidade do documento, isto é , sujeito as leis de direitos autorais, ID RT apresenta a relação dos relatórios técnicos, restritos para consulta das comunidades indicadas.

A opção Busca avançada utiliza os conectores da lógica boleana, é o melhor recurso para combinar chaves de busca e obter documentos relevantes à sua pesquisa, utilize os filtros apresentados na caixa de seleção para refinar o resultado de busca. Pode-se adicionar vários filtros a uma mesma busca.

Exemplo:

Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

Tipo de publicação: Texto completo de evento

Ano de publicação: 2015

✔ Para indexação dos documentos é utilizado o Thesaurus do INIS, especializado na área nuclear e utilizado em todos os países membros da International Atomic Energy Agency – IAEA , por esse motivo, utilize os termos de busca de assunto em inglês; isto não exclui a busca livre por palavras, apenas o resultado pode não ser tão relevante ou pertinente.

✔ 95% do RD apresenta o texto completo do documento com livre acesso, para aqueles que apresentam o significa que e o documento está sujeito as leis de direitos autorais, solicita-se nesses casos contatar a Biblioteca do IPEN, bibl@ipen.br .

✔ Ao efetuar a busca por um autor o RD apresentará uma relação de todos os trabalhos depositados no RD. No lado direito da tela são apresentados os coautores com o número de trabalhos produzidos em conjunto bem como os assuntos abordados e os respectivos anos de publicação agrupados.

✔ O RD disponibiliza um quadro estatístico de produtividade, onde é possível visualizar o número dos trabalhos agrupados por tipo de coleção, a medida que estão sendo depositados no RD.

✔ Na página inicial nas referências são sinalizados todos os autores IPEN, ao clicar nesse símbolo será aberta uma nova página correspondente à aquele autor – trata-se da página do pesquisador.

✔ Na página do pesquisador, é possível verificar, as variações do nome, a relação de todos os trabalhos com texto completo bem como um quadro resumo numérico; há links para o Currículo Lattes e o Google Acadêmico ( quando esse for informado).

ATENÇÃO!

ESTE TEXTO "AJUDA" ESTÁ SUJEITO A ATUALIZAÇÕES CONSTANTES, A MEDIDA QUE NOVAS FUNCIONALIDADES E RECURSOS DE BUSCA FOREM SENDO DESENVOLVIDOS PELAS EQUIPES DA BIBLIOTECA E DA INFORMÁTICA.

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.

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.