Navegação Teses por assunto "probabilistic estimation"

Classificar por: Ordenar: Resultados:

  • IPEN-DOC 07971

    SILVEIRA, HELVECIO C.K. da . Analise de integridade estrutural de tubos de geradores de vapor deteriorados por corrosao sob tensao pelo primario na regiao de transicao de expansao junto ao espelho. 2002. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 134 p. Orientador: Miguel Mattar Neto.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; steam generators; tubes; defects; deformation; corrosion; failures; fatigue; in-service inspection; materials testing; probabilistic estimation

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 29233

    SILVA, THIAGO P. da . Análise probabilística de segurança de eventos externos para um reator nuclear em fase de projeto no interior do Estado de São Paulo / External event probabilistic assessment for a nuclear reactor in design phase to be located in the interior of the State of São Paulo . 2022. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 167 p. Orientador: Miguel Mattar Neto. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-19102022-165409

    Abstract: Este trabalho apresenta uma metodologia para a implantação de uma análise probabilística de segurança (APS) de nível 1 para eventos externos. Além disso, tem como objetivo aplicar esta metodologia à análise de um reator nuclear em fase de projeto, localizado no interior do Estado de São Paulo. Dentre as motivações deste trabalho, é necessário destacar a busca por uma abordagem abrangente e estruturada para identificar perigos externos únicos e combinados e selecionar possíveis cenários acidentais decorrentes de eventos iniciadores gerados por estes perigos. O processo de revisão bibliográfica e normativa possibilitou a formulação de uma metodologia alinhada às principais referências elaboradas pela IAEA, U.S.NRC, EPRI, entre outras organizações internacionais. Consequentemente, a metodologia foi delineada de forma a ser desenvolvida por meio de etapas consecutivas, considerando sua aplicação gradativa no que diz respeito à APS de eventos externos ao longo da vida útil do reator. O estudo de caso permitiu demonstrar a aplicação da metodologia até a etapa de seleção de perigos externos únicos. Assim, a aplicação para um reator nuclear experimental em fase de projeto é apresentada, demonstrando que é possível reduzir, de forma justificada e rastreável, o número de perigos externos a serem considerados nas etapas posteriores da APS de eventos externos.

    Palavras-Chave: rmb reactor; pwr type reactors; nuclear power plant; probabilistic estimation; risk assessment; damage; nuclear cores; design; planning

    Como referenciar este item
    Icon

  • 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

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 28917

    BORSOI, SAD S. . Avaliação probabilística de segurança de projetos de sistemas elétricos de instalações nucleares / Probabilistic safety assessment of the design of electric power systems in nuclear installations . 2022. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 165 p. Orientador: Miguel Mattar Neto. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-04082022-145120

    Abstract: Este trabalho apresenta uma metodologia para avaliação de segurança de projetos de sistemas elétricos de instalações nucleares. A metodologia adota a frequência de dano ao núcleo como principal medida de risco para avaliar as diferentes arquiteturas dos sistemas de energia elétrica de uma instalação nuclear, subsidiando a seleção do projeto e o licenciamento destas instalações. Entre as motivações do trabalho está a ausência de uma base normativa que seja específica para o projeto de instalações nucleares que diferem das usinas nucleares de potência convencionais. A adoção de normas de usinas nucleares de potência para aplicação em outros tipos de instalações nucleares, nomeadas não convencionais, não leva em consideração suas particularidades funcionais e operacionais, impondo critérios muitas vezes superestimados, que podem acarretar, inclusive, em um aumento do risco financeiro para execução dos projetos. Nestes casos, análises probabilísticas de segurança tornam-se ferramentas imprescindíveis para o projeto e o licenciamento destas instalações nucleares. Como estudo de caso, considerou-se uma instalação nuclear não convencional com aplicações navais em que foram realizadas, no ambiente do software CAFTA, modelagens e quantificações das falhas dos sistemas responsáveis por garantir a segurança nuclear dessa instalação em modo de desligamento, durante uma parada para troca de combustíveis. Destaca-se neste estudo uma análise comparativa das possíveis configurações dos sistemas elétricos e a influência destas para o risco global da instalação. Como resultado, em função das particularidades funcionais, recomenda-se a revisão da base normativa das instalações nucleares não convencionais com aplicações navais.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; reactor sites; ship propulsion reactors; power systems; electric power industry; design; licensing; shutdown; outages; probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 21816

    BARBIERI, CRISTINA B. . Caracterização de crime ambiental de poluição por meio de abordagem multiparamétrica e incorporando incerteza de amostragem / A multiparameter approach to characterize environmental pollution crime incorporating the uncertainty of sampling . 2015. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 194 p. Orientador: Jorge Eduardo de Souza Sarkis. DOI: 10.11606/T.85.2015.tde-26112015-142505

    Abstract: As agressões ao meio ambiente, num contexto de esgotamento de recursos naturais, vêm recebendo crescente importância aos olhos da sociedade e, nesse cenário, o meio ambiente passou a ser protegido pelo Direito Penal. Assim, muitas destas agressões, como a poluição, passaram a ser qualificadas como crimes ambientais tornando se necessária a produção de prova técnica para o seu devido julgamento. Este trabalho apresenta uma nova estratégia para caracterização de crimes ambientais de poluição e correlatos baseado em abordagem multiparamétrica. Para isso foram utilizadas análises de diferentes parâmetros como metais, razões de isótopos estáveis e compostos orgânicos (hidrocarbonetos aromáticos policíclicos), e análise estatística multivariada, com o intuito de obter uma assinatura química robusta dos poluentes da fonte suspeita e assim estabelecer correspondência com os mesmos parâmetros determinados no compartimento ambiental receptor. Ainda, foram incorporados alguns conceitos de metrologia, como o cálculo de incerteza de amostragem, conforme preceituam as novas tendências de desenvolvimento conceitual e metodológico das ciências forenses. Os sedimentos de um curso dágua altamente impactado por descargas diversas foram o objeto das investigações como sendo o compartimento receptor e o percolado de um aterro de resíduos industriais perigosos envolvido em um crime ambiental foi analisado como possível fonte. A abordagem multiparamétrica utilizada neste trabalho proporcionou uma melhor discriminação dos pontos de coleta com base na sua localização com relação às fontes de poluição por meio da Análise de Componentes Principais e as análises de metais realizadas nos sedimentos permitiram caracterizar um crime de poluição ambiental. As estimativas de incerteza de amostragem evidenciaram variações nos resultados principalmente decorrentes da heterogeneidade da distribuição dos contaminantes no meio o que implica que as incertezas devem, preferencialmente, ser estimadas e reportadas nas medições no âmbito forense para um efetivo apoio às tomadas de decisões nelas baseadas.

    Palavras-Chave: deterministic estimation; calculation methods; probabilistic estimation; multivariate analysis; safety analysis; uncertainty principle; data covariances; crime detection; polycyclic aromatic hydrocarbons; hydrocarbons; organic compounds; stable isotopes; metals; pollutants; industrial wastes; environmental impacts; environmental policy; environmental protection

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 23346

    CUNHA, RAQUEL D.S. da . A comunicação dos riscos na preparação para emergências nucleares: um estudo de caso em Angra dos Reis, Rio de Janeiro / Risk communication in preparation for nuclear emergencies: a case study in Angra dos Reis, Rio de Janeiro . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 135 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-06092017-085924

    Abstract: O gerenciamento de riscos em uma instalação nuclear é necessário para a segurança de trabalhadores e de populações vizinhas. Parte desse processo é a comunicação dos riscos que propicia o diálogo entre gestores da empresa e moradores das áreas de risco. A população que conhece os riscos a que está exposta, como esses riscos são gerenciados e o que deve ser feito em uma situação de emergência tende a se sentir mais segura e a confiar nas instituições responsáveis pelo plano de emergência. Sem diálogo entre empresa e público, o conhecimento dos procedimentos a serem seguidos em caso de acidente não chega à população, ou quando chega, não há confiança dessas pessoas na sua eficácia. Em Angra dos Reis, no litoral sul do Estado do Rio de Janeiro, está a Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto. No entorno dessa Central Nuclear existe uma população que, de acordo com o Plano de Emergência Externo (PEE/RJ), deverá ser evacuada ou ficar abrigada, caso ocorra um acidente na instalação. Um trabalho de comunicação de riscos entre esses moradores é necessário para que eles conheçam o plano de emergência e os procedimentos corretos para uma situação de emergência, além de buscar esclarecer dúvidas e mitos. Esse trabalho apresenta uma análise da comunicação dos riscos feita para a população local, a percepção que ela tem dos riscos e o grau de conhecimento do plano de emergência externo por parte dessas pessoas.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; risk assessment; probabilistic estimation; safety analysis; safety margins; seismicity; communications; human factors; shielding; human populations; working conditions; personnel; emergency plans; source terms; mto model; reliability; alara; optimization; radiation hazards; radiation protection; licensing regulations

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 23012

    MACEDO, VAGNER dos S. . Desenvolvimento de uma base de dados computacional para aplicação em Análise Probabilística de Segurança de reatores nucleares de pesquisa / Development of a computational database for application in Probabilistic Safety Analysis of nuclear research reactors . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 104 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-23032017-151449

    Abstract: O objetivo deste trabalho é apresentar a base de dados que foi desenvolvida para armazenar dados técnicos e processar dados sobre operação, falha e manutenção de equipamentos dos reatores nucleares de pesquisa localizados no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), em São Paulo - SP. Os dados extraídos desta base poderão ser aplicados na Análise Probabilística de Segurança dos reatores de pesquisa ou em avaliações quantitativas menos complexas relacionadas à segurança, confiabilidade, disponibilidade e manutenibilidade destas instalações. Esta base de dados foi desenvolvida de modo a permitir que as informações nela contidas estejam disponíveis aos usuários da rede corporativa, que é a intranet do IPEN. Os profissionais interessados deverão ser devidamente cadastrados pelo administrador do sistema, para que possam efetuar a consulta e/ou o manuseio dos dados. O modelo lógico e físico da base de dados foi representado por um diagrama de entidades e relacionamento e está de acordo com os módulos de segurança instalados na intranet do IPEN. O sistema de gerenciamento da base de dados foi desenvolvido com o MySQL, o qual utiliza a linguagem SQL como interface. A linguagem de programação PHP foi usada para permitir o manuseio da base de dados pelo usuário. Ao final deste trabalho, foi gerado um sistema de gerenciamento de base de dados capaz de fornecer as informações de modo otimizado e com bom desempenho.

    Palavras-Chave: probabilistic estimation; systems analysis; reliability; computer calculations; data base management; data processing; compiled data; failures; reactor components; reactor operation; reactor safety; reactor instrumentation; research reactors; iear-1 reactor

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 23352

    MOMESSO, ROBERTA G.R.A.P. . Desenvolvimento e validação de um referencial metodológico para avaliação da cultura de segurança de organizações nucleares / Development and validation of a methodological framework for assessing the safety culture of nuclear organizations . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 128 p. Orientador: Antonio Carlos de Oliveira Barroso. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-25102017-123810

    Abstract: A cultura de segurança na área nuclear é definida como o conjunto de características e atitudes da organização e dos indivíduos que fazem que, com uma prioridade insuperável, as questões relacionadas à proteção e segurança nuclear recebam a atenção assegurada pelo seu significado. Até o momento, não existem instrumentos validados que permitam avaliar a cultura de segurança na área nuclear. Em vista disso, os resultados da definição de estratégias para o seu fortalecimento e o acompanhamento do desempenho das ações de melhorias tornam-se difíceis de serem avaliados. Este trabalho teve como objetivo principal desenvolver e validar um instrumento para a avaliação da cultura de segurança de organizações nucleares, utilizando o Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares como unidade de pesquisa e coleta de dados. Os indicadores e variáveis latentes do instrumento foram definidos utilizando como referência modelos de avaliação de cultura de segurança da área da saúde e área nuclear. O instrumento de coleta de dados proposto inicialmente foi submetido à avaliação por especialistas da área nuclear e, posteriormente, ao pré-teste com indivíduos que pertenciam à população pesquisada. A validação do modelo foi feita por meio da modelagem por equações estruturais utilizando o método de mínimos quadrados parciais (Partial Least Square - Structural Equation Modeling PLS-SEM), no software SmartPLS. A versão final do instrumento foi composta por quarenta indicadores distribuídos em nove variáveis latentes. O modelo de mensuração apresentou validade convergente, validade discriminante e confiabilidade e, o modelo estrutural apresentou significância estatística, demonstrando que o instrumento cumpriu adequadamente todas as etapas de validação.

    Palavras-Chave: safety analysis; safety culture; risk assessment; communications; human factors; shielding; working conditions; personnel; emergency plans; mto model; reliability; optimization; radiation protection; licensing regulations; probabilistic estimation; equations; partial differential equations; structure-activity relationships; attitudes; behavior; learning; public anxiety; public opinion; computer codes; statistical mechanics; validation; evaluation; comparative evaluations; nuclear facilities

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 14542

    HIRATA, DANIEL M. . Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1 / Estimative of core damage frequency in IPEN´s IEA-R1 research reactor (PSA level 1) due to the initiating event of loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuit . 2009. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 105 p. Orientador: Gaiane Sabundjian. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-02032010-081459

    Abstract: Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade.

    Palavras-Chave: probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis; eccs; fault tree analysis; loss of coolant; primary coolant circuits; pipes; reactor cores; iear-1 reactor; accidents

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 11632

    BOZZOLAN, JEAN C. . Um estudo sobre o efeito domino em instalacoes do ciclo do combustível nuclear. 2006. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. p. Orientador: Jose Messias de Oliveira Neto. DOI: 10.11606/D.85.2006.tde-31052007-140555

    Abstract: Os acidentes causados pelo efeito dominó são dos mais graves ocorridos na indústria química e de processo. Mesmo sendo o potencial destrutivo desses eventos acidentais bastante conhecido, pouca atenção tem sido dada a este problema pela literatura técnica e uma metodologia completa e aprovada para a avaliação quantitativa da contribuição do efeito dominó ao risco industrial ainda não está plenamente desenvolvida. O presente estudo propõe um procedimento sistemático para a avaliação quantitativa do efeito dominó em plantas químicas do ciclo do combustível nuclear. O trabalho é baseado em avanços recentes feitos na modelagem de danos a equipamentos de processo causados por incêndios e explosões devido aos vetores de propagação (radiação de calor, sobrepressão e projeção de fragmentos). Dados disponíveis na literatura técnica e novos modelos de vulnerabilidade deduzidos para diversas categorias de equipamentos de processo foram utilizados no presente trabalho. O procedimento proposto é aplicado a uma área de tancagem típica de uma planta de reconversão situada em um sítio que abriga varias outras instalações do ciclo do combustível nuclear. São analisados os vários eventos iniciadores, seus vetores de propagação, as conseqüências desses eventos e as freqüências associadas ao efeito dominó.

    Palavras-Chave: fuel cycle; chemical plants; management; probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis; blast effects

    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.