Navegação Teses por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-DOC 20645

    ROSSI, LUBIANKA F.R. . Acoplamento entre os métodos diferencial e da teoria da perturbação para o cálculo dos coeficientes de sensibilidade em problemas de transmutação nuclear / Coupling between the differential and perturbation theory methods for calculating sensitivity coefficients in nuclear transmutation problems . 2014. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 160 p. Orientador: Adimir dos Santos. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-12022015-154545

    Abstract: Este trabalho apresenta um novo método para o cálculo dos coecientes de sensibilidade, através da união do metodo diferencial e da teoria da perturbação generalizada, que são os dois métodos tradicionalmente utilizados em física de reatores para a obtenção de tais grandezas. Esses dois métodos apresentam algumas deciências tornando os cálculos dos coeficientes de sensibilidade lentos ou computacionalmente exaustivos, mas unindo-os e possível eliminar as deciências apresentadas por ambos e obter uma nova equação para o coe- ciente de sensibilidade. O método proposto neste trabalho foi aplicado em um reator do tipo PWR , onde foi feita análise de sensibilidade da produção e da razão de conversão do 239Pu, para um ciclo de 120 dias de queima. O código utilizado para a análise de queima e análise de sensibilidade, o CINEW, foi desenvolvido durante este trabalho e os resultados obtidos foram comparados com os códigos amplamente utilizados em física de reatores, como o CINDER e o SERPENT. As conclusões obtidas foram que o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes de sensibilidade e o CINEW, além de fornecer agilidade numérica também presentam eciência e segurança. Pois o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes quando comparados com os métodos tradicionais utilizados para a análise de sensibilidade, mostram resultados satisfatórios, mesmo quando o método utiliza aproximações matemáticas que diferem do método proposto, e com a vantagem de não apresentar as deciências apresentadas pelos métodos diferencial e da teoria da perturbação generalizada. As análises de queima obtidas pelo CINEW foram comparadas com o CINDER, que mostraram uma diferença aceitável, apesar do CINDER apresentar alguns problemas computacionais que advém da época em que foi feito. A originalidade deste trabalho e a aplicação do método proposto em problemas que envolvem dependência temporal e a elaboração do primerio código nacional que faz análise de queima e análise de sensibilidade.

    Palavras-Chave: reactor physics; pwr type reactors; burnup; plutonium 239; sensitivity analysis; differential calculus; perturbation theory; coefficient of performance; c codes

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  • 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

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  • IPEN-DOC 05029

    BRUEL, RENATA N. . Analise de sensibilidade de um modelo teorico do pressurizador. 1997. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 117 p. Orientador: Horacio Nakata.

    Palavras-Chave: evaporation; heat transfer; pressure dependence; pressurizers; pwr type reactors; sensitivity analysis; simulation

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  • IPEN-DOC 03980

    ABE, ALFREDO Y. . Analise de transmutacao considerando o tratamento explicito dos produtos de fissao num sistema acoplado, composto pelos codigos Hammer-Technion e. 1990. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 156 p. Orientador: Adimir dos Santos.

    Palavras-Chave: fission products; capture; neutron reactions; computer codes; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 09634

    CASTANHEIRA, MYRTHES . Analise dos mecanismos de degradacao de varetas combustiveis falhadas em reatores PWR. 2004. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 173 p. Orientador: Luis Antonio Albiac Terremoto.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; angra-1 reactor; fuel rods; failures; fuel element failure; nondestructive testing; chemical reactions; chemical physics; mathematical models; d codes; defects; cladding; hydridation; corrosion; thermodynamic properties

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  • IPEN-DOC 11271

    KAKUBO, MASAO . Analise sismica do predio do reator de uma central nuclear de potencia tipo PWR. 1983. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 97 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; earthquakes; foundations

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  • IPEN-DOC 06024

    MAI, LUIZ A. . Analise tecnico-economico do ciclo de combustivel 'Tandem'. Um estudo do caso Brasil-Argentina. 1997. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 162 p. Orientador: Jose Rubens Maiorino.

    Palavras-Chave: fuel cycle; pwr type reactors; angra-1 reactor; candu type reactors; embalse reactor; economic analysis

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  • IPEN-DOC 05404

    DECCO, CLAUDIA C.G. . Analise temporal das oscilacoes espaciais de xenonio em reatores de pequeno porte. 1997. Dissetacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 70 p. Orientador: Joao Manoel Losada Moreira.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; xenon oscillations; time dependence; power density; m codes; c codes

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  • IPEN-DOC 01358

    ALVES, CARLOS H. . Analise termo-hidraulica e neutronica de reatores a agua pressurizada (PWR). 1982. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares, Sao Paulo, São Paulo. 107 p. Orientador: Artur Jose Goncalves Faya.

    Palavras-Chave: computer calculations; reactor cores; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 28023

    DANTAS, ANA C.B. . Análise de sensibilidade em códigos de desempenho de combustíveis nucleares / Sensitivity analisys in nuclear fuel performance codes . 2021. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 78 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2021.tde-14072021-114644

    Abstract: Para o licenciamento de reatores nucleares é essencial que sejam apresentados cálculos e evidência experimental comprovando que sua operação obedece à normas de segurança impostas pelos órgãos reguladores. Este trabalho se propõe a efetuar uma análise de sensibilidade e quantificação de incertezas sobre o código TRANSURANUS adaptado para o uso do revestimento de aço inoxidável AISI-348 em varetas de combustível de um reator PWR, permitindo identificar quais os dados de entrada mais relevantes aos modelos do TRANSURANUS, bem como um intervalo de confiança para os resultados obtidos. A análise foi feita através da amostragem por métodos de Monte Carlo, onde os dados de entrada referentes à geometria e composição da vareta de combustível apresentam uma distribuição normal truncada nas tolerâncias de fabricação. Os valores aleatórios gerados foram usados como dados de entrada do TRASURANUS e, após múltiplas execuções, os resultados do TRANSURANUS referentes à temperatura central do combustível, pressão interna da vareta e deformação do revestimento foram usados para a obtenção do intervalo de confiança e a realização de uma análise de sensibilidade por decomposição da variância.

    Palavras-Chave: nuclear fuel; fuel management; spent fuel elements; production; fuel rods; cladding; surface coating; stainless steel-348; pwr type reactors; activation analysis; accuracy; performance; sensitivity; data covariances; computer codes

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  • IPEN-DOC 24679

    SILVA, DAYANE F. . Análise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto / Analysis of the behavior of the Angra 2 reactor containment during a design basis accident . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 143 p. Orientador: Gaianê Sabundjian. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-08052018-112533

    Abstract: Este trabalho visa verificar a integridade da contenção do reator de Angra 2, com uma abordagem mais realista, da possibilidade de conter todos os radionuclídeos gerados durante Acidentes de Perda de Refrigerante Primário por Grande Ruptura (Large Break Loss of Coolant Accident - LBLOCA). Além disso, essas informações são utilizadas para o cálculo mais realista do Pico de Temperatura do Encamisamento (PTE) da vareta mais realista do núcleo deste reator durante esse acidente. Os resultados desse estudo possibilitarão verificar a integridade da Planta após a ocorrência de acidentes considerados base de projeto. Alguns dos programas utilizados para analisar a contenção de uma usina nuclear são o RELAP5 e o COCOSYS. Esses códigos computacionais são ferramentas de análise que preveem as condições termohidráulicas dentro de um prédio de contenção de um reator refrigerado à água leve. A contenção da planta tipo Pressurized Water Reactor (PWR) é um edifício de concreto revestido internamente por metal e tem limites de pressão que devem ser respeitados durante a ocorrência de um acidente. Os dados de entradas necessários para esta simulação são: adição de massa e energia geradas do estudo de um acidente do tipo LBLOCA com o código RELAP5 da planta em questão. Os resultados da análise do comportamento da contenção da planta nuclear Angra 2 durante os acidentes base de projetos estudados rupturas do tipo guilhotina do circuito primário nas pernas fria e quente foram satisfatórios quando comparados com os apresentados no Relatório de Análise de Segurança (RFAS/A2) da planta e as distribuições de pressão ficaram bem abaixo do valor de pressão de projeto da contenção (6,3bar).

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; pwr type reactors; reactor accidents; loss of core cooling; reactor design; design-basis accidents; computer codes; containment systems; lte; equilibrium; thermodynamics; engineered safety systems; safety analysis; safety reports

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  • IPEN-DOC 20163

    REIS, REGIS . Análise do comportamento sob irradiação do combustível nuclear a altas queimas com os programas computacionais FRAPCON e FRAPTRAN / Analysis of the behavior under irradiation of high burnup nuclear fuels with the computer programs FRAPCON and FRAPTRAN . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 86 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-22092014-131405

    Abstract: O objetivo deste trabalho é verificar a validade e a acurácia dos resultados fornecidos pelos programas computacionais FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4, utilizados no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores a água leve pressurizada PWR (Pressurized Water Reactor), sob situações operacionais de regimes permanente e transiente, em condições de alta queima (high burnup). Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos nas simulações computacionais com os programas FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constatar que os programas empregados possuem um boa capacidade de predizer o comportamento operacional de varetas combustíveis de PWR em regime permanente a altas queimas e sob condição de transiente inicializado por reatividade (Reactivity Initiated Accident RIA).

    Palavras-Chave: fuel elements; pellets; burnup; pwr type reactors; fuel rods; computerized simulation; f codes; irradiation procedures; accuracy; reactivity; reactor accidents; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 19103

    ANGELO, GABRIEL . Análise numérica da dinâmica do escoamento em circuitos de circulação natural / Numerical analysis of the fluid dynamics in a natural circulation loop . 2013. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 182 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-20092013-092635

    Abstract: Circuitos de convecção natural ou sistemas de circulação natural são empregados em diversas áreas da engenharia. Reatores nucleares refrigerados a água utilizam circuitos de circulação natural como método passivo de seguranca. Em situações críticas, sem qualquer controle externo, o sistema permanece em segurança por suas próprias características de funcionamento (intrinsecamente seguro). O trabalho proposto consiste em estudar numericamente o circuito de circulação natural de água, localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares / Comissão Nacional de Energia Nuclear em São Paulo, por meio do uso de modelos matemáticos, objetivando determinar o padrão do escoamento em condições sem mudança de fase líquido-vapor. A comparação dos resultados de temperatura obtidos por cada um dos modelos de turbulência aos pontos instrumentados no circuito experimental, na condição transitória, revelou desvios significativos nas respostas do modelo de zero equação. Desvios intermediário foram observados nos modelos de transporte da viscosidade turbulenta (EVTE), k - ω, SST e SSG e resultados melhores foram vericados nos modelos k - ε e DES (com significativa superioridade do primeiro modelo).

    Palavras-Chave: brazilian cnen; natural convection; fluid flow; turbulent flow; heat transfer; hydrodynamics; mathematical models; reactor safety; pwr type reactors

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  • 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

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  • IPEN-DOC 13800

    CONCEICAO JUNIOR, OSMAR . Aplicacao da tecnica de analise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergencia de uma instalacao nuclear experimental / Application of the failure modes and effects analysis technique to the emergency cooling system of an experimental nuclear power plant . 2009. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 95 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-29062009-092542

    Palavras-Chave: failure mode analysis; risk assessment; eccs; pwr type reactors; reactor protection systems; reactor accidents

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  • IPEN-DOC 03766

    SARKIS, JORGE E. de S. . Aplicacao da tecnica de correlacao isotopica para determinacao da concentracao dos nuclideos AM-241 e AM234 em combustiveis nucleares irradiados. 1990. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 198 p. Orientador: Claudio Rodrigues.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; americium 241; americium 243; radionuclide kinetics; ion exchange; isotope dilution; actinides; mass spectroscopy; fission products; spent fuels; pwr type reactors; concentration ratio; isotope ratio; correlations

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  • IPEN-DOC 00703

    ANJOS, ALEXANDRE A. dos . Aspectos sismologicos no projeto de usinas nucleares tipo PWR. 1980. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 214 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: planning; seismology; south america; brazil; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 06918

    SILVEIRA, RENATO C. da . Avaliacao da estabilidade estrutural de contencoes metalicas de centrais nucleares. 2000. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 113 p. Orientador: Miguel Mattar Neto.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; containment buildings; evaluation; building codes; containment systems; angra-2 reactor; angra-3 reactor

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  • IPEN-DOC 00721

    GOMES, EDSON . Avaliacao da integridade do vaso de pressao dos reatores Angra II/III pela analise de tensoes. 1978. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Energia Atomica - IEA, 115 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: power plants; nuclear power plants; pressure vessels; reactor safety; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 09834

    JONG, RUDOLF P. de . Avaliacao de tubulacoes trincadas em sistemas primarios de reatores nucleares PWR. 2004. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 166 p. Orientador: Julio Ricardo Barreto Cruz.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactor cooling systems; tubes; cracks; crack propagation; fracture mechanics

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

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

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

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

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

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