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Navegação Eventos - Artigos por Autores IPEN "FALOPPA, ALTAIR A."
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MIRANDA, CARLOS A. de J.
; FALOPPA, ALTAIR A.
; MATTAR NETO, MIGUEL
; FAINER, GERSON
.
ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd,
October 24-28, 2011,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2011,
2011.
Palavras-Chave:
bending;
flexural strength;
nuclear power plants;
pipes;
primary coolant circuits;
secondary coolant circuits;
stress analysis;
stresses
MIRANDA, CARLOS A. de J.; FALOPPA, ALTAIR A.; MATTAR NETO, MIGUEL; FAINER, GERSON.
ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd,
October 24-28, 2011,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2011,
2011.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16247. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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MATTAR NETO, MIGUEL
; MIRANDA, CARLOS A. de J.
; FALOPPA, ALTAIR A.
; FAINER, GERSON
.
ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction.
In: 2011 ANSYS CONFERENCE & ESSS USERS MEETING,
November 8-11, 2011,
Florianopolis, SC.
Proceedings...
2011.
Palavras-Chave:
bending;
flexural strength;
nuclear power plants;
pipes;
primary coolant circuits;
secondary coolant circuits;
stress analysis;
stresses
MATTAR NETO, MIGUEL; MIRANDA, CARLOS A. de J.; FALOPPA, ALTAIR A.; FAINER, GERSON.
ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction.
In:
2011 ANSYS CONFERENCE & ESSS USERS MEETING,
November 8-11, 2011,
Florianopolis, SC.
Proceedings...
2011.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12424. Acesso em: $DATA.
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Como referenciar este item
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FALOPPA, ALTAIR A.
; FAINER, GERSON
; OLIVEIRA, CARLOS A. de
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Avaliação estrutural de um suporte da tubulação do sistema de refrigeração do reator nuclear de pesquisa IPEN IEA-R1.
In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 9.,
21-25 de agosto, 2016,
Fortaleza, CE.
Anais...
2016.
Abstract:
Este trabalho apresenta a avaliação estrutural de um suporte da tubulação do Circuito Primário do reator
nuclear de pesquisa do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN. O reator IEA-R1 é um reator nuclear
de pesquisa projetado pela Babcox-Wilcox que opera no IPEN desde 1957. Um programa de modernização tem sido
conduzido nos últimos 25 anos, e uma série de modificações foram implementadas, especialmente no sistema de
refrigeração do reator. Entre as modificações mais recentes está a troca de componentes do sistema de refrigeração,
tais como: bombas, trocadores de calor e tubulação, além da reforma dos sistemas de tratamento e re-tratamento de
água. Este conjunto de equipamentos, divididos em sistema primário e secundário, é responsável pela circulação da
água no núcleo do reator para a retirada de calor gerado pela fissões nucleares do U-235. A substituição parcial da
tubulação do Circuito Primário do reator IEA-R1, realizada em 2014, resultou em alterações nos suportes existentes e
no desenvolvimento de um novo tipo de suporte para a tubulação. O objetivo deste trabalho é apresentar o modelo de
cálculo aplicado à avaliação estrutural deste novo suporte sob as diversas condições de carregamentos aplicáveis.
Palavras-Chave:
pipes;
reactors;
mechanical properties;
supports;
cooling systems
FALOPPA, ALTAIR A.; FAINER, GERSON; OLIVEIRA, CARLOS A. de; MATTAR NETO, MIGUEL.
Avaliação estrutural de um suporte da tubulação do sistema de refrigeração do reator nuclear de pesquisa IPEN IEA-R1.
In:
CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 9.,
21-25 de agosto, 2016,
Fortaleza, CE.
Anais...
2016.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27015. Acesso em: $DATA.
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Como referenciar este item
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FALOPPA, ALTAIR A.
; ELIAS, MARCOS V.; WIDUCH, LUTZIAN.
Case study of the 3D model in Angra 3 project.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th,
October 4-9, 2015,
São Paulo, SP.
Proceedings...
2015.
Palavras-Chave:
simulation;
angra-3 reactor;
nuclear power plants;
three-dimensional calculations
FALOPPA, ALTAIR A.; ELIAS, MARCOS V.; WIDUCH, LUTZIAN.
Case study of the 3D model in Angra 3 project.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th,
October 4-9, 2015,
São Paulo, SP.
Proceedings...
2015.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23962. Acesso em: $DATA.
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FALOPPA, ALTAIR A.
; FAINER, GERSON
; ELIAS, MARCOS V.; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Comparative study of design of piping supports class 1, 2 and 3 considering german code KTA and ASMEIII - NF.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd,
November 24-29, 2013,
Recife, PE.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2013,
2013.
Palavras-Chave:
bending;
comparative evaluations;
design;
friction;
load analysis;
pipes;
pwr type reactors;
safety;
shear;
standards;
stress analysis;
supports;
tensile properties
FALOPPA, ALTAIR A.; FAINER, GERSON; ELIAS, MARCOS V.; MATTAR NETO, MIGUEL.
Comparative study of design of piping supports class 1, 2 and 3 considering german code KTA and ASMEIII - NF.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd,
November 24-29, 2013,
Recife, PE.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2013,
2013.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17354. Acesso em: $DATA.
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A.
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd,
November 24-29, 2013,
Recife, PE.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2013,
2013.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
reactor cooling systems;
primary coolant circuits;
secondary coolant circuits;
stress analysis
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A.; MATTAR NETO, MIGUEL.
IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd,
November 24-29, 2013,
Recife, PE.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2013,
2013.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17366. Acesso em: $DATA.
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Como referenciar este item
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A. de
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th,
October 4-9, 2015,
São Paulo, SP.
Proceedings...
2015.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
brazilian cnen;
primary coolant circuits;
pipes;
stress analysis
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; MATTAR NETO, MIGUEL.
IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th,
October 4-9, 2015,
São Paulo, SP.
Proceedings...
2015.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23964. Acesso em: $DATA.
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TORRES, WALMIR M.
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; MATTAR NETO, MIGUEL
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OTOMO, HARUYUKI
; RICCI, WALTER
; PIRES, ANTONIO L.
; FERNANDO, ALBERTO J.; BERRETTA, JOSE R.; CARVALHO, RICARDO N.; TOYODA, EDUARDO Y..
On the water for filling and draining procedures for the IEA-R1 beam holes.
In: TECHNICAL MEETING ON THE SAFETY OF EXPERIMENTS FOR RESEARCH REACTORS, 16th,
June 11-15, 2012,
Vienna, Austria.
Proceedings...
2012.
p. 10-40.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
reactor experimental facilities;
beam holes;
safety
TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; MATTAR NETO, MIGUEL; FALOPPA, ALTAIR A.; OTOMO, HARUYUKI; RICCI, WALTER; PIRES, ANTONIO L.; FERNANDO, ALBERTO J.; BERRETTA, JOSE R.; CARVALHO, RICARDO N.; TOYODA, EDUARDO Y.
On the water for filling and draining procedures for the IEA-R1 beam holes.
In:
TECHNICAL MEETING ON THE SAFETY OF EXPERIMENTS FOR RESEARCH REACTORS, 16th,
June 11-15, 2012,
Vienna, Austria.
Proceedings...
2012.
p. 10-40.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/18029. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A. de
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th,
October 4-9, 2015,
São Paulo, SP.
Proceedings...
2015.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
brazilian cnen;
primary coolant circuits;
pipes
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; MATTAR NETO, MIGUEL.
Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th,
October 4-9, 2015,
São Paulo, SP.
Proceedings...
2015.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23963. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A. de
; MARTINS, LUCAS B.; MARCOLIN, GABRIEL; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Structural analysis of the as-builted IEA-R1 primary coolant piping system using a complete three-dimensional model.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd,
October 24-28, 2011,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2011,
2011.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
stress analysis;
primary coolant circuits;
three-dimensional calculations
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; MARTINS, LUCAS B.; MARCOLIN, GABRIEL; MATTAR NETO, MIGUEL.
Structural analysis of the as-builted IEA-R1 primary coolant piping system using a complete three-dimensional model.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd,
October 24-28, 2011,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2011,
2011.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14086. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; ALMEIDA, JOEDSON T. de
; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R.
; CARVALHO, DANIEL S.M.
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019,
Santos, SP.
Proceedings...
Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 5290-5305.
Abstract:
The Water Experimental Circuit (CEA) was built in IPEN in eighties and had the aim to perform thermal hydraulic experiments, simulating operational condition of Pressurized Water Reactors and Boiling Water Reactors. The CEA operated until 1984 and since then it was decommissioned. In order to do hydrodynamics tests in MTR fuel type elements of nuclear research reactor, in the years 2015, was conceived an experimental circuit named Orquidea, which shall operate with low pressure and temperature. This paper assess the mechanical and structural suitability of the Pressurizer V-102, that was used in the former Water Experimental Circuit (CEA) aiming reuse this vessel in new the circuit. The methodology applied to evaluate the vessel was based on ASME code, Section VIII, Division 1 & 2.
Palavras-Chave:
a codes;
flanges;
fuel elements;
hydrodynamics;
mechanical properties;
nozzles;
numerical solution;
pressurizers;
pwr type reactors;
reactor vessels;
stress analysis;
thermal hydraulics
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; ALMEIDA, JOEDSON T. de; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R.; CARVALHO, DANIEL S.M.; MATTAR NETO, MIGUEL.
Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019,
Santos, SP.
Proceedings...
Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 5290-5305.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30716. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A. de
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 22-27, 2017,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2017.
Abstract:
The IEA-R1 pumps of the primary coolant system may be required to withstand design and operational conditions.
IEA-R1 nuclear research reactor is an open pool type reactor operated by IPEN since 1957. The reactor can be operated up to 5MW heating power since it was upgraded in a modernization program conducted by IPEN.
The primary coolant system is composed by the piping system, decay tank, two heat pumps and two heat exchangers. In the latest arrangement upgrade of the primary system, conducted in 2014 as part of an aging management program, a partial replacement of the coolant piping and total replacement of piping and pump supports were done. As consequence, reviewed loads in the pump nozzles were obtained demanding a new evaluation of them.
The aim of this report is to present the structural evaluation of the pump nozzles, considering the new loads coming from the new piping layout, according to: API 610 code verification, Supplier loads and structural analysis applying finite element method, by using the ANSYS computer program, regarding ASME VIII Div 1 & 2 recommendations.
Palavras-Chave:
finite element method;
loading;
mechanical properties;
nozzles;
physical properties;
primary coolant circuits;
pumps;
stress analysis
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; MATTAR NETO, MIGUEL.
Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 22-27, 2017,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2017.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28203. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A. de
; JUNQUEIRA, FERNANDO C.
; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R.
; SANTOS, MARCELO M. dos
; CARVALHO, DANIEL S.M.
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019,
Santos, SP.
Proceedings...
Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 5306-5321.
Abstract:
The IPEN/MB-01 is a zero power research reactor designed and built by IPEN in partnership with the Brazilian Navy. This reactor is located in IPEN and began operating in 1988. IPEN/MB-01 has been used as an experimental facility for studies on neutron parameters of nuclear reactors moderated by light water. In 2016, a project to modify the core structure of IPEN/MB-01 Reactor was initiated. This project aims the replacement of the rod-type fuel structure for a plate-type one. In order to optimize the performance of the experiments, four tanks filled with D2O were installed around the core. This new core will contain fuel elements that are similar to the ones that will be used in the Brazilian Multipurpose Reactor. In this paper, a complete structural integrity analysis of the four heavy water reflector tanks installed in IPEN/MB-01 Reactor is presented. A numerical analysis was performed applying the finite element method, using ANSYS software and considering ASME Code VIII, division 2.
Palavras-Chave:
a codes;
finite element method;
fuel elements;
fuel integrity;
heavy water;
ipen-mb-1 reactor;
numerical analysis;
reactor cores;
stress analysis;
tanks
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; JUNQUEIRA, FERNANDO C.; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R.; SANTOS, MARCELO M. dos; CARVALHO, DANIEL S.M.; MATTAR NETO, MIGUEL.
Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019,
Santos, SP.
Proceedings...
Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 5306-5321.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30717. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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Autor: Maprelian
Título: loss of coolant
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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.
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.