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Navegação Eventos - Artigos por assunto "burnup"
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DAMY, M.A.
; TERREMOTO, L.A.A.
; SILVA, J.E.R.
; TEIXEIRA e SILVA, A.
; TEODORO, C.A.
; LUCKI, G.; CASTANHEIRA, M.
. Acompanhamento da irradiacao dos elementos combustiveis do reator IEA-R1.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th,
ago. 28 - set. 2, 2005,
Santos, SP.
Anais...
Sao Paulo: ABEN, 2005,
2005.
Palavras-Chave: aluminium; burnup; dispersion nuclear fuels; experimental data; iear-1 reactor; neutron flux; power density; reactivity coefficients; reactivity; reactor cores; spent fuel elements; uranium oxides u3o8; uranium silicides
. Acompanhamento da irradiacao dos elementos combustiveis do reator IEA-R1. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17629. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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. An integral metallic-fueled and lead-cooled reactor concept for the 4th generation reactor. In: NUCLEAR DATA CONFERENCE, 2001, Tsukuba, Japan. 2001.
Palavras-Chave: liquid metal cooled reactors; lead; coolants; reactor cores; burnup; reactivity; criticality; void coefficient; alloy nuclear fuels; doppler effect; calculation methods; nuclear data collections
. An integral metallic-fueled and lead-cooled reactor concept for the 4th generation reactor. In: NUCLEAR DATA CONFERENCE, 2001, Tsukuba, Japan. 2001. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16318. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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. An integral metallic-fueled and lead-cooled reactor concept for the 4th generation reactor. In: TECHNICAL MEETING TO, Apr. 22-26, 2002, Karlsruhe, Germany. Working Material... 2002. p. 59-68.
Palavras-Chave: liquid metal cooled reactors; lead; coolants; reactor cores; burnup; reactivity; criticality; void coefficient; alloy nuclear fuels; doppler effect; calculation methods; nuclear data collections
. An integral metallic-fueled and lead-cooled reactor concept for the 4th generation reactor. In: TECHNICAL MEETING TO, Apr. 22-26, 2002, Karlsruhe, Germany. Working Material... 2002. p. 59-68. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16273. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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. An integral metallic-fueled and lead-cooler reactor concept for the 4th generator reactor. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR DATA FOR SCIENCE AND TECHNOLOGY, Oct. 7-12, 2001, Tsukuba, Japan. Proceedings... 2001. p. 1081-1084.
Palavras-Chave: liquid metal cooled reactors; lead; fuels; burnup; reactor cores; equilibrium
. An integral metallic-fueled and lead-cooler reactor concept for the 4th generator reactor. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR DATA FOR SCIENCE AND TECHNOLOGY, Oct. 7-12, 2001, Tsukuba, Japan. Proceedings... 2001. p. 1081-1084. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/15649. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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REIS, REGIS
; SILVA, ANTONIO T. e
. Analysis of the behavior under irradiation of high burnup nuclear fuels with the computer programs FRAPCON and FRAPTRAN.
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 objective of this paper is to verify the validity and accuracy of the results provided by
programs FRAPCON-3.4a and FRAPTRAN
behavior of Pressurized Water Reactors (PWR) fuel rods, in steady
conditions at high burnup. To achieve this goal, the results provided by these computer simulations
are compared with experimental data available in the database FUMEX III.
found that the computer programs used have a good ability to predict the operational behavior of
PWR fuel rods in high burnup steady
Accident (RIA).
Palavras-Chave: accuracy; burnup; computerized simulation; f codes; fuel rods; irradiation; nuclear fuels; pwr type reactors; reactivity-initiated accidents; steady-state conditions; transients; uranium oxides; validation; zircaloy 4
. Analysis of the behavior under irradiation of high burnup nuclear fuels with the computer programs FRAPCON and FRAPTRAN. 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/123456789/28191. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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GOMES, DANIEL de S.
; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO
. Angra 1 high burnup fuel behaviour under reactivity initiated accident conditions.
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: angra-1 reactor; burnup; cladding; corrosion; design-basis accidents; f codes; fuel assemblies; fuel cans; fuel element failure; hydrogen; reactivity; reactor cores; reactor kinetics
. Angra 1 high burnup fuel behaviour under reactivity initiated accident conditions. 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/123456789/16137. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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. Avaliacao do ciclo de equilibrio de reator refrigerado por chumbo e carregado com combustivel metalico. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002, 2002.
Palavras-Chave: liquid metal cooled reactors; lead; coolants; alloy nuclear fuels; burnup; reactivity; doppler effect; neutron fluence
. Avaliacao do ciclo de equilibrio de reator refrigerado por chumbo e carregado com combustivel metalico. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002, 2002. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16984. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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TONDIN, JULIO B.M.
; MADI FILHO, TUFIC
. Burn-up and operation time of fuel elements produced in IPEN.
In: VANIN, VITO R. (Ed.) BRAZILIAN WORKSHOP ON NUCLEAR PHYSICS, 32rd,
September 7-11, 2010,
Campos do Jordão, SP.
Proceedings...
American Institute of Physics,
2010.
p. 397-400.
Palavras-Chave: burnup; brazilian cnen; fission; fuel elements; iear-1 reactor; materials testing; nuclear fuels; operation; plates; reactor control systems; reactor fueling; reactor safety; uranium 235
. Burn-up and operation time of fuel elements produced in IPEN. In: VANIN, VITO R. (ed.) BRAZILIAN WORKSHOP ON NUCLEAR PHYSICS, 32rd, September 7-11, 2010, Campos do Jordão, SP. Proceedings... American Institute of Physics, 2010. p. 397-400. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/18041. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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SANTOS, A.; ABE, A.Y.
. Burn-up physics in a coupled HAMMER-TECHNION/CINDER-2 system and ENDF/B-V aggregate fission product thermal cross section validation.
In: PHYSOR INTERNATIONAL CONFERENCE ON THE PHYSICS OF REACTORS,
April 23-27, 1990,
Marseille, France.
1990.
Palavras-Chave: burnup; computer codes; fission products
. Burn-up physics in a coupled HAMMER-TECHNION/CINDER-2 system and ENDF/B-V aggregate fission product thermal cross section validation. In: PHYSOR INTERNATIONAL CONFERENCE ON THE PHYSICS OF REACTORS, April 23-27, 1990, Marseille, France. 1990. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14929. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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MORA, MARIANO V.; PADILLA, ALBERTO G.; PALOMINO, JOSE L.C.; TERREMOTO, LUIS A.A.
. Burnup measurements on spent fuel elements of the RP-10 research reactor.
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...
São Paulo: ABEN, 2011,
2011.
Palavras-Chave: rp-10 reactor; burnup; spent fuel elements; cesium 137; control rod drives; reactor cores; reactor physics; calculation methods
. Burnup measurements on spent fuel elements of the RP-10 research reactor. 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... São Paulo: ABEN, 2011, 2011. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16134. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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. Calculo de reatores em malhas grossas pela tecnica de elementos finitos aplicada ao metodo de matriz resposta. In: 3o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 11-14 de dezembro, 1982, Itaipava, RJ. 1982. p. 72-84.
Palavras-Chave: finite element method; response matrix method; mesh generation; burnup; cross sections; power density; reactor lattices
. Calculo de reatores em malhas grossas pela tecnica de elementos finitos aplicada ao metodo de matriz resposta. In: 3o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 11-14 de dezembro, 1982, Itaipava, RJ. 1982. p. 72-84. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/18792. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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MARRA NETO, A.
. Caracteristicas do desempenho de varetas combustiveis submetidas a queima prolongada.
In: 9o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA,
25-29 de outubro, 1993,
Caxambu, MG.
1993.
p. 460-465.
Palavras-Chave: water moderated reactors; fuel pins; burnup; performance
. Caracteristicas do desempenho de varetas combustiveis submetidas a queima prolongada. In: 9o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 25-29 de outubro, 1993, Caxambu, MG. 1993. p. 460-465. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14692. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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SARKIS, J.E.S.
; RODRIGUES, C.
. Comparacao entre dados experimentais provenientes da caracterizacao isotopica de combustiveis nucleares irradiados com aqueles utilizando-se o codigo computacional ORIGEN-2.
In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
27 de outubro - 1 de novembro, 1996,
Rio de Janeiro, RJ.
1996.
Palavras-Chave: spent fuel elements; isotope ratio; burnup; computer codes; mass spectroscopy; alpha spectroscopy; gamma spectroscopy
. Comparacao entre dados experimentais provenientes da caracterizacao isotopica de combustiveis nucleares irradiados com aqueles utilizando-se o codigo computacional ORIGEN-2. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12724. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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SARKIS, J.E.S.
; RODRIGUES, C.
. Correlacoes isotopicas em combustiveis nucleares irradiados.
In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
27 de outubro - 1 de novembro, 1996,
Rio de Janeiro, RJ.
1996.
Palavras-Chave: spent fuel elements; burnup; isotopes; correlations; reprocessing; statistical models
. Correlacoes isotopicas em combustiveis nucleares irradiados. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12726. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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MADI FILHO, T.
; HOLLAND, L.
. Determinacao da queima de elementos combustiveis do reator IEA-R1 pelo metodo nao destrutivo de espectrometria gama.
In: 3o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES,
11-14 de dezembro, 1982,
Itaipava, RJ.
1982.
p. 390-402.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; fuel elements; burnup; gamma spectroscopy; cesium 137; li-drifted ge detectors
. Determinacao da queima de elementos combustiveis do reator IEA-R1 pelo metodo nao destrutivo de espectrometria gama. In: 3o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 11-14 de dezembro, 1982, Itaipava, RJ. 1982. p. 390-402. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12827. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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SARKIS, J.E.S.
; RODRIGUES, C.
. Determinacao da queima em combustiveis irradiados por meio da medida do produto de fissao 137Cs.
In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
27 de outubro - 1 de novembro, 1996,
Rio de Janeiro, RJ.
1996.
Palavras-Chave: spent fuel elements; burnup; radiochemical analysis; cesium 137; mass spectroscopy; neodymium 148
. Determinacao da queima em combustiveis irradiados por meio da medida do produto de fissao 137Cs. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12725. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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SARKIS, J.E.S.
; RODRIGUES, C.
. Determinacao da queima em combustiveis nucleares irradiados pelo metodo do produto estavel de fissao sup(148)Nd.
In: 4o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
5-9 de julho, 1992,
Rio de Janeiro, RJ.
1992.
p. 171-176.
Palavras-Chave: nuclear fuels; burnup; neodymium 148; leaching; mass spectroscopy
. Determinacao da queima em combustiveis nucleares irradiados pelo metodo do produto estavel de fissao sup(148)Nd. In: 4o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 5-9 de julho, 1992, Rio de Janeiro, RJ. 1992. p. 171-176. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14438. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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TERREMOTO, L.A.A.
; ZEITUNI, C.A.
; PERROTTA, J.A.
. Determinacao do grau de queima em elementos combustiveis tipo placa por meio de espectrometria gama.
In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
31 de agosto - 3 de setembro, 1999,
Belo Horizonte, MG.
1999.
Palavras-Chave: burnup; spent fuel elements; fuel plates; gamma spectroscopy; nondestructive analysis; neutron flux; comparative evaluations
. Determinacao do grau de queima em elementos combustiveis tipo placa por meio de espectrometria gama. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13857. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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DOMINGOS, D.B.; MAPRELIAN, E.
; SILVA, A.T.
. Development of computer codes for loss of coolant accident analysis of IEA-R1 reactor.
In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE,
March 20-24, 2011,
Roma, Italia.
Proceedings...
2011.
Palavras-Chave: burnup; dispersions; fission products; iear-1 reactor; irradiation devices; l codes; loss of coolant; nuclear fuels; reactor cores; safety; t codes; uranium; uranium 235; uranium oxides u3o8; uranium silicides
. Development of computer codes for loss of coolant accident analysis of IEA-R1 reactor. In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE, March 20-24, 2011, Roma, Italia. Proceedings... 2011. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12376. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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TERREMOTO, L.A.A.
; PERROTTA, J.A.
. Espectrometria gama em elementos combustiveis tipo placa irradiados.
In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
27 de outubro - 1 de novembro, 1996,
Rio de Janeiro, RJ.
1996.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; spent fuel elements; fuel plates; burnup; gamma spectroscopy
. Espectrometria gama em elementos combustiveis tipo placa irradiados. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13585. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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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.