Navegação Eventos - Artigos por assunto "s codes"

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  • IPEN-DOC 26345

    MADEIRA, ALZIRA A.; PEREIRA, LUIZ C.M.; SABUNDJIAN, GAIANE . An Angra 2 LBLOCA simulation model for RELAP5MOD3.3 code with uncertainty analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4476-4502.

    Abstract: This paper describes the activities related to the work planned within Project BRA3.01/12 between CNEN and the European Community, relatively to its Task 2.1 (independent uncertainty quantification and sensitivity analysis utilizing the computational tool SUSA for the calculus related to LOCA simulation for licensing matter). SUSA software has been applied to the reference case, a double-ended LBLOCA in Angra 2, simulated with a RELAP5 code nodalization developed by the thermal hydraulic technicians of CNEN and its research institutes. This original nodalization has been improved for the development of the main objective of Task 2.1. The recommendations that our European counterparts provided on the last workshop, held at CNEN in Rio de Janeiro from January 28th to February 2nd, 2018, have been implemented as far as feasible.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; boundary conditions; cladding; data covariances; lbloca; pressure vessels; r codes; reactor accident simulation; reactor cores; s codes; steady-state conditions

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  • IPEN-DOC 26360

    GOMES, DANIEL de S. ; STEFANI, GIOVANNI L. de ; OLIVEIRA, FABIO B.V. de . Analysis of a pressurized power reactor using thorium mixed fuel under regular operation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4996-5009.

    Abstract: This work discusses a parametric study applied to nuclear power generation based on a mixed fuel formed by the composition of thorium-uranium oxide (Th-U)O2. Also, approached in this study the physical neutrons models of a fuel system composed of ThO2 75 wt% and UO2 25 wt%, with 19.5% enrichment of U-235. The thermodynamic features of the thorium-uranium fuel system compared with the properties of uranium dioxide. Thorium-based fuel operating extended fuel cycles reach of over 80 GWd/MTU in a pressurized water reactor (PWR). Homogenous distribution of thorium-based fuel, used on the reactor core, could reduce Pu-239, once U-233 production capacity dependent on Th-232 replacing U-238 in the fuel matrix. The mixed oxide fuel has a lower buildup of Pu-239, causing the linear heat rate distribution slope to flatten and lowering fuel porosity. The release of gaseous fission products models for (Th-U)O2 could have different diffusion coefficients when compared to uranium oxide models. Besides, resulting in lower thermal gradients than UO2 and a reduction in fuel swelling. This parametric study reviews the aspects of radioactive decay chains of uranium and thorium. It founded the simulation using approved nuclear codes, such as SERPENT for neutron physics calculations and the FRAPCON code, which defines the licensing process. The results show that thoria based fuel has a higher performance than UO2 fuel in regular operation and can improve safety margins.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; enthalpy; f codes; mixed oxide fuels; performance; pwr type reactors; s codes; thermal conductivity; thorium; uranium oxides

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  • IPEN-DOC 26357

    LIMA, LEONARDO S.; MELO, CAIO; FARIA, DANILO P.; BERRETA, JOSE; ABATI, AMANDA ; GIOVEDI, CLAUDIA . Analysis of stresses acting on the internal and external surfaces of fuel rod of a pressurized water reactor using computational simulation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4950-4961.

    Abstract: During operation of a Pressurized Water Reactor, the cladding of the fuel rod is subjected to various loads, such as: temperature, internal pressure, and external pressure which generate dimensional and geometric variations in the cladding tube. In the fuel rod, at the operating temperature, the internal pressure comes from the initial pre-pressurizing with Helium gas and the release of fission gases by the UO2 pellets during the irradiation. The external pressure is assumed to be the same as that of the coolant. In this paper, it was proposed the study of a mathematical model for computational simulation using the Finite Element Method to calculate and analyze the mechanical stresses acting on the internal and external surfaces of the fuel rod, adopting the normal operating condition, at 0 W of power. The boundary conditions, such as temperature and pressure profile, come from a modified version of a fuel performance code, considering as cladding material an iron-based alloy (austenitic stainless steel). The fuel rod was modeled and simulated using the Solidworks and ANSYS softwares, respectively. The values of the stresses acting on the cladding tube obtained by simulation were compared to the values obtained by analytical calculation. Then, it was checked the consistency of the adopted mathematical model, in order to ensure the reliability of the computational simulation as a tool to evaluate the stresses acting on the internal and external surfaces of the fuel rod under a PWR environment.

    Palavras-Chave: a codes; austenitic steels; boundary conditions; cladding; computerized simulation; finite element method; fuel rods; iron alloys; pwr type reactors; s codes; stresses

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  • IPEN-DOC 08690

    ABE, A. ; YAMAGUCHI, M. ; SANTOS, A.; MENDONCA, A.G. . Avaliacao do sistema SCALE 4.4a no Reator IPEN/MB-01. 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: zero power reactors; ipen-mb-1 reactor; criticality; s codes; computer codes; evaluated data; validation

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  • IPEN-DOC 21355

    MENZEL, F.; SABUNDJIAN, G. ; STECHER, L.C.; CAVALIERI, T.. Calculating the environmental cost of the nuclear power plants Angra 1, 2 and 3 using the program SIMPACTS. In: PROCEEDINGS OF THE INTERNATIONAL YOUTH CONFERENCE ON ENERGY, 5th, May 27-30, 2015, Pisa, Italy. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; decision making; cost; environmental impact statements; s codes

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  • IPEN-DOC 17034

    DOMINGOS, DOUGLAS B.; SILVA, ANTONIO T. e ; JOAO, THIAGO G.; SILVA, JOSE E.R. da ; ANGELO, GABRIEL; FEDORENKO, GIULIANA G.; NISHIYAMA, PEDRO J.B. de O.. Comparison of low enriched uranium (UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99 in the RMB. 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: aluminium; brazil; c codes; enriched uranium reactors; h codes; molybdenum; molybdenum 99; nickel; s codes; uranium; uranium 235; zero power reactors

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  • IPEN-DOC 21347

    DOMINGOS, D.B. ; SILVA, A.T. ; JOAO, T.G. ; MUNIZ, R.O.R. . Comparison of low enriched uranium UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99. In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE, April 19-23, 2015, Bucharest, Romania. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; enriched uranium reactors; uranium 235; molybdenum 99; c codes; h codes; s codes; targets; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 16905

    ANTUNES, PAULA C.G.; SIQUEIRA, PAULO T.D. ; FONSECA, GABRIEL P.; YORIYAZ, HELIO . Construction tool and suitability of voxel phanton for skin dosimetry. 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: dosimetry; electron beams; image processing; monte carlo method; phantoms; radiation dose distributions; radiotherapy; skin; thickness; s codes

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  • IPEN-DOC 15038

    LUCIA, SILVIO R. ; MAIHARA, VERA A. ; MENEZES, MARIO O. . Development of gamma ray spectrometry sofware for neutron activation analysis using the open source concept. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: accuracy; calibration standards; certification; comparative evaluations; concentration ratio; experimental data; gamma spectra; gamma spectroscopy; neutron activation analysis; programming languages; s codes; v codes

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  • IPEN-DOC 24019

    STEFANI, GIOVANNI L. de ; MAIORINO, JOSE R. ; MOREIRA, JOAO M. de L.; SANTOS, THIAGO A. dos ; ROSSI, PEDRO C.R.. Feasibility to convert an advanced PWR from UO2 to a mixed (U,Th)O2 core. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: This work presents the neutronics and thermal hydraulics feasibility to convert the UO2 core of the Westinghouse AP1000 in a (U-Th)O2 core, rather than the traditional uranium dioxide, for the purpose of reducing long-lived actinides, especially plutonium, and generates a stock pile of 233U, which could in the future be used in advanced fuel cycles, in a more sustainable process and taking advantage of the large stock of thorium available on the planet and especially in Brazil. The reactor chosen as reference was the AP1000, which is considered to be one of the most reliable and modern reactor of the current Generation III, and its similarity to the reactors already consolidated and used in Brazil for electric power generation. The results show the feasibility and potentiality of the concept, without the necessity of changes in the core of the AP1000, and even with advantages over this. The neutron calculations were made by the SERPENT code. The results provided a maximum linear power density lower than the AP1000, favoring safety. In addition, the delayed neutron fraction and the reactivity coefficients proved to be adequate to ensure the safety of the concept. The results show that a production of about 260 Kg of 233U per cycle is possible, with a minimum production of fissile plutonium that favors the use of the concept in U-Th cycles.

    Palavras-Chave: delayed neutron fraction; feasibility studies; fissile materials; fuel rods; parametric analysis; pwr type reactors; reactor cores; s codes; thermal hydraulics; thorium 232; uranium 233; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 10587

    MENEZES, M.O. . Free/open source software: a study of some applications for scientific data analysis of nuclear experiments. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE APLICACOES NUCLEARES, 7th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: cross sections; data analysis; data processing; g codes; m codes; neutron radiography; neutrons; o codes; personal computers; programming languages; s codes

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  • IPEN-DOC 17092

    MURA, LUIS F.L.; CARLUCCIO, THIAGO; ROSSI, PEDRO C.R.; DOMINGOS, DOUGLAS B.; PIOVEZAN, PAMELA; ROSSI, LUBIANKA F.R.; SANTOS, ADIMIR dos . IPEN/MB-01 heavy reflector benchmark calculations using serpent code. 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: ipen-mb-1 reactor; benchmarks; fuel rods; control elements; reaction kinetics; s codes

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  • IPEN-DOC 21349

    DOMINGOS, D.B. ; SILVA, A.T. ; JOAO, T.G. . Low enriched uranium foil targets with different geometers for the production of molybdenum-99. In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE, April 19-23, 2015, Bucharest, Romania. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: uranium; foils; targets; molybdenum 99; a codes; c codes; s codes; h codes; m codes; radiopharmaceuticals; plates; radioisotopes

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  • IPEN-DOC 12199

    BITELLI, ULYSSES D. ; MARTINS, FERNANDO P.G.. Meassurements of the neutron spectrum energy in the ipen/mb01 reactor core using several activation foils. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 8th/ MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 15th, Sept. 30 - Oct. 5, 2007, Santos, SP. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2007, 2007.

    Palavras-Chave: cross sections; experimental data; fast neutrons; foils; gamma spectroscopy; high-purity ge detectors; ipen-mb-1 reactor; neutron flux; neutron spectra; nuclear reactions; reactor cores; s codes; thermal neutrons

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  • IPEN-DOC 10621

    BITELLI, U.D. ; MARTINS, F.P.G.; JEREZ, R. ; CACURE, R.R.. Medida do espectro de energia dos neutrons no nucleo do reator IPEN/MB-01. 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: activation detectors; capture-to-fission ratio; experimental data; fast neutrons; gamma spectroscopy; ipen-mb-1 reactor; multigroup theory; neutron flux; neutron spectra; nuclear reactions; reactor cores; s codes; thermal neutrons

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  • IPEN-DOC 24006

    PEREIRA, IRACI M. ; MORAES, DAVI A. ; BUENO, ELAINE I.. Monitoring system for an experimental facility using GMDH methodology. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: This work presents a Monitoring System developed based on the GMDH - Group Method of Data Handling methodology to be used in an Experimental Test Facility. GMDH is a combinatorial multi-layer algorithm in which a network of layers and nodes is generated using a number of inputs from the data stream being evaluated. The GMDH network topology has been traditionally determined using a layer by layer pruning process based on a pre-selected criterion of what constitutes the best nodes at each level. The traditional GMDH method is based on an underlying assumption that the data can be modeled by using an approximation of the Volterra Series or Kolmorgorov-Gabor polynomial. The Fault Test Experimental Facility was designed to simulate a PWR nuclear power plant and is composed by elements that correspond to the pressure vessel, steam generator, pumps of the primary and secondary reactor loops. The nuclear reactor core is represented by an electrical heater with different values of power. The experimental plant will be fully instrumented with sensors and actuators, and the data acquisition system will be constructed in order to enable the details of the temporal analysis of process variables. The Fault Test Experimental Facility can be operated to generate normal and fault data. These failures can be added initially with small magnitude, and their magnitude being increasing gradually in a controlled way. The database will interface with the plant supervisory system SCADA (Supervisory Control and Data Acquisition) that provides the data through standard interface.

    Palavras-Chave: algorithms; artificial intelligence; computerized simulation; failures; g codes; polynomials; pwr type reactors; reactor cores; s codes; test facilities; volterra integral equations

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  • IPEN-DOC 09257

    OLIVEIRA, C.; YORIYAZ, H. ; OLIVEIRA, M.C.; FERREIRA, L.M.. Monte Carlo simulation for dose distribution calculations in a CT-based phantom at the Portuguese gamma irradiation facility. In: INTERNATIONAL TOPICAL MEETING ON INDUSTRIAL RADIATION AND RADIOISOTOPE MEASUREMENT APPLICATIONS, 5th, June 9-14, 2002, Bologna, Italy. 2002.

    Palavras-Chave: monte carlo method; computerized simulation; radiation dose distributions; computerized tomography; phantoms; s codes; gamma radiation; irradiation plants; dosimetry

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  • IPEN-DOC 19417

    SANCHEZ, ANDREA; ABE, ALFREDO . Nuclear criticality safety parameter evaluation for uranium metallic alloy. 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: uranium alloys; nuclear fuels; criticality; safety analysis; s codes; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 17019

    PIOVEZAN, PAMELA; CARLUCCIO, THIAGO; DOMINGOS, DOUGLAS B.; ROSSI, PEDRO R.; MURA, LUIZ F.. On the use of serpent Monte Carlo code to generate few group diffusion constants. 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: c codes; energy spectra; group constants; monte carlo method; neutron transport theory; pwr type reactors; s codes; stochastic processes

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  • IPEN-DOC 15463

    CARLUCCIO, THIAGO; MAIORINO, JOSE R. ; SANTOS, ADIMIR dos . On the utilization of SCALE to generate time dependent cross sections and depletion analysis: the case of Th-Pu cell. In: ANS TOPICAL MEETING ON REACTOR PHYSICS, September 10-14, 2006, Vancouver, Canada. Proceedings... 2006.

    Palavras-Chave: cross sections; time dependence; burnup; thorium; plutonium; s codes

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Exemplo:

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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