Navegação por assunto "radiation dose ranges"

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  • IPEN-DOC 27700

    SILVA, GRAZIELA M. da . Avaliação da radioatividade natural e artificial em farinhas comercializadas na cidade de São Paulo por espectrometria gama de alta resolução / Evaluation of natural and artificial radioactivity in flours commercialized in the city of São Paulo by high resolution gamma spectrometry . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 83 p. Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-01032021-095035

    Abstract: Uma das contribuições mais relevantes para a dose efetiva recebida pelos seres humanos proveniente de fontes naturais de radiação é a dose por ingestão. As concentrações de radionuclídeos naturais em alimentos variam significativamente não apenas com os diferentes tipos de alimentos, mas também com níveis de radiação de fundo, clima e condições agrícolas. Na literatura, poucos trabalhos apresentam dados de dose efetiva pela ingestão de farinhas, amplamente utilizada como dieta de subsistência em todo o mundo. No presente trabalho, as concentrações de atividades de radionuclídeos naturais e artificiais foram analisadas por espectrometria gama de alta resolução em 38 amostras de farinha (trigo, milho, mandioca, arroz, soja, centeio, aveia e rosca) comumente comercializadas na cidade de São Paulo, Brasil. A partir dessas concentrações foram calculadas as doses efetivas por ingestão para os radionuclídeos considerados. Para os radionuclídeos naturais foram obtidas concentrações de atividade na faixa de 25 Bq.kg-1 a 663 Bq.kg-1 para o 40K, de 0,97 Bq.kg-1 a 4,47 Bq.kg-1 para o 226Ra e de 9,91 Bq.kg-1 a 42,41 Bq.kg-1 para o 232Th. As doses efetivas obtidas estão entre 0,34 μSv.a-1 e 10,56 μSv.a-1 para o 40K, entre 0,67 μSv.a-1 e 18,35 μSv.a-1 para o 226Ra e entre 5,62 μSv.a-1 a 114,02 μSv.a-1 para o 232Th. Os valores de dose efetiva recomendados pela UNSCEAR e IAEA por ingestão de alimentos contendo radionuclídeos naturais são de 140 μSv.a-1 e de 1 mSv.a-1, respectivamente, para os indivíduos do público. Todos os radionuclídeos artificiais estudados, 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am, apresentaram valores de concentração de atividades abaixo da concentração mínima detectável (CMD), utilizada para o cálculo de dose efetiva. Os valores médios obtidos para 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am foram de 0,04 μSv.a-1, 0,03 μSv.a-1, 0,13 μSv.a-1, 0,001 μSv.a-1, 0,01 μSv.a-1, 0,05 μSv.a-1 e 0,4 μSv.a-1, respectivamente, para público adulto. Para público infantil os valores médios obtidos para os radionuclídeos artificiais recomendados foram de 0,04 μSv.a-1, 0,03 μSv.a-1, 0,01 μSv.a-1, 0,9 μSv.a-1, 0,1 μSv.a-1, 0,4 μSv.a-1 e 0,6 μSv.a-1, para os radionuclídeos 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am, respectivamente, inferiores aos valores recomendados pelo CODEX de 1 mSv.a-1. Todas as amostras apresentaram valores de concentração de atividade na faixa dos valores da literatura e inferiores aos limites recomendados não apresentando riscos à saúde a partir da ingestão das farinhas analisadas.

    Palavras-Chave: gamma spectroscopy; gamma detection; radiometric surveys; natural radioactivity; gamma radiation; sample preparation; radiation dose ranges; effective radiation doses; dose limits; gamma dosimetry; radiation detection; limiting values; food; human populations; brazil

  • IPEN-DOC 25705

    CAMARGO, F.; GONCALVES, J.A.C. ; BUENO, C.C. . A comparison between rad-hard float zone silicon diodes as gamma dosimeter in radiation processing. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 7, n. 2A, p. 1-13, 2019. DOI: 10.15392/bjrs.v7i2A.681

    Abstract: In this work, we report on the results obtained with rad-hard Standard Float Zone (STFZ) and Diffused Oxygenated Float Zone (DOFZ) silicon diodes in radiation processing dosimetry. The dosimetric probes were designed to operate in the direct current mode, as on-line radiation dosimeter. The irradiation of the samples was performed using a 60Co source with a dose rate of almost 2.4 kGy/h. The current response of each diode was measured as a function of the exposure time in steps from 5 kGy up to 50 kGy to achieve a total absorbed dose of 275 kGy. In this dose range it is observed a significant decrease in the photocurrent generated in both devices due to gamma radiation defects produced in their active volumes. To mitigate this effect, the samples were pre-irradiated with 60Co gamma rays at 700 kGy. Despite of being less sensitive, these devices presented stable and reproducible current signals with a relative sensitivity decrease of about 19% within the whole range of dose studied. The dose-response curves of the pre-irradiated diodes showed quadratic behavior with correlation coefficient higher than 0.9999 for total absorbed dose up to 275 kGy. The comparison of the diodes’ dosimetric responses evidenced that the best result was achieved with the DOFZ, which exhibited slightly higher sensitivity and stability than the STFZ devices. However, it is important to note that all pre-irradiated diodes can be used as gamma dosimeters in radiation processing applications.

    Palavras-Chave: gamma dosimetry; gamma radiation; absorbed radiation doses; comparative evaluations; zone melting; cobalt 60; silicon diodes; radiation dose units; irradiation; dose rates; oxygen; radiation dose ranges

  • IPEN-DOC 21825

    SECCO, MARCELLO . Desenvolvimento de dispositivo movimentador automatizado de amostras com vista à aplicação em medidas de radioisótopos que possuem curto tempo de meia-vida / Development of controller of acquisition and sample positioner for activation for use in measurements of short half-life radioisotopes . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 118 p. Orientador: Frederico Antonio Genezini. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-06062016-085324

    Abstract: Medidas de espectroscopia gama de alta resolução têm diversas aplicações. Aplicações envolvendo medidas de radioisótopos de meia-vida curta podem apresentar problemas de baixa precisão nas contagens quando a fonte radioativa está distante do detector e de perda de acurácia por efeitos de tempo morto e empilhamento de pulsos em situação de altas taxas de contagens. Um modo de minimizar esses problemas é alterando a posição da fonte radioativa durante o processo de medição, aproximando-a do detector conforme sua atividade diminui e assim maximizando o número de contagens medidas. Neste trabalho, foi desenvolvido o Movimentador de Amostras Radioativas Automatizado (MARA), um aparato de baixo custo, feito com materiais de baixo número atômico e leve, projetado e construído para auxiliar nas medidas de espectroscopia gama, capaz de controlar a distância entre a fonte e o detector, permitindo inclusive que ocorra alteração dessa distância durante o processo de medição. Por ser automatizado ele otimiza o tempo do operador, que tem total liberdade para criar suas rotinas de medidas no dispositivo, além de evitar que o mesmo tome uma parcela da dose radioativa. Foi também feita uma interface que permite controle do MARA e a programação do sistema de aquisição de dados. Foram realizados testes para otimização da operação do sistema MARA e foi verificada a segurança de operação do MARA, não apresentando nenhuma falha durante seus testes. Foi aplicado o teste de repetitividade, por meio de medições com uma fonte calibrada de 60Co, e verificou-se que o sistema de movimentação de prateleiras automatizado reproduziu os resultados do sistema estático com confiabilidade de 95%.

    Palavras-Chave: nanoseconds living radioisotopes; half-life; radiation dose distributions; radiation dose ranges; radiation dose units; frequency measurement; data acquisition systems; gamma spectroscopy; cobalt 60 target; safety standards; control systems; resource development; automation; semiconductor detectors; decay

  • IPEN-DOC 26173

    CAMARGO, GUSTAVO E.; FERREIRA, ADEMAR O.; NERY, ANDRESSA D. ; SAUEIA, CATIA R. ; NISTI, MARCELO B. . Determination of gross alpha and beta radioactivity by liquid scintillation counting in drinking water consumed in the cities of Paraná-Brazil. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 710-715.

    Abstract: The liquid scintillation counting (LSC) is a technique in which the sample is mixed to a chemical organic liquid, forming a scintillation solution, capable to convert the kinetic energy of nuclear emissions into light energy photons. The aim of this study was to quantify the concentration of gross alpha and beta radioactivity in drinking water using the LSC. The water samples were collected in the Paraná cities: Telêmaco Borba, Castro, Tibagi, Reserva, Curiúva, Ponta Grossa, Imbaú and Curitiba. They have free access sources of drinking water to the public. The initial step of the methodology was standardizing the pre-concentration of the water samples by heating on a hot plate from 1 L to a final volume of 50 mL, at maximum temperature of 80°C. An aliquot of 5 mL of the final solution was mixed with 15 mL of the scintillation solution (Hisafe 3) in a vial and measured on a LSC. The equipment used for the measurement of gross alpha and beta activities was a 1220 Quantulus™ Ultra Low Level Liquid Scintillation Spectrometer. The activity concentration of gross alpha varied from <0.10 to 0.20 Bq L-1 and gross beta varied from <0.18 to 0.23 Bq L-1. The results of gross alpha and beta concentration obtained in the samples are below the maximum limits adopted by Ministry of Health in Brazil.

    Palavras-Chave: alpha decay radioisotopes; beta decay radioisotopes; brazil; contamination; drinking water; ecosystems; radiation dose ranges; radioactivity; radioecological concentration; scintillation counting

  • IPEN-DOC 21980

    ANGELOCCI, LUCAS V. . Estudo de casos clínicos em radioterapia através do sistema de planejamento AMIGOBrachy / Clinical cases study on radiotherapy using treatment planning system AMIGOBrachy . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 125 p. Orientador: Hélio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-07102016-123047

    Abstract: O sucesso de uma radioterapia depende do correto planejamento da dose a ser entregue ao volume alvo. Na braquiterapia, modalidade da radioterapia onde um radioisótopo selado é implantado intracavitariamente ou intersticialmente no paciente, há menos avanços em sistemas de planejamento de tratamento computacionais do que na teleterapia, amplamente mais utilizada nos serviços típicos. Porém, a braquiterapia, quando aplicável, é preferível por poupar tecidos sadios vizinhos de uma dose desnecessária. O AMIGOBrachy, um sistema de planejamento para braquiterapia de interface amigável, compatibilidade com outros sistemas comerciais em uso e integrado ao código MCNP6 (Monte Carlo N-Particle Transport Code v. 6) foi desenvolvido no Centro de Engenharia Nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN) e atualmente está em processo de validação. Este trabalho contribuiu para este processo, avaliando três diferentes casos clínicos através do AMIGOBrachy com o formalismo do TG43 da AAPM (Associação Americana de Física Médica), protocolo que rege a dosimetria em braquiterapia, e comparando seus resultados com as distribuições de dose calculadas por outros sistemas comerciais consagrados: Varian BrachyVision TM (Varian Medical Systems; Palo Alto, CA, EUA) e Nucletron Oncentra® (Elekta; Estocolmo, Suécia). Os resultados obtidos estão dentro de uma faixa de concordância de ±10%, estando mais discrepantes em regiões muito próximas do aplicador, onde os sistemas de planejamento comerciais e o AMIGOBrachy divergem devido aos diferentes métodos de cálculo. Em pelo menos dois terços da região de interesse, porém, a dose concordou em uma faixa de ±3% para os três casos. Também foram realizadas simulações utilizando o formalismo do TG186 da AAPM, que considera heterogeneidades no tecido, para avaliar o impacto dos mesmos na dose. Em adição ao processo de validação, também foi realizado um estudo em braquiterapia oftálmica para posterior inserção de um módulo adicional ao AMIGOBrachy; para isso, um modelo de olho humano foi desenvolvido utilizando geometria UM (Unstructured Mesh), para validação com o código MCNP6, que apenas nesta versão demonstra um novo recurso capaz de simular uma geometria híbrida: parcialmente analítica, parcialmente UM. O modelo considera dez diferentes estruturas no olho humano: esclera, coroide, retina, corpo vítreo, córnea, câmara anterior, lente, nervo óptico, parede do nervo óptico, e um tumor definido de forma arbitrária crescendo da superfície externa do globo ocular em direção ao seu centro. Os resultados foram comparados com um modelo de olho puramente analítico modelado com o MCNP6 e tomado como referência. Os resultados foram satisfatórios em todas as simulações desenvolvidas, exceto para as estruturas do nervo óptico e sua parede, que devido ao seu pequeno tamanho e distância da fonte, mostraram erros relativos maiores, mas ainda menores que 10%, e não representam problema de preocupação clínica uma vez que recebem doses muito pequenas. Discutiu-se também a eficácia e problemas encontrados nessa nova capacidade do código MCNP de simular geometrias híbridas, uma vez que é recente e ainda apresenta deficiências, que tiveram que ser contornadas no presente trabalho.

    Palavras-Chave: brachytherapy; monte carlo method; calculation methods; neutron transport theory; radiation doses; dose rates; dose equivalents; radiation dose units; radiation dose distributions; radiation dose ranges; eyes; reactivity; multipolarity; phase space; coordinated research programs; specifications; standards

  • IPEN-DOC 24241

    OLIVEIRA, L.N. ; VIEIRA, S.L.; SCHIMIDT, F.; ANTONIO, P.L. ; CALDAS, L.V.E. . Evaluation of polybutadiene rubbers using FTIR spectra. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 05, n. 02, p. 01-07, 2017. DOI: 10.15392/bjrs.v5i2.198

    Abstract: Radiation dosimetry for medical and industrial purposes has increasingly evolved over the last few decades with the introduction of various new detectors. Depending on the properties exhibited for radiation dosimetry, some detectors present their applications in a specific area. From a physics point of view, an ideal dosimeter should be able to measure absorbed dose. In this work, synthetic materials based on polybutadiene rubbers (PBR) were proposed as a new class of radiation detectors. The influence of radiation dose on their properties has been investigated for application in radiation dosimetry. The rubber samples were exposed to absorbed doses from 10 Gy up to 250 Gy, using a 60Co Gamma Cell-220 system. Their responses were carried out with a Fourier Transform Infrared (FTIR) Spectrometer to investigate the presence of absorbance peaks. The results suggested the existence of a relationship between the absorbed doses and the absorbance peaks associated with stretching (1300-1200 cm-1), deformation (1450-1340 cm-1) and vibration (1500-1400 cm-1) processes in the material.

    Palavras-Chave: absorbed radiation doses; butadiene; cobalt 60; dosimetry; fourier transformation; infrared spectra; peaks; radiation detectors; radiation dose ranges; radiation protection; rubbers

  • IPEN-DOC 27884

    TESSARO, A.P.G. ; VICENTE, R. ; MARUMO, J.T. ; TEIXEIRA, A.C.S.C.; ARAUJO, L.G. . Preliminary studies on electron beam irradiation as a treatment method of radioactive oil sludge. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, n. 1A, p. 1-16, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v9i1A.1416

    Abstract: Radiation-induced advanced oxidation processes have been proposed for the treatment of various types of wastes. However, electron beam technologies for the removal of recalcitrant compounds in petroleum wastes are still poorly understood. This work aims at evaluating the effects on the degradation of organic matter from oil sludge by electron beam irradiation. Characterization methods were employed to identify the chemical elements present in the waste. Radiometric analysis was performed to identify radionuclides and measure dose rates. Preliminary immobilization of the untreated waste with cement indicated resistance values very close to the minimum established in national regulation. To treat the waste, an electron beam accelerator, model Dynamitron II, with variable current up to 25 mA was employed and the irradiation doses ranged from 20 to 200 kGy. Solutions were prepared with an initial H2O2 concentration of 1.34 mol·L-1. The effects on the removal of total organic carbon are discussed.

    Palavras-Chave: dose rates; electron beams; irradiation; oils; radiation dose ranges; radioactive waste processing; radioactive wastes; radioisotopes; radiometric analysis; sludges

  • IPEN-DOC 27492

    FILHO, FRANCISCO A. de A. . Projeto e desenvolvimento de um posicionador radiográfico de crânio para cães e gatos / Design and development of a radiographic skull positioner for dogs and cats . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 72 p. Orientador: Letícia Lucente Campos Rodrigues. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-05102020-141917

    Abstract: Esse trabalho teve como finalidade desenvolver um posicionador radiográfico que facilite o exame, por permitir que o crânio do animal fique simétrico, mesmo sendo posicionado por tutores, ou seja, pessoa sem treinamento, e que permita imagens com padrão de laudo. No projeto foi estudado o material PMMA (polimetilmelacrilato), por ser transparente, resistente e fácil de higienizar, como também um material que reduz o espalhamento da radiação ionizante e possui número atômico efetivo próximo da água. Para os testes de avaliação de dose foram utilizados dosímetros termoluminescentes (TL) de CaSO4:Dy, produzidos pelo Laboratório de Materiais Dosimétricos do Centro de Metrologia das Radiações (LMD-CMR) do IPEN. Os testes de calibração empregando o equipamento de raios X, como também testes realizados com os simuladores, foram realizados no Laboratório NEWVET. O selecionamento do lote dos dosímetros seguiu as orientações do CASEC (Comitê de Avaliação dos Serviços de Ensaio e Calibração). A resposta TL de todas as pastilhas do lote selecionado varia no máximo 23%. Foi avaliada a resposta TL na área de diagnóstico veterinário em função da dose no intervalo de dose e energia de interesse, sendo obtido o comportamento linear da resposta TL de cada porta-dosímetro nos diferentes posicionamentos durante os testes com os posicionadores, com e sem a e utilização de objetos simuladores de crâneo animal. Os resultados apontam para uma uniformidade da energia e da dose média para os diferentes posicionadores no tempo de 0,1s, sendo este o mais utilizado em protocolos de diagnóstico por imagem de crânio para cães e gatos. Os resultados são importantes informações para revisão das normas de proteção radiológica envolvendo humanos e animais, reforçando os cuidados com a radiação ionizante no tocante ao desenvolvimento de técnicas e equipamentos que visem a diminuição de dose no operador e no paciente.

    Palavras-Chave: x-ray radiography; image processing; symmetry; proximity scattering; pmma; polyacrylates; ionizing radiations; radiation dose ranges; dose equivalents; dosimetry; thermoluminescent dosemeters; calcium sulfates; skull; animals; cats; dogs; radiation protection; veterinary medicine

  • IPEN-DOC 26138

    RODRIGUES JR ., ORLANDO ; SANTOS, SILAS C. dos . Stability study of the alanine epr dosimetry system at IPEN/CNEN SP. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 259-264.

    Abstract: The dosimetry system using alanine EPR is a standard secondary calibration system for high doses. IPEN's High Doses Dosimetry Laboratory (LDA) has an Electron Paramagnetic Resonance equipment operating in the X band which performs high dose dosimetry service for electron and X ray fields for the dose range of 10Gy to 200kGy. IPEN has established a dosimetry system based on an alanine dosimeter developed at the institute. The system is composed of pure DL alanine encapsulated in a polyethylene microtube, which allows estimated doses of 10Gy to 200kGy. The advantages of this system are the low signal fading over a long period of time (over 90 days) and dose measurements above 150kGy. The main disadvantage is the difficulty in measures below 10Gy. In order to improve quality assurance services delivered in radiotherapy, commercial alanine dosimeters are being tested and compared with the already established system for measurements with time intervals longer than 90 days. The present work is an evaluation of the commercial L alanine dosimeter signal compared to the alanine dosimeter produced in IPEN. The dosimeters were irradiated with X ray and E beam and doses of 1, 10 and 20Gy. All measurements were performed following the same laboratory protocol based in ISO/ASTM guidelines. Environmental effects such as temperature, sensitivity to light and air humidity, and other storage conditions were evaluated. The results show that the decay of commercial dosimeters over 36 months was 11% higher than that observed in the dosimeter developed in IPEN, indicating the need for a correction factor for the comparison of dosimetry systems.

    Palavras-Chave: alanine-l; calibration; dosemeters; dosimetry; irradiation; radiation dose ranges; radiation doses

  • IPEN-DOC 26280

    JACOVONE, RAYNARA M.S. ; TOMINAGA, FLAVIO K. ; BRANDAO, OCTAVIO A.B. ; GARCIA, RAFAEL H.L. ; SAKATA, SOLANGE K. . Synthesis of reduced graphene oxide by gamma irradiation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 2398-2405.

    Abstract: Graphene is a 2D carbon-based nanomaterial that has a high specific surface area with remarkable physical and chemical properties. These unique properties make graphene a nanomaterial with wide electrochemical applications. However, it is not possible to functionalize graphene sheets and increase their field of application because there are no organic functions in their surface. So, an important precursor of graphene, graphene oxide (GO), then contains oxygen functional groups on the surface is been using functionalized. Partial reduction of graphene oxide leads to reduced graphene, a nanomaterial that combines both properties of graphene and graphene oxide: an excellent electrical and thermal conductivity and remaining oxygen groups that allow its functionalization. In the literature it is described many ways to produce reduced oxide graphene from graphene oxide, such as chemical reduction using hydrazine hydrate or NaBH4 or thermal reduction using high temperatures. Here in it is described an attractive and green process to reduce graphene oxide in aqua solution using gamma radiation. Exfoliated graphene oxide (1-100mg / L) under inert medium was submitted to gamma radiation. The radiation dose ranged from 20 to 80 kGy and the product was centrifuged. The characterization was performed by X-Ray Diffraction (XRD), Infrared Spectroscopy (ATR-FTIR) and Thermogravimetric analysis (TGA). The XRD results demonstrated characteristic diffraction peaks at about 10° and 25° corresponding to GO and Graphene, respectively, indicating the rGO formation. ATR-FTIR showed the characteristic peaks of functional groups (epoxy, hydroxyl and carboxyl) for GO. After the gamma irradiation, it was noticed a reduction at the intensity of the peaks at of carboxyl/carbonyl an increase at aromatic carbon bond. TGA analysis indicated a decrease of the oxygen groups.

    Palavras-Chave: fourier transformation; gamma radiation; graphene; infrared spectra; irradiation; nanomaterials; radiation dose ranges; thermal gravimetric analysis; water; x-ray diffraction

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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.


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