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IPEN-DOC 03360
- VIEIRA NETO, ANTONIO S.
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Rally-m: Um sistema computacional para a analise de confiabilidade.
1988.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
226 p.
Orientador: Jose Messias de Oliveira Neto.
Palavras-Chave: nuclear engineering; reliability; computer codes; reliability; computer codes
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IPEN-DOC 06657
- ALBUQUERQUE, LEVI B. de
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Categorizacao de tensoes em modelos de elementos finitos de conexoes bocal-vaso de pressao.
1999.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
127 p.
Orientador: Miguel Mattar Neto.
Palavras-Chave: pressure vessels; nozzles; stress analysis; finite element method; three-dimensional calculations; geometry; a codes; pwr type reactors; nuclear engineering; reactor technology
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IPEN-DOC 05031
- LIMA, RITA de C.F. de
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Comportamento termoidraulico de vareta aquecida eletricamente durante transitorio de fluxo critico de calor.
1997.
Tese (Doutoramento) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
115 p.
Orientador: Pedro Carajilescov.
Palavras-Chave: boilers; boiling detection; boiling; critical heat flux; dryout; fuel pellets; fuel rods; heat transfer; hot spots; nuclear engineering; reactor safety; reactor technology; reactors; rewetting
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IPEN-DOC 25448
- FREIRE, LUCIANO O.
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Metodologia de especificação e projeto aplicado a usinas nucleares móveis
/ Specification and design methodology applied to mobile nuclear power plants
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2018.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
183 p.
Orientador: Delvonei Alves de Andrade.
DOI:
10.11606/T.85.2018.tde-01112018-155151
Abstract: A importância de métodos de projeto vem crescendo nos últimos anos à medida que sistemas sócio-técnicos complexos se tornam mais numerosos. Além da complexidade, o tamanho e o investimento financeiro destes sistemas amplificam a gravidade dos erros de projeto. O objetivo geral deste trabalho foi desenvolver uma metodologia de especificação e projeto que reduza o tempo e energia para desenvolver um sistema complexo cujas funções sejam conhecidas a priori, gerenciando em paralelo os riscos. O objetivo específico foi verificar a viabilidade econômica de usinas nucleares móveis de pequeno porte. Este trabalho adotou como princípio a lei construtal que prevê o sucesso de sistemas que facilitem os fluxos necessários à sua existência. Após a identificação dos fatores chave para facilitar o fluxo de informações, esta tese desenvolveu um conjunto de conceitos para facilitar o trabalho de engenharia. Aplicando tais conceitos, este trabalho desenvolveu sequências de atividades que descrevem o método proposto, sendo cada atividade detalhada por uma lista de requisitos. A demonstração das vantagens do método proposto foi feita por meio de análise de árvore de eventos e árvore de falhas. Usando o método, esta tese desenvolveu especificações e projetos em vários níveis (empresarial, usina, caldeira nuclear, circuito primário e gerador de vapor). Baseando-se em dados da marinha americana, esta tese desenvolveu um modelo de custo para reatores de pequeno porte. Concluiu que a energia nuclear pode ser competitiva se a potência elétrica média efetiva ao longo da vida útil ficar acima de 30MWe e se o tempo de vida útil for igual ou maior do que 60 anos. Tal fato decorre dos altos custos de aquisição que requerem uma vida longa para compensar o investimento e dos efeitos de economia de escala especialmente pronunciados para reatores a água pressurizada.
Palavras-Chave: mobility; nuclear power plants; energy security; energy supplies; design; nuclear engineering; metrology; ship propulsion reactors; nuclear ships; steam; vapor generators; physical vapor deposition; maritime laws; atomic energy laws; environmental policy; radiation protection
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IPEN-DOC 22018
- CARDOZO, NELSON X.
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Desenvolvimento de um sistema de irradiação para produção de radioisótopos gasosos aplicados em processos industriais
/ Development of a irradiation system for production of gaseous radioisotopes applied in industrial processes
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2016.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
75 p.
Orientador: Wilson Aparecido Parejo Calvo.
DOI:
10.11606/D.85.2017.tde-09012017-080638
Abstract: Dentre as diversas aplicações dos radioisótopos, a utilização dos radiotraçadores é considerada uma das mais importantes, no diagnóstico de funcionamento dos equipamentos de processos, em plantas de indústrias químicas e petroquímicas. Os radiotraçadores são utilizados em procedimentos analíticos para obtenção de dados qualitativos e quantitativos de sistemas, em estudos de transferências físicas e físico-químicas. Na produção de radioisótopos gasosos utilizados como traçadores em processos industriais, destacam-se o 41Ar e 79Kr, gases nobres (inertes) que possuem baixa reatividade com os demais elementos químicos. O 41Ar é um emissor gama de alta energia (1,29 MeV) e apresenta elevada porcentagem de transformações com essa energia, o que resulta em quantidades relativamente pequenas necessárias em relação a outras para uma detecção eficaz, mesmo em componentes com grandes espessuras. Atualmente, a produção de radioisótopos gasosos em reatores nucleares de pesquisa é realizada em pequenas quantidades (bateladas), por meio de ampolas de quartzo contendo o gás natural 40Ar ou 78Kr. Nesse sentido, o objetivo desse estudo é desenvolver um sistema de irradiação capaz de produzir em escala contínua, o radioisótopo gasoso 41Ar, dentre outros, com atividade de 7,4x1011 Bq (20 Ci) por ciclo de irradiação, por meio do Reator IEA-R1 de 4,5 MW, fluxo de nêutrons térmicos médio de 4,71 x 1013 ncm-2s-1, para suprir uma demanda existente em empresas de END e inspeções, e pelo próprio Centro de Tecnologia das Radiações, no IPEN/CNEN-SP. O sistema de irradiação (SI) é constituído por uma cápsula de irradiação em alumínio, linhas de transferência, válvulas agulhas, conexões anilhadas, conectores rápidos, manovacuômetro, sistema de vácuo, dewar de liquefação, blindagem em chumbo, cilindros de armazenamento e transporte (CAT), dentre outros. O SI foi aprovado nos testes de estanqueidade e estabilidade (testes de formação de bolhas, pressurização, evacuação e com equipamento leak detector SPECTRON 600 T). Na produção experimental para obtenção de 1,07x1011 Bq (2,9 Ci) de 41Ar, distribuíram-se dosímetros de alanina em diversos componentes e dispositivos do SI. Além disso, determinaram-se as taxas de exposição na parede da blindagem em chumbo, ao concentrar o gás radioativo liquefeito e no CAT, após a transferência do 41Ar, pelo medidor de radiação portátil Teletector ® Probe 6150 AD-t/H.
Palavras-Chave: argon 41; krypton 79; tracer techniques; radiators; irradiation capsules; valves; joints; pressure gages; dewars; lead; storage; shielding materials; leak detectors; iear-1 reactor; petrochemicals; chemistry; industry; gaseous diffusion; radiation sources; isotope production; quality control; quantitative chemical analysis; nuclear engineering
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IPEN-DOC 21979
- REIS JUNIOR, JOSE S.B.
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Métodos e softwares para análise da produção científica e detecção de frentes emergentes de pesquisa
/ Methods and software for scientific production analysis and detection of emerging research trends
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2015.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
106 p.
Orientador: Antonio Carlos de Oliveira Barroso.
DOI:
10.11606/D.85.2016.tde-14102016-131850
Abstract: O progresso de projetos anteriores salientou a necessidade de tratar o problema dos softwares para detecção, a partir de bases de dados de publicações científicas, de tendências emergentes de pesquisa e desenvolvimento. Evidenciou-se a carência de aplicações computacionais eficientes dedicadas a este propósito, que são artigos de grande utilidade para um melhor planejamento de programas de pesquisa e desenvolvimento em instituições. Foi realizada, então, uma revisão dos softwares atualmente disponíveis, para poder-se delinear claramente a oportunidade de desenvolver novas ferramentas. Como resultado, implementou-se um aplicativo chamado Citesnake, projetado especialmente para auxiliar a detecção e o estudo de tendências emergentes a partir da análise de redes de vários tipos, extraídas das bases de dados científicas. Através desta ferramenta computacional robusta e eficaz, foram conduzidas análises de frentes emergentes de pesquisa e desenvolvimento na área de Sistemas Geradores de Energia Nuclear de Geração IV, de forma que se pudesse evidenciar, dentre os tipos de reatores selecionados como os mais promissores pelo GIF - Generation IV International Forum, aqueles que mais se desenvolveram nos últimos dez anos e que se apresentam, atualmente, como os mais capazes de cumprir as promessas realizadas sobre os seus conceitos inovadores.
Palavras-Chave: reactors; power generation; reactor monitoring systems; reactor technology; site characterization; nuclear engineering; computer networks; tools; technology transfer; research programs; comparative evaluations; data covariances; data base management; data compilation; data tagging; distributed data processing; documentation; information centers; information dissemination; information retrieval; information theory; knowledge management; performance; accuracy; specificity; tolerance
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IPEN-DOC 22025
- SANTANA, PATRICIA M.
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Expressão de tireotrofina humana em células de embrião de rim humano (HEK293)
/ Human tryrotropin expression in human embrionic kidney cells (HEK293)
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2016.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
64 p.
Orientador: Maria Teresa de Carvalho Pinto Ribela.
DOI:
10.11606/D.85.2016.tde-05122016-160030
Abstract: Neste trabalho foi transfectada uma linhagem de células embrionárias de rim humano (HEK293) com os genes das subunidades α e β da tireotrofina humana (hTSH), hormônio glicoproteico secretado pela hipófise. Após 5 dias de cultivo obteve-se uma concentração de hTSH no meio condicionado de 0,95μg/mL. O material foi concentrado e purificado utilizando uma estratégia envolvendo duas etapas, uma cromatografia de troca catiônica e uma cromatografia líquida de alta eficiência (HPLC) de fase reversa, que permitiu uma recuperação de 55% e uma pureza >90%. O produto purificado (hTSH-HEK) foi analisado e comparado a uma preparação comercial obtida em células CHO (hTSH-CHO) e a uma preparação hipofisária (hTSH-Pit). A identidade e a pureza do hTSH-HEK foram avaliadas por métodos físicoquímicos e imunológico (espectrometria de massa MALDI-TOF, HPLC de exclusão molecular e de fase reversa, SDS-PAGE e ensaio imunoradiométrico). A porção glicídica do hTSH-HEK foi avaliada pela análise do perfil dos N-glicanos e o comportamento biológico deste hormônio foi avaliado por bioensaio in vivo e estudo farmacocinético. As 3 preparações apresentaram pureza equivalente (97%) e a massa molecular relativa do hTSH-HEK foi 2,1% menor do que a do hTSH-CHO e 2,7% maior do que a do hTSH-Pit. A maior hidrofobicidade relativa, avaliada por RP-HPLC, foi a do hTSH-HEK. Os N-glicanos identificados no hTSH-HEK foram do tipo complexo, apresentando predominantemente estruturas tri-antenárias, enquanto no hTSH-CHO e no hTSH-Pit as estruturas bi-antenárias foram predominantes. Foram detectadas diferenças significativas relacionadas à composição dos carboidratos para estas preparações, um teor muito menor de ácido siálico e muito maior de fucose foram observados no hTSHHEK. Foi confirmada a atividade biológica das 3 preparações, sendo a bioatividade do hTSHHEK 39% e 16% inferior à do hTSH-CHO e hTSH-Pit, respectivamente. A meia-vida circulatória do hTSH-HEK foi menor (1,5 X) que a do hTSH-CHO e a do hTSH-Pit (1,2 X). De acordo com esses resultados o hTSH-HEK pode ser considerado uma alternativa viável para aplicações clínicas especialmente por sua origem humana e composição de carboidratos.
Palavras-Chave: animal cells; kidneys; embryonic cells; animal tissues; tissue cultures; recombinant dna; trh; thyroid; liberins; peptide hormones; protein engineering; glycoproteins; pituitary gland; carbohydrates; bioassay; labelled compounds; cations; chromatography; high-performance liquid chromatography; gamma spectrometers; beta spectrometers; spectrometers; pulse analyzers; nuclear engineering
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IPEN-DOC 21985
- UMBEHAUN, PEDRO E.
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Desenvolvimento de um elemento combustível instrumentado para o reator de pesquisa IEA-R1
/ Development of an instrumented fuel assembly for the IEA-R1 research reactor
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2016.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
100 p.
Orientador: Delvonei Alves de Andrade.
DOI:
10.11606/T.85.2016.tde-30062016-132417
Abstract: Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; water cooled reactors; enriched uranium reactors; research reactors; reactor cores; graphite moderated reactors; beryllium moderated reactors; fuel assemblies; fuel elements; reactor components; plates; thermal hydraulics; thermal analysis; flow rate; dynamic function studies; flow regulators; temperature surveys; nuclear engineering; comparative evaluations
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IPEN-DOC 25948
- SANTOS, MARCELO M. dos
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Avaliação estrutural de um elemento combustível do tipo placa para um reator nuclear compacto
/ Structural evaluation of a plate-type fuel element for a compact nuclear reactor
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2019.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
108 p.
Orientador: Miguel Mattar Neto.
DOI:
10.11606/D.85.2019.tde-08082019-140803
Abstract: A melhoria nos aspectos de eficiência e de segurança dos reatores nucleares compactos está diretamente ligada às inovações nos combustíveis e na geometria dos Elementos Combustíveis - ou E.C. - como é o caso do tipo Placa, em comparação com o do tipo Vareta. Do ponto de vista mecânico, garantir que a estrutura de um E.C. está segura para funcionar em um reator PWR compacto é afirmar que esta cumpre os requisitos funcionais de projeto para estruturas deste tipo e aplicação, presentes na norma ANSI/ANS-57.5-1996; e também que as tensões resultantes dos carregamentos impostos sobre si são menores do que os limites mecânicos admissíveis para os seus materiais estruturais, de acordo com a norma ASME III, divisão 1, subseção NB. Para desenvolver uma metodologia de análise mecânica buscando verificar o atendimento aos critérios das normas citadas, foi proposto um modelo conceitual computacional de E.C. placa e, posteriormente, este modelo foi submetido a uma série de análises computacionais que simularam a aplicação das combinações dos principais carregamentos atuantes. Os resultados extraídos das análises revelaram que os valores das tensões resultantes da aplicação dos carregamentos foram inferiores aos valores dos limites admissíveis dos materiais que compõem os seus componentes. Foi observado, também, que os deslocamentos resultantes não ultrapassaram os limites funcionais, que são o contato entre estruturas semelhantes vizinhas e/ou o contato da região superior desta estrutura com as estruturas de suporte do vaso de pressão que o contém.
Palavras-Chave: fuel elements; fuel plates; zircaloy; inconel 718; uranium alloys; molybdenum; mechanical tests; compactors; pwr type reactors; pressure vessels; stresses; materials testing reactors; thermodynamics; mechanical tests; mathematical models; computer codes; nuclear engineering
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IPEN-DOC 29230
- FREITAS NETO, LUIZ G. de
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Concepção de núcleo de reator de sal fundido de tório para propulsão naval
/ Thorium molten salt reactor core design for naval propulsion
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2022.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
154 p.
Orientador: Delvonei Alves de Andrade.
Coorientador: Adimir dos Santos.
DOI:
10.11606/T.85.2022.tde-19102022-153721
Abstract: O reator de sal fundido faz parte da quarta geração de reatores nucleares e tem sido objeto de várias pesquisas contemporâneas. Ele opera a altas temperaturas e a baixa pressão, possui um refrigerante primário que não muda de fase, além de possuir segurança intrínseca e dimensões reduzidas. Com foco nestes quesitos, este reator pode ser utilizado em embarcações de comércio marítimo, com requisito de não ser necessário o reabastecimento durante a vida útil do navio. Esta tese propõe uma concepção de núcleo de um reator de sal fundido a ser empregado na propulsão naval. Baseado no conceito do Radkowsky Thorium Reactor, que estabelece região de blanket e de seed para componentes de um elemento combustível a ser empregado em um reator de água leve, propôs-se a utilização desse conceito em um núcleo de grafite no reator de sal fundido. O bloco de grafite possui uma matriz de orifícios circulares, consistindo de orifícios centrais com diâmetro menor, denominado de seed, e outros que se localizam ao redor destes, contornando-os, com diâmetro maior, o blanket. Foi utilizado sal combustível com F, Li, Be, Th e 233U, no qual o elemento físsil possui maior probabilidade de fissionar na região central (seed), que gera nêutrons que transmutam o material fértil em físsil na região periférica (blanket). Simularam-se diversas configurações mantendo o combustível líquido igual em todo o circuito primário. Procurou-se obter uma estrutura do núcleo que maximize o fator de conversão, a fim de regenerar o combustível nuclear e prolongar o tempo de vida de operação do reator. Outros fatores também foram analisados, como a distribuição espacial do fluxo e da taxa de fissão, o fluxo por unidade de letargia e parâmetros da queima do combustível. Uma estrutura de núcleo foi obtida e analisada em relação ao desligamento por barras de controle e de segurança manufaturadas com carbeto de boro. Conclui-se que o combustível exaurido pode ser utilizado em outra configuração de núcleo com a área de seed maior, com a finalidade de prolongar a operação atendendo ao objetivo proposto inicialmente.
Palavras-Chave: nuclear power; thorium reactors; ship propulsion reactors; molten salt fuels; molten salt coal gasification process; reactor core restraints; reactor design; nuclear engineering
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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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