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IPEN-DOC 09815
- LEONARDO, LUCIO
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Determinacao de tricio e estroncio-90 no controle radiologico do IPEN-CNEN/SP.
2004.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
72 p.
Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo.
Palavras-Chave: tritium; strontium 90; liquid scintillators; environment; radiation monitoring; iear-1 reactor; radioactive effluents
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IPEN-DOC 15577
- MONTEIRO, RAQUEL A.
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Avaliacao do potencial de adsorcao de U, Th, Pb, Zn e Ni pelas fibras de coco
/ Evaluation of potential of adsorption of U, Th, Pb, Zn and Ni by the coir pith
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2009.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
Sao Paulo.
78 p.
Orientador: Mitiko Yamaura.
DOI:
10.11606/D.85.2009.tde-29082011-144757
Abstract: A biomassa residual proveniente de atividades agrícolas tem sido avaliada como biossorvente de metais e compostos orgânicos devido às propriedades adsortivas, ao baixo custo, abundância e ser uma fonte renovável. Neste trabalho apresenta-se a eficiência das fibras de coco como biossorvente na remoção de íons de U, Th, Pb, Zn e Ni de meio aquoso. A fibra de coco é um sub-produto do coco, uma fonte natural renovável. O estudo foi realizado por ensaio em batelada. Estudaram-se a influência do pH 1 a 8, a dosagem das fibras de coco e o tempo de equilíbrio. Verificou-se que a adsorção aumenta com o aumento do pH e da dose. Os modelos de Langmuir e Freundlich foram aplicados para descrever a isoterma de equilíbrio de adsorção. A cinética do processo foi analisada a partir dos modelos de pseudo- primeira e pseudo-segunda ordem. Calculou-se a energia livre de Gibbs. No intervalo de concentração de 100 mg.L-1 a 500 mg.L-1, o processo de adsorção foi melhor descrito pela equação de Langmuir para os íons Pb2+ e Zn2+ e Freundlich para os íons UO2 2+, Th4+ e Ni2+. A cinética foi melhor representada pelo modelo de pseudo-segunda ordem. O processo de biossorção para remoção dos íons das soluções foi considerado espontâneo. Os resultados são promissores indicando perspectivas de aplicação das fibras de coco como biossorvente de íons de U, Th, Pb, Zn e Ni em processos de tratamento de águas residuárias.
Palavras-Chave: coconuts; bioadsorbents; decontamination; aqueous solutions; radioactive effluents; uranium; thorium; lead; zinc; nickel; removal
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IPEN-DOC 19893
- CRAESMEYER, GABRIEL R.
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Tratamento de efluente contendo urânio com zeólita magnética
/ Treatment of effluent containing uranium with magnetic zeolite
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2013.
Dissertação (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
94 p.
Orientador: Denise Alves Fungaro.
DOI:
10.11606/D.85.2013.tde-19122013-151812
Abstract: No presente estudo obteve-se com sucesso o compósito zeólita:magnetita usando-se como material de partida sulfato ferroso para síntese da magnetita e cinzas leves de carvão para síntese da fase zeolítica. A zeólita foi sintetizada por tratamento hidrotérmico alcalino e as nanopartículas de magnetita foram obtidas pela precipitação de íons Fe2+ em uma solução alcalina. Uma reprodutibilidade foi alcançada na preparação de diferentes amostras do nanocompósito zeolítico. O material foi caracterizado pelas técnicas de espectrometria de Infravermelho, difratometria de raios-X de pó, fluorescência de raios-X, microscopia eletrônica de varredura com a técnica de EDS, massa especifícia e área específica e por outras propriedades físico-químicas. O compósito era constituído pelas fases zeolíticas hidroxisodalita e NaP1, magnetita, quartzo e mulita das cinzas remanescentes do tratamento alcalino e magnetita incorporada na sua estrutura. A capacidade de remoção de U(VI) de soluções aquosas sobre o compósito zeólita:magnetita foi avaliada pela técnica descontínua. Os efeitos do tempo de contato e da concentração inicial do adsorbato sobre a adsorção foram avaliados. Determinou-se o tempo de equilíbrio do sistema e foram avaliados os modelos cinéticos de pseudo-primeira ordem, pseudo-segunda ordem e o modelo de difusão intrapartícula. Um tempo de contato de 120 min foi suficiente para a adsorção do íon uranilo alcançar o equilíbrio. A velocidade de adsorção seguiu o modelo cinético de pseudo-segunda-ordem, sendo que a difusão intrapartícula não era a etapa determinante do processo. Dois modelos de isotermas de adsorção, os modelos de Langmuir e de Freundlich, também foram avaliados. O modelo de Langmuir foi o que melhor se ajustou aos dados experimentais. A partir do modelo cinético e da isoterma que melhor descreveram o comportamento do sistema foi possível calcular os valores teóricos para a capacidade máxima de adsorção do U(VI) sobre o compósito zeólita:magnetita. As capacidades máximas de remoção calculadas foram de 20,7 mg.g-1 pela isoterma de Langmuir e de 23,4 mg.g-1 pelo modelo cinético de pseudo-segunda ordem. O valor experimental obtido foi 23,3 mg.g-1.
Palavras-Chave: magnetite; magnetic materials; zeolites; coal; fly ash; radioactive effluents; uranium; removal; physical properties; hydrothermal systems; thermal analysis; x-ray diffraction; infrared spectra; scanning electron microscopy; icp mass spectroscopy; x-ray fluorescence analysis; computer codes; data processing
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IPEN-DOC 02810
- MIERZWA, JOSE C.
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Estudo sobre tratamento integrado de efluentes quimicos e radioativos, introduzindo-se o conceito de descarga zero.
1996.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
172 p.
Orientador: Humberto Gracher Riella.
Palavras-Chave: chemical effluents; radioactive effluents; environment; release limits
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IPEN-DOC 04230
- SEKI, CELIA R.
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Monitoracao dos efluentes liquidos radioativos gerados pelo IPEN-CNEN/SP, otimizacao dos metodos de controle existentes.
1990.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
São Paulo.
95 p.
Orientador: Barbara Paci Mazzilli.
Palavras-Chave: brazilian cnen; radioactive effluents; monitoring; quality control
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IPEN-DOC 25962
- GERALDO, BIANCA
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Caracterização radioisotópica dos filtros de purificação da água do circuito primário do reator IEA-R1, e efluentes líquidos eventualmente liberados, por meio de técnicas radioanalíticas de separação para a determinação dos radionuclídeos de difícil medição e fatores de escala
/ Radioisotopic characterization of the water purification filters of the primary circuit of the IEA-R1 reactor, and eventually released liquid effluents, using radioanalytical separation techniques for the determination of difficult-to-measure radionuclides and scaling factors
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2018.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
80 p.
Orientador: Júlio Takehiro Marumo.
Coorientador: Roberto Vicente.
DOI:
10.11606/T.85.2019.tde-23072019-143255
Abstract: Técnicas radioquímicas de separação têm sido comumente utilizadas para a caracterização de rejeitos radioativos. No entanto, a determinação de radionuclídeos emissores alfa, beta e gama por análise radioquímica, em amostras de filtro cartucho utilizado no processo de retratamento da água de um reator do tipo piscina, não foi abordada anteriormente na literatura. Este trabalho tem como objetivo estabelecer um método de solubilização para os filtros, identificar e quantificar os radionuclídeos presentes nestes rejeitos, sendo eles os Radionuclídeos Chaves (RC) (60Co, 108mAg, 110mAg) e principalmente os Radionuclídeos de Difícil Medição (RDM) (63Ni, 90Sr, 234U, 235U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Pu, 241Am, 242Cm e 243+244Cm), para posterior aplicação do método de Fator de Escala (FE) no trabalho rotineiro de caracterização de rejeitos radioativos. A distribuição dos radionuclídeos no filtro cartucho foi investigada pela determinação dos radionuclídeos emissores gama e os resultados obtidos foram utilizados para calcular o escore-Z. Os resultados indicaram que todos os filtros podem ser considerados homogêneos, atendendo aos critérios de homogeneidade recomendados pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA), e com isso foi possível definir a quantidade de amostras representativas a serem analisadas. Foram determinados, a partir de dados analíticos, a correlação existente entre os RDMs e RCs selecionados e foram obtidos FEs para todos os RDMs, com exceção do 241Pu.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; pool type reactors; research reactors; filters; purification; liquid wastes; radioactive effluents; radioactive waste processing; radioisotopes; fission products; solubility; radionuclide kinetics; radionuclide migration; radionuclide metrology; ion exchange; ion exchange chromatography; gamma radiation; beam extraction; separation processes; scale models; standardization; comparative evaluations
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IPEN-DOC 22016
- VIEIRA, LUDMILA C.
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Aplicação de macrófitas como biossorventes no tratamento de rejeitos radioativos líquidos
/ Application of macrophytes as biosorbents for radioactive liquid waste treatment
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2016.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
80 p.
Orientador: Júlio Takehiro Marumo.
DOI:
10.11606/D.85.2016.tde-31102016-142433
Abstract: O rejeito radioativo como qualquer outro tipo de resíduo, precisa receber tratamento adequado. É necessário considerar suas características físico-químicas e radiológicas para a escolha da ação apropriada para o tratamento e a deposição final do rejeito. Muitas técnicas de tratamento utilizadas hoje são economicamente dispendiosas, inviabilizando muitas vezes o seu uso e impulsionando o estudo de outras técnicas de tratamento. Uma dessas técnicas é a biossorção, que demonstra alto potencial quando aplicada a rejeitos radioativos. Essa técnica utiliza materiais de origem biológica para a remoção de metais. Dos potenciais biossorventes encontrados, as macrófitas aquáticas apresentam-se vantajosas e possibilitam a remoção do urânio presente no rejeito radioativo líquido a baixo custo. O objetivo deste estudo foi avaliar a capacidade de biossorção das macrófitas aquáticas Pistia stratiotes, Limnobium laevigatum, Lemna sp e Azolla sp no tratamento dos rejeitos radioativos líquidos. Este trabalho foi dividido em duas etapas, uma de caracterização e preparação e outra de ensaios de biossorção, realizados com soluções de urânio e com rejeito real. As biomassas foram testadas na sua forma bruta e os ensaios de biossorção foram realizados em frascos de polipropileno contendo 10 mL de solução de urânio ou 10 mL de rejeito radioativo e 0,20 g de biomassa. O comportamento das biomassas foi avaliado por meio da cinética de sorção e modelos de isotermas. As maiores capacidades de sorção foram observadas com as macrófitas Lemna sp com 162,1 mg/g e para a Azolla sp com 161,8 mg/g. Os tempos de equilíbrio obtidos foram de 1 hora para a Lemna sp, e de 30 minutos para a Azolla sp. Com o rejeito real, a macrófita Azolla sp apresentou uma capacidade de sorção de 2,6 mg/g. Estes resultados sugerem que a Azolla sp possui maior capacidade de biossorção, sendo a mais indicada para estudos mais detalhados de tratamento de rejeitos radioativos líquidos.
Palavras-Chave: radioactive waste management; waste processing; radioactive effluents; liquid wastes; sorptive properties; absorbents; absorption; aquatic organisms; plants; biomass; polypropylene; organic compounds; uranium alloys; isothermal processes; langmuir frequency; scanning electron microscopy; ultraviolet radiation
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IPEN-DOC 20171
- FERREIRA, NELSON L.D.
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Aplicação dos conceitos de indivíduo representativo e de grupo crítico para o controle ambiental de instalações nucleares no Brasil
/ The use of representative person and critical group concepts for environmental control of nuclear facilities in Brazil
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2014.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
135 p.
Orientador: Barbara Paci Mazzilli.
DOI:
10.11606/T.85.2014.tde-06102014-084721
Abstract: De acordo com a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), a avaliação de impacto radiológico ambiental resultante da liberação de radionuclídeos para o meio ambiente, devido à operação normal de instalações nucleares, para propósito de proteção do público, é feita considerando o conceito de grupo crítico. Contudo, em 2006, a International Commission on Radiological Protection (ICRP), para o mesmo propósito, propôs a adoção do conceito de indivíduo representativo. Uma vez que, em algum momento, o Brasil possa adotar esse novo conceito, no presente trabalho são avaliadas as alterações, em termos de procedimentos de cálculo e dos consequentes resultados, decorrentes da aplicação da metodologia de indivíduo representativo em comparação com a metodologia de grupo crítico atualmente utilizada para o controle regulatório das instalações nucleares brasileiras. Como referência, utilizou-se as potenciais liberações de radionuclídeos previstas para a operação normal da Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio (USEXA), localizada no Centro Experimental Aramar (CEA). De forma específica, os objetivos são: efetuar a avaliação de impacto radiológico ambiental para o CEA, utilizando as duas metodologias recomendadas (determinística e probabilística) para o indivíduo representativo, conforme descritas pela ICRP (2006); efetuar a comparação dos resultados obtidos com essas metodologias com os obtidos com a metodologia utilizada para o grupo crítico; e efetuar uma análise crítica da necessidade e da disponibilidade de dados para a aplicação dessas metodologias, bem como das suas consequências para o controle operacional do CEA. Com base nos resultados obtidos, destaca-se que a utilização da metodologia de cálculo de grupo crítico continua sendo uma maneira simples e eficiente para a avaliação de impacto radiológico ambiental, quando comparada à utilização da metodologia de indivíduo representativo, o que torna o estabelecimento de programas de monitoramento e, consequentemente, o controle radiológico ambiental, mais simples e objetivos.
Palavras-Chave: nuclear power plants; environmental impacts; icrp critical group; personnel; radioactive effluents; radioactive wastes; radioisotopes; uranium hexafluoride; radiation monitoring; radiation protection
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IPEN-DOC 26631
- LAINETTI, FABIANA de F.
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Desenvolvimento do projeto arquitetônico de uma unidade móvel de irradiação do IPEN-CNEN/SP para o tratamento de efluentes industriais
/ Development of the architectural design of a mobile electron beam accelerator unit of IPEN-CNEN/SP for the treatment of industrial effluents
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2019.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
64 p.
Orientador: Wilson Aparecido Parejo Calvo.
DOI:
10.11606/D.85.2020.tde-06022020-153956
Abstract: No mundo, há um aumento na demanda por água para consumo humano, bem como a priorização do uso de recursos hídricos disponíveis para abastecimento público. Nos países em desenvolvimento, como o Brasil, boa parte das águas residuais são despejadas sem tratamento em rios, lagos ou oceanos. Portanto, é necessário adotar estratégias que visem maximizar o uso dos recursos hídricos e minimizar os impactos negativos relacionados à geração de efluentes pelas indústrias. As necessidades de preservar o meio ambiente, bem como a busca pelo desenvolvimento sustentável, geraram várias ações de grupos não governamentais e mudanças na legislação em muitos países. Como consequência, restrições foram impostas quanto à liberação de efluentes no meio ambiente. O IPEN-CNEN/SP decidiu desenvolver e construir uma unidade de irradiação de feixe móvel para o tratamento de efluentes industriais. A unidade móvel terá como uma de suas principais vantagens a possibilidade de tratar os efluentes no local onde a fonte está localizada, eliminando custos e problemas burocráticos associados ao transporte de resíduos, além de divulgar a tecnologia em diversos locais no Brasil. Para implementar o projeto, o IPEN-CNEN/SP vem consolidando parcerias com empresas nacionais e internacionais. Os recursos para o desenvolvimento da unidade foram fornecidos pela Agência Brasileira de Inovação (FINEP) e pela Agência Internacional de Energia Atômica, financiando o Projeto Nacional da IAEA TC Project BRA1035 - Mobile electron beam accelerator to treat and recycle industrial effluents. O layout foi discutido com o objetivo de facilitar a manutenção do equipamento; o bem-estar e ergonomia dos operadores; otimização do espaçamento e também compatibilizar a necessidade da presença de equipamentos e espaço para os operadores.
Palavras-Chave: irradiation plants; nuclear facilities; design; architecture; research programs; linear accelerators; electron beams; mobility; wastewater treatment; radioactive effluents; liquid wastes; industrial wastes
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IPEN-DOC 24473
- SAKAI, MAYARA C. de C.B.
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Análise e gerenciamento dos efluentes gerados no processo produtivo do combustível nuclear
/ Analysis and management of effluents generated in the nuclear fuel production process
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2017.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
95 p.
Orientador: Elita Fontenele Urano de Carvalho.
DOI:
10.11606/D.85.2018.tde-31012018-154253
Abstract: O Brasil com o propósito de se tornar autossuficiente na produção de radioisótopos e fontes radioativas usados na medicina nuclear, na agricultura e no meio ambiente desenvolveu o projeto de um reator multipropósito de 30 megawatts de potência para atender a demanda nacional. No Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), o Centro de Combustível Nuclear (CCN) é responsável pela fabricação dos combustíveis para o reator IEA-R1 e, possivelmente, pelos combustíveis do reator multipropósito. Com o intuito de atender a demanda para os reatores foi projetada uma nova planta de fabricação com a capacidade máxima de 60 combustíveis por ano, o qual atualmente é de dez. O aumento da produção consequentemente aumentará o volume de efluentes gerados. A atual preocupação com o meio ambiente faz-se necessário elaborar um plano de gestão para tornar o processo sustentável, o qual ocasionará em benefícios ambientais, econômicos e sociais. O processo produtivo do combustível gera vários tipos de efluentes, contendo urânio ou não, sendo sólidos, líquidos e gasosos com características físicas e químicas variadas. Esse estudo tem como objetivo identificar, caracterizar e segregar os efluentes gerados em todo o processo produtivo de obtenção do combustível nuclear do tipo MTR (Materials Testing Reactors). No desenvolvimento do presente trabalho foram utilizadas como base a Resolução n° 357, de 17 de março 2005, e a Resolução n° 430, de 13 de maio de 2011 do Conselho Nacional do Meio Ambiente CONAMA. Com os resultados obtidos foi possível determinar que os efluentes líquidos são os principais aspectos que podem causar contaminação ao meio ambiente, e a atual situação do CCN mostra que 30% do efluente líquido possui tratamento de recuperação de urânio; 20% dos efluentes líquidos são reutilizados na composição química em que foi gerado; 35% descartado diretamente ao meio ambiente de acordo com a legislação. O restante dos efluentes líquidos, cerca de 15%, estão em fase de desenvolvimento do processo de tratamento.
Palavras-Chave: radioactive wastes; radioactive effluents; chemical effluents; gaseous wastes; liquid wastes; particle resuspension; radioactive waste disposal; structural chemical analysis; environmental impacts; pollution abatement; toxic materials; environmental protection; pollution laws; radiation protection laws; regulations; uranium recycle; nuclear fuels; iear-1 reactor
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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.
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