El diseño y operación de un reactor nuclear está totalmente relacionado con la capacidad de predecir la distribución de los neutrones en dicho sistema en función del espacio, la energía y el tiempo y en algunos casos incluso del ángulo. Una parte fundamental de un reactor nuclear es el núcleo el cuál es un medio altamente heterogéneo ya que los materiales que lo constituyen varían en su composición isotópica, tanto radial como axialmente. Por lo anterior, es fundamental conocer la distribución de neutrones en el núcleo, lo que se puede hacer resolviendo la ecuación de transporte de neutrones de Boltzmann. El problema es, en general, muy complejo debido al gran número de posibles trayectorias e interacciones (reacciones nucleares) que un neutrón puede experimentar mientras se mueve a través del sistema. Sin embargo, es posible, al menos en teoría, resolver el problema insertando un conjunto completo de secciones eficaces, que representan, para pequeños recorridos, las probabilidades de interacción de los neutrones por unidad de longitud viajada, junto con el arreglo geométrico de los materiales en el sistema. En la práctica, no obstante, las cosas no son tan simples. Primeramente, la dependencia en energía de las secciones eficaces de absorción, dispersión, fisión, etc., es muy compleja para ciertos intervalos de energía y no del todo conocida. Además, en segunda instancia, el arreglo geométrico de los materiales en el reactor es tan complicado que la ecuación de Boltzmann no se podría resolver en un tiempo razonable aun con el uso de súper computadoras. En el Instituto Politécnico Nacional (IPN), a través de la participación de estudiantes, profesores e investigadores de la Escuela Superior de Física y Matemáticas (ESFM), se han desarrollado herramientas computacionales con el propósito de resolver numéricamente diversos modelos que surgen de la Física y de la Ingeniería de Reactores Nucleares como lo son las ecuaciones de transporte y de difusión de neutrones tanto en estado estacionario como dependientes del tiempo incluyendo el modelo de la cinética puntual. Así, varias estrategias se han desarrollado a lo largo de los años para encontrar soluciones numéricas a la ecuación de transporte así como para formas aproximadas de ésta las cuales logran reproducir los fenómenos de interés con cierto grado de precisión.
Los códigos neutrónicos de la plataforma AZTLAN son:
AZTRAN es un código que en su estado actual resuelve la ecuación de transporte de neutrones en ordenadas discretas, para varios grupos de energía, en geometría cartesiana tridimensional y estado estacionario.
AZKIND es un código que por el momento resuelve la ecuación de difusión de neutrones en tres dimensiones, geometría XYZ y dependencia en el tiempo.
AZNHEX es un código, que al igual que AZKIND, resuelve la ecuación de difusión de neutrones en tres dimensiones, geometría Hexagonal-Z y con dependencia en el tiempo.