El Grupo de Usuarios (GU) está conformado por las instituciones involucradas en el desarrollo de la plataforma AZTLAN: el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, la Escuela Superior de Física y M […]

En el grupo de los reactores de Generación IV se encuentran los reactores rápidos enfriados con metales líquidos (LMFR), los cuales están refrigerados con sodio y plomo. Estos metales se han propuesto ya que tie […]

La Universidad Autónoma Metropolitana UAM se ha enfocado en el desarrollo de modelos matemáticos y numéricos para simular procesos de transferencia de calor por conducción en barras de combustible nuclear y fen […]

Las metodologías de acoplamiento multifísico son un tema complejo con muchas posibles combinaciones. En general, un sistema bajo estudio en el que se deben de considerar distintos fenómenos físicos todos aco […]

En un reactor nuclear, la parte neutrónica está encargada de calcular los flujos neutrónicos y a su vez de poder predecir la distribución de potencia dentro del núcleo de un reactor. Dicha distribución de poten […]

El objetivo principal del análisis de seguridad es demostrar que se cumplen todos los requisitos de seguridad en gran medida; es decir que existe un margen suficiente entre los valores reales de los parámetros m […]

El desarrollo de software para el análisis de centrales nucleares, relacionados con la administración del combustible y la seguridad en la operación del reactor nuclear, viene creciendo y evolucionando en los úl […]

Un reactor rápido (Fast Reactor) es un tipo de reactor nuclear que opera con neutrones cuyas energías se encuentran en el espectro rápido (alta energía cinética). A diferencia de los reactores térmicos. Los rápid […]

Cuando se analizan reactores nucleares es necesario contar con programas de cómputo con los cuales poder determinar ciertos parámetros de interés dentro del área de la física de reactores o para los inge […]

El código “AZtlan KInetics in Neutron Diffusion”, AZKIND, forma parte de los códigos neutrónicos seleccionados para su implementación en la plataforma AZTLAN. AZKIND está compuesto por dos programas de cómputo: […]

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 algun […]

El proyecto AZTLAN platform es una iniciativa nacional liderada por el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, que reúne a las principales casas públicas de estudios superiores de México como son el In […]

El módulo de termo-mecánica a desarrollar en la plataforma AZTLAN tiene como objetivo el análisis multi-físico del elemento combustible, considerando la interacción termo mecánica teniendo en cuenta la expos […]

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El grupo de termohidráulica estuvo presente en el Curso sobre Combustible Nuclear que se llevó a cabo del día 27 de junio al 1 de julio del 2016 en la ciudad de Madrid, España, en las instalaciones de la Esc […]

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La reunión se realizó en la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS), en la Ciudad de México, el día lunes 20 de octubre de 2014, con la participación de representantes de la propia CNSNS […]