Desarrollo de una plataforma mexicana para el análisis y diseño de reactores nucleares
Verification of the multi-group diffusion code AZNHEX using the OECD/NEA UAM Sodium Fast Reactor Benchmark En este artículo publicado en Annals of Nuclear Energy 114 (2018) 592–602, se presenta un ejercicio de verificación del código AZNHEX aplicado a reactores rápidos. Abstract AZNHEX is a novel 3D neutron diffusion code for nuclear core analysis with hexagonal-z […]
Initial verification of AZNHEX hexagonal-z neutron diffusion code with MCNP6 for two different study cases En este artículo publicado en Progress in Nuclear Energy 106 (2018) 284–292, se presentan avances en la verificación del código AZNHEX Abstract The core of the AZTLAN Mexican reactor analysis platform consists of a thermo-hydraulic code (AZTHECA), a neutron transport […]
Del 2 al 5 de julio de 2018 se llevó a cabo el congreso anual de la SNM. El equipo AZTLAN participó con 7 trabajos: Paralelización, en Grupos de Energía y Direcciones Angulares en el Código AZTRAN usando MPI (S12041). Analysis of a Sodium-Cooled Fast Reactor during ULOF and UTOP transients using the AZTHLIM code […]
Premio a la mejor publicación del 2017 para AZTLAN En el congreso anual de la Sociedad Nuclear Mexicana que se realizó en conjunto con la Sección Latino Americana de la American Nuclear Society en 2017 en la Ciudad de México, se otorgó el premio a la mejor publicación del año como es costumbre. La publicación […]
HPC implementation in the time-dependent neutron diffusion code AZKIND En este artículo publicado en Annals of Nuclear Energy 99 (2017) 174 – 182 se presenta un resumen del desarrollo del código AZKIND con una implementación HPC para acelerar el cálculo de problemas numéricamente grandes. Abstract This article presents a summary of the development of the […]
Este trabajo se presentó en el Congreso Técnico Científico ININ-SUTIN 2014 y posteriormente se publicó en el libro Trabajo Técnico Científico ININ-SUTIN 2014 ISBN 978-607-812-003-1. Resumen: El módulo AZTRAN es un programa de cómputo que forma parte de la plataforma AZTLAN y que resuelve la ecuación de transporte de neutrones en 3D usando el método […]
Del 3 al 6 de Mayo de 2015, se presentó el trabajo “AZTLAN: Mexican Platform for Analysis and Design of Nuclear Reactors” en la conferencia internacional “International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP-2015)”. Fue la primera vez que se presentó el proyecto ante la comunidad nuclear internacional. Abstract: The AZTLAN Platform project is […]
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 acoplados entre sí, representa un reto matemático, físico y numérico si es que se desea usar programas de cómputo para encontrar soluciones aproximadas a dicho […]
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 potencia se usa en la parte termohidráulica, pues es directamente proporcional a la fuente de calor. La parte termohidráulica estará encargada […]
La manera en que la termohidráulica retroalimenta a la neutrónica es por medio de Secciones Eficaces (XS). Las XS son funciones multi-variable que dependen de muchos factores, entre ellos los parámetros termohidráulicos previamente definidos. Las secciones eficaces usualmente se calculan usando códigos determinísticos que resuelven la ecuación de transporte en estructuras bien definidas, como puede […]