Desarrollo de una plataforma mexicana para el análisis y diseño de reactores nucleares
Tesis de Maestría IMPLEMENTACIÓN DE LA CINÉTICA EN EL CÓDIGO DE TRANSPORTE TRIDIMENSIONAL AZTRAN Autor: Julian Arturo Duran Gonzalez, Lugar de realización: Instituto Politécnico Nacional/Escuela Superior de Física y Matemáticas Grado obtenido: Maestría en Ciencias Fisicomatemáticas Fecha de Examen: 12 de enero de 2017 Resumen: En este trabajo se resuelve numéricamente la ecuación de transporte […]
AZTLAN estará presente en la XXI Reunión Nacional Académica de Física y Matemáticas que se realizará del 24 al 26 de agosto del presente año en la que se presentarán los resultados obtenidos con la más reciente versión de AZTRAN que ya tiene incluida la dependencia en tiempo. Este trabajo sustenta parte de la tesis […]
El análisis y diseño de reactores nucleares, conlleva del uso de herramientas de cómputo capaces de realizar cálculos numéricos a gran escala. En este sentido, la Plataforma Aztlán cuenta con un módulo para el análisis y diseño de reactores nucleares, particularmente aquellos clasificados como reactores rápidos. Estos reactores se caracterizan por tener ensambles de combustible […]
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 […]