Desarrollo de una plataforma mexicana para el análisis y diseño de reactores nucleares
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 […]
Donec lobortis efficitur sapien id semper. Pellentesque in massa consectetur, ultricies risus scelerisque, mollis orci. Vestibulum ante ipsum primis in faucibus orci luctus et ultrices posuere cubilia Curae; Sed quis magna vestibulum orci facilisis tristique id ut libero. In vel dui et ligula mollis dictum id quis elit. Vestibulum in eros nec orci maximus venenatis […]
Sed egestas eget nunc quis placerat. Nam quis nisi sed massa congue congue at sed justo. Aenean ultrices justo ac consectetur placerat. Etiam vitae ante pretium, blandit enim sit amet, accumsan nibh. Duis odio urna, dignissim non auctor quis, iaculis sit amet eros. Fusce nec ligula laoreet, suscipit arcu interdum, varius sem. Proin nibh odio, […]
Lorem ipsum dolor sit amet, consectetur adipiscing elit. Aenean mattis, justo vitae blandit luctus, urna mi vehicula odio, sed lobortis urna diam elementum augue. Fusce rutrum mollis dolor vel ultrices. Aliquam sed enim sit amet dolor dapibus viverra. Vestibulum a ipsum rutrum, aliquam urna non, pulvinar quam. Ut dignissim, felis eget tempus vestibulum, enim tellus […]