Development, verification, and validation of the parallel transport code AZTRAN

Development, verification, and validation of the parallel transport code AZTRAN

AZTRAN in Parallel. En este artículo publicado en Progress in Nuclear Energy 137 (2021), se presentan avances en el desarrollo y verificación de la Paralelización del código AZTRAN. Abstract AZTRAN is a 3D parallel SN neutron transport code developed for the AZTLAN Platform project, an initiative devoted to developing a Mexican platform for analysis and […]

HPC implementation in the time-dependent neutron diffusion code AZKIND

HPC implementation in the time-dependent neutron diffusion code AZKIND

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 […]

Tesis realizadas dentro del GT-1 Neutrónica

Tesis realizadas dentro del GT-1 Neutrónica

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 […]

Solución de la Ecuación de Transporte con Dispersión Anisotrópica Usando el Código AZTRAN…

Solución de la Ecuación de Transporte con Dispersión Anisotrópica Usando el Código AZTRAN…

En el congreso anual de la SNM 2016 llevado a cabo en la ciudad de Villahermosa, Tabasco, se presentó el siguiente trabajo: “Solución de la Ecuación de Transporte con Dispersión Anisotrópica en un Ensamble tipo BWR Usando el Código AZTRAN”. El artículo presentado tiene el siguiente resumen: Debido al actual poder de cómputo que se […]

Cálculos de Celdas de Combustible Nuclear Usando el Módulo AZTRAN

Cálculos de Celdas de Combustible Nuclear Usando el Módulo AZTRAN

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 […]

Metodología en la implementación de la cinética en el código de transporte AZTRAN

Metodología en la implementación de la cinética en el código de transporte AZTRAN

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 […]

Modelado de Celdas de Combustible Nucleares Heterogéneas Usando el Módulo AZTRAN

Modelado de Celdas de Combustible Nucleares Heterogéneas Usando el Módulo AZTRAN

Este trabajo se presentó en la XX Reunión Nacional Académica de Física y Matemáticas 2015 realizada en la Escuela Superior de Física y Matemáticas del IPN. Resumen: Se presenta el modelado de un problema benchmark de un PWR con combustible MOX y UO2 y con 7 grupos de energía sin homogeneización espacial, lo cuál implica […]

Desarrollo e Implementación de Cuadraturas Numéricas de tipo SQN y EQN en AZTRAN…

Desarrollo e Implementación de Cuadraturas Numéricas de tipo SQN y EQN en AZTRAN…

En el congreso anual de la SNM 2015 llevado a cabo en la ciudad de Puerto Vallarta, Jalisco, se presentó el siguiente trabajo: “Desarrollo e Implementación de un Conjunto de Cuadraturas Numéricas de tipo SQN y EQN en el Código de Transporte AZTRAN”. El artículo presentado tiene el siguiente resumen: Los códigos de transporte determinísticos […]