Desarrollo de una plataforma mexicana para el análisis y diseño de reactores nucleares
Este trabajo se presentó en el Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana Villahermosa 2016 y se publicó en las memorias de la SNM (ST-21). Resumen: En este trabajo se presenta un análisis de resultados obtenidos de simulaciones realizadas con el código de transporte de neutrones AZTRAN y el código cinético de difusión de neutrones […]
Este trabajo se presentó en el Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana Villahermosa 2016 (snm112748) y se publicó en las memorias de la Sociedad Nuclear Mexicana Villahermosa 2016 (ST-19). Resumen: El módulo AZTRAN es un programa de cómputo que forma parte de la plataforma AZTLAN (plataforma mexicana de modelación para el análisis y diseño […]
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 […]
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 […]