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Comparación y validación de los resultados del código AZNHEX v.1.0 con el código MCNP simulando el núcleo de un reactor rápido refrigerado con sodio

Comparación y validación de los resultados del código AZNHEX v.1.0 con el código MCNP simulando el núcleo de un reactor rápido refrigerado con sodio

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-20). Resumen: El proyecto AZTLAN surgió como una iniciativa a nivel nacional para lograr posicionar a México a un nivel competitivo en temas de software para el análisis de reactores nucleares, […]