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 de reactores nucleares) y que resuelve la ecuación de transporte de neutrones en 3D usando el método de ordenadas discretas SN, en estado estacionario y geometría cartesiana. Como parte de las actividades del Grupo de Trabajo 4 (Grupo de Usuarios) del proyecto AZTLAN, en este trabajo se realiza la validación del código AZTRAN utilizando como ejemplos el Benchmark de Yamamoto, del año 2002, para reactores LWR. Para comparación es utilizado el código comercial CASMO-4 y el código libre SERPENT-2; además, los resultados son comparados con los datos obtenidos de un artículo del congreso PHYSOR 2002. El Benchmark consiste en un pin de combustible, dos celdas de UO2 y otras dos de MOX; se tiene un problema de cada celda para cada tipo de reactor PWR y BWR.
BWR lattice
A pesar de que el código AZTRAN se encuentra en una fase temprana de desarrollo, los resultados obtenidos son alentadores y cercanos a los reportados con otros códigos y metodologías aceptados internacionalmente.