Las metodologías de acoplamiento multifísico son un tema complejo con muchas posibles combinaciones. En general, un sistema bajo estudio en el que se deben de considerar distintos fenómenos físicos todos acoplados entre sí, representa un reto matemático, físico y numérico si es que se desea usar programas de cómputo para encontrar soluciones aproximadas a dicho sistema. Hace algunas décadas, era imposible pensar en un acoplamiento multifísico debido a la gran demanda de recursos computacionales para poder aproximarse numéricamente a una solución. En la actualidad, la evolución del hardware y software permiten hacer frente a estos sistemas multifísicos con un buen grado de detalle.
En el caso de los reactores nucleares, en el pasado, los análisis termohidráulicos y neutrónicos del comportamiento del núcleo de un reactor nuclear se efectuaban de forma separada, aunque ambos debían ajustarse a las mismas condiciones del reactor. Así por ejemplo, los análisis termohidráulicos hacían uso de modelos neutrónicos simplificados, como es el caso de la cinética puntual. El resultado de dichas simulaciones proporcionaba las condiciones a la frontera necesarias para el núcleo del reactor, tales como flujo másico y distribución de temperaturas del refrigerante a la entrada del núcleo, así como funciones dependientes del tiempo para la presión, por ejemplo. En la realidad el problema es mucho más complejo pues estas condiciones a la frontera (provenientes de la parte termohidráulica) son función de la potencia generada en el reactor. De esta forma, la aplicación de estos modelos de cálculo está limitada y depende fuertemente de consideraciones apropiadas en la interfaz acoplada y puede llevar a condiciones muy irreales si es que todas las incertidumbres se toman en cuenta al demandar condiciones a la frontera conservadoras.
El acoplamiento neutrónico-termohidráulico constituye la evolución directa de los métodos antiguos especialmente en los casos en que existe una retroalimentación fuerte entre el comportamiento neutrónico y termohidráulico del núcleo, así como en situaciones en las que el flujo neutrónico se vuelve fuertemente asimétrico y su distribución espacial cambia durante el transitorio analizado. En el caso de la plataforma AZTLAN, el Grupo de trabajo 3 (GT3), está encargado del acoplamiento de los códigos neutrónicos (AZTRAN, AZKIND y AZNHEX) con el código termohidráulico AZTHECA.
