En un reactor nuclear, la parte neutrónica está encargada de calcular los flujos neutrónicos y a su vez de poder predecir la distribución de potencia dentro del núcleo de un reactor. Dicha distribución de potencia se usa en la parte termohidráulica, pues es directamente proporcional a la fuente de calor. La parte termohidráulica estará encargada de calcular temperaturas (tanto del combustible como del refrigerante), densidades, concentraciones de boro, entre otros parámetros. Estos parámetros termohidráulicos tienen un fuerte impacto en la neutrónica. Por ejemplo, para un reactor térmico, un aumento en la potencia resultará en un aumento en la fuente de calor, lo que a su vez derivará en un aumento de temperaturas y por consiguiente una disminución en la densidad del moderador. La reducción en la densidad del moderador impactará en la calidad de moderación, de tal forma que al haber menos moderador habrá por consiguiente menos neutrones térmicos lo que se traduce en menos fisiones, disminuyendo por consiguiente la potencia del reactor. Este efecto de autocontrol intrínseco en un reactor nuclear se denomina control de reactividad por coeficiente de vacíos y es de vital importancia en los reactores nucleares. Los procedimientos anteriores (sin acoplamiento) permiten considerar este tipo de efectos de manera global usando un modelo de cinética puntual y coeficientes de reactividad basados en el comportamiento global de la potencia. De esta manera, un transitorio con una perturbación local asimétrica (extracción o inserción de una barra de control, por ejemplo) es imposible de analizar de manera precisa.
Para solventar estas limitaciones, en AZTLAN se implementan metodologías de acoplamiento multifísico que permitan estudiar un sistema en el que se deben de considerar distintos fenómenos físicos todos acoplados entre sí. El Grupo de trabajo 3 (GT3), está encargado del acoplamiento de los códigos neutrónicos (AZTRAN, AZKIND y AZNHEX) con el código termohidráulico AZTHECA.