El análisis y diseño de reactores nucleares, conlleva del uso de herramientas de cómputo capaces de realizar cálculos numéricos a gran escala. En este sentido, la Plataforma Aztlán cuenta con un módulo para el análisis y diseño de reactores nucleares, particularmente aquellos clasificados como reactores rápidos. Estos reactores se caracterizan por tener ensambles de combustible de geometría prismática con base hexagonal, enfriados por algún metal líquido. Como resultado de este diseño y del combustible que se emplea, las fisiones son producidas por neutrones con energías superiores a 100keV. Algunos ejemplos de estos reactores son el concepto High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR) y los reactores rápidos de cría como el Liquid Metal Fast Breeder Reactor (LMFBR).
El código AZNHEX de la Plataforma Aztlán, es la herramienta encargada de analizar neutrónicamente el tipo de reactores antes mencionados. Su base de trabajo es la solución de la ecuación de difusión de neutrones en tres dimensiones, ya sea para reactores en estado estacionario o dependiente del tiempo. Dicha solución se obtiene a través de aproximaciones, generadas mediante la implementación de métodos nodales, por lo que AZNHEX se fundamenta en el uso del método nodal RTN-0 (Raviart-Thomas-Nédélec de índice cero), para dar solución a la ecuación de difusión de neutrones, en tres dimensiones, con dependencia en tiempo.
En conclusión, el código AZNHEX (AZtlán Nodal HEXagonal), es un código neutrónico enfocado al análisis y diseño de reactores nucleares con elementos barra (ya sean ensambles de combustible, barras de control, reflectores, etc) de geometría prismática con corte transversal hexagonal, cuya tarea es la de dar solución a la ecuación de difusión de neutrones en tres dimensiones y con dependencia en tiempo, de tal manera que se puede obtener el factor efectivo de multiplicación de neutrones o keff, el flujo de neutrones, así como la distribución de potencia, tanto a nivel radial como axial.