Desarrollo de una plataforma mexicana para el análisis y diseño de reactores nucleares
AZTRAN in Parallel. En este artículo publicado en Progress in Nuclear Energy 137 (2021), se presentan avances en el desarrollo y verificación de la Paralelización del código AZTRAN. Abstract AZTRAN is a 3D parallel SN neutron transport code developed for the AZTLAN Platform project, an initiative devoted to developing a Mexican platform for analysis and […]
Una vez más AZTLAN Platform participará dentro de este magno evento, consulta el Programa en la liga que se encuentra abajo: Programa completo: https://cdn.flipsnack.com/widget/v2/widget.html?hash=tkaxsl9zhm
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En el congreso anual de la SNM 2016 llevado a cabo en la ciudad de Villahermosa, Tabasco, se presentó el siguiente trabajo: “Solución de la Ecuación de Transporte con Dispersión Anisotrópica en un Ensamble tipo BWR Usando el Código AZTRAN”. El artículo presentado tiene el siguiente resumen: Debido al actual poder de cómputo que se […]
Dentro de pocos días se llevará a cabo el XXVII Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana y el XV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica evento conjunto a celebrarse del 3 al 6 de Julio de 2016, teniendo como sede el Hotel Hilton, en la ciudad de Villahermosa, Tabasco, México. En […]
Cuando se analizan reactores nucleares es necesario contar con programas de cómputo con los cuales poder determinar ciertos parámetros de interés dentro del área de la física de reactores o para los ingenieros encargados del reactor dentro de una central nucleoeléctrica. Algunos de los parámetros de interés son: el factor de multiplicación efectiva (directamente relacionado […]
En el congreso anual de la SNM 2015 llevado a cabo en la ciudad de Puerto Vallarta, Jalisco, se presentó el siguiente trabajo: “Desarrollo e Implementación de un Conjunto de Cuadraturas Numéricas de tipo SQN y EQN en el Código de Transporte AZTRAN”. El artículo presentado tiene el siguiente resumen: Los códigos de transporte determinísticos […]
En el congreso anual de la SNM 2014 llevado a cabo en la ciudad de Boca del Río, Veracruz, se presentaron varios trabajos por parte del grupo Neutrónica, uno de ellos es el siguiente: “Analisis comparativo de resultados entre CASMO, MCNP y SERPENT para una suite de problemas Benchmark en reactores BWR” El artículo presentado […]