Desarrollo de una plataforma mexicana para el análisis y diseño de reactores nucleares
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 […]
El código “AZtlan KInetics in Neutron Diffusion”, AZKIND, forma parte de los códigos neutrónicos seleccionados para su implementación en la plataforma AZTLAN. AZKIND está compuesto por dos programas de cómputo: NRKin3D y PRTN0, que se desarrollaron en el departamento de Ingeniería Nuclear de la ESFM/IPN. El código AZKIND resuelve las ecuaciones de difusión de neutrones […]
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 […]
La manera en que la termohidráulica retroalimenta a la neutrónica es por medio de Secciones Eficaces (XS). Las XS son funciones multi-variable que dependen de muchos factores, entre ellos los parámetros termohidráulicos previamente definidos. Las secciones eficaces usualmente se calculan usando códigos determinísticos que resuelven la ecuación de transporte en estructuras bien definidas, como puede […]