Desarrollo de una plataforma mexicana para el análisis y diseño de reactores nucleares
Verification of the multi-group diffusion code AZNHEX using the OECD/NEA UAM Sodium Fast Reactor Benchmark En este artículo publicado en Annals of Nuclear Energy 114 (2018) 592–602, se presenta un ejercicio de verificación del código AZNHEX aplicado a reactores rápidos. Abstract AZNHEX is a novel 3D neutron diffusion code for nuclear core analysis with hexagonal-z […]
Del 2 al 5 de julio de 2018 se llevó a cabo el congreso anual de la SNM. El equipo AZTLAN participó con 7 trabajos: Paralelización, en Grupos de Energía y Direcciones Angulares en el Código AZTRAN usando MPI (S12041). Analysis of a Sodium-Cooled Fast Reactor during ULOF and UTOP transients using the AZTHLIM code […]
Del 3 al 6 de Mayo de 2015, se presentó el trabajo “AZTLAN: Mexican Platform for Analysis and Design of Nuclear Reactors” en la conferencia internacional “International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP-2015)”. Fue la primera vez que se presentó el proyecto ante la comunidad nuclear internacional. Abstract: The AZTLAN Platform project is […]
En el congreso anual de la SNM 2015 realizado en Puerto Vallarta, Jalisco, México se presentó una Metodología para Realizar un Análisis de Sensibilidad e Incertidumbre para las Secciones Eficaces Usando un Modelo Acoplado TRACE-PARCS. El artículo presentado tiene el siguiente resumen: Se implementó una metodología para realizar un análisis de sensibilidad e incertidumbre para […]
En el congreso anual de la SNM 2014 realizado en Boca del Río Veracruz, se presentó ante la comunidad nuclear mexicana el proyecto AZTLAN platform. El artículo presentado tiene el siguiente resumen: El proyecto Aztlan platform es una iniciativa nacional liderada por el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, que reúne a las principales casas públicas […]