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 con la población neutrónica y como ésta se comporta de una generación de neutrones a otra), otro parámetro es el flujo neutrónico (el cual está relacionado con la producción de potencia), un parámetro más es la potencia térmica de un ensamble combustible e incluso del núcleo completo reactor (que servirá para cuantificar cuanta energía podemos obtener del combustible nuclear). A nivel comercial existen numerosos códigos que han sido desarrollados por instituciones en el extranjero, los cuales están ampliamente verificados y validados. En éste caso, como parte del proyecto AZTLAN platform, se cuenta con el código AZTRAN, el cual está en desarrollo.
Flujos rápido y térmico para una celda de combustible
El nombre del código AZTRAN se pensó de la siguiente manera: AZ hace referencia a la Plataforma AZTLAN, y TRAN a la teoría de“Transporte” de neutrones en la cual se basa el código para hacer los análisis, en este caso, AZTRAN es un código que resuelve la ecuación de transporte de neutrones para varios grupos de energía en estado estacionario, en tres dimensiones, aproximando la dependencia angular por el método de ordenadas discretas y la dependencia espacial por el método nodal tipo elemento finito RTN-0. El código determina en forma numérica el factor de multiplicación efectiva (keff), la distribución del flujo angular de neutrones en cada punto, dado el número de grupos de energía y regiones que caracterizan algún arreglo en particular, además de la potencia radial y axial de un ensamble combustible. En el formalismo aquí desarrollado no se presenta la dependencia temporal ya que el código aún no la tiene integrada sin embargo se trabaja en dicha implementación. La idea original de AZTRAN es poder realizar estudios neutrónicos de núcleos en tres dimensiones con ensambles de combustible de secciones transversales cuadradas típicos de reactores BWR y PWR.