Este trabajo se presentó en el Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana Villahermosa 2016 y se publicó en las memorias de la SNM (ST-21).
Resumen:
En este trabajo se presenta un análisis de resultados obtenidos de simulaciones realizadas con el código de transporte de neutrones AZTRAN y el código cinético de difusión de neutrones AZKIND, basado en comparaciones con modelos correspondientes a un típico BWR, con el fin de verificar el comportamiento y confiabilidad de los valores obtenidos con dicho código para su actual desarrollo. Para esto se hicieron simulaciones de diferentes geometrías haciendo uso de códigos nucleares ya validados, como CASMO, MCNP5 y SERPENT. Los resultados obtenidos se consideran adecuados ya que son comparables con los obtenidos y reportados con otros códigos, basados principalmente en el factor de multiplicación de neutrones y la distribución de potencia de los mismos.
