Este trabajo se presentó en el Congreso Técnico Científico ININ-SUTIN 2014 y posteriormente se publicó en el libro Trabajo Técnico Científico ININ-SUTIN 2014 ISBN 978-607-812-003-1.
Resumen:
El módulo AZTRAN es un programa de cómputo que forma parte de la plataforma AZTLAN y que resuelve la ecuación de transporte de neutrones en 3D usando el método de ordenadas discretas SN, en estado estacionario y geometría cartesiana. En este trabajo se presentan los resultados obtenidos con el programa AZTRAN al modelar un conjunto de celdas de combustible nuclear. Los resultados se comparan con los obtenidos con el código de Monte Carlo SERPENT, el cual, además de utilizarse para determinar una solución de referencia, generó las secciones eficaces que necesita el módulo AZTRAN para realizar el cálculo determinístico. Se calculó el factor de multiplicación infinito (kinf) para cada celda, obteniéndose diferencias máximas de 200 pcm, con lo cual se verifica que el modelado numérico implementado en AZTRAN va en la dirección correcta.
Mapa de sistema modelado generada por AZTRAN