Análisis neutrónico del combustible de reactores nucleares de alta temperatura Bastida Ortiz, Guillermo Elías; François Lacouture, Juan Luis; |
AZTLAN platform: plataforma mexicana para el análisis y diseño de reactores nucleares Gómez Torres, Armando M.; Puente Espel, Federico; Valle Gallegos, Edmundo del; François Lacouture, Juan Luis; Campo Márquez, Cecilia Martín del; Espinosa Paredes, Gilberto; |
Diseño del núcleo de un reactor rápido de cría/quemado con el código determinístico KANEXT |
Estudio del transitorio error de extracción de barra sin RBM en un BWR Vallejo Quintero, Julio Amhed; Martín del Campo Márquez, Cecilia; Fuentes Márquez, Luis; François Lacouture, Juan Luis; |
Simulación del seguimiento operacional de un reactor BWR con simulate-3 Jiménez Flores, Javier Omar; Martín del Campo Márquez, Cecilia; Fuentes Márquez, Luis; François Lacouture, Juan Luis; |