El diseño de reactores requiere estudios de seguridad para garantizar que los reactores se comporten adecuadamente en situaciones incidentales o accidentales. Los estudios de seguridad a menudo implican simulaciones multifísicas donde son necesarias varias ramas de la física de reactores para modelar un fenómeno dado. En esas situaciones, se ha observado que la parte de transporte de neutrones sigue siendo un cuello de botella en términos de tiempos computacionales, con más del 80% del tiempo total. En el caso de los reactores de red hexagonal, los solucionadores de transporte suelen invertir la ecuación de Boltzmann discretizada al discretizar el hexágono regular en rombos o triángulos. En este trabajo, buscamos reducir la carga computacional del solucionador de transporte de neutrones diseñando un esquema de discretización espacial numérica que sea más apropiado para mallas en panal. En nuestros esfuerzos de investigación anteriores, hemos establecido esquemas de discretización interesantes en el contexto de elementos finitos en 2D, y deseamos extenderlos a geometrías en 3D que son prismas con una base hexagonal. En 3D, se derivó un método riguroso para reducir el producto tensorial entre bases 2D y 1D a términos mínimos. Hemos aplicado estas funciones con éxito en un banco de pruebas de reactores - Modelo 4 de Takeda - para comparar y contrastar los resultados numéricos en un contexto físico.