[pt] No projeto de uma usina nuclear PWR, é necessário verificar se os limites de projeto dos seus componentes são respeitados mesmo em condições de operação anormal. O presente trabalho representa uma evolução do programa Sardan, desenvolvido para simulação de transitórios em PWR s. Os novos aspectos incorporados na versão Sardan 2, são: análise da vareta de combustível ou diferenças finitas, modelo de canal aberto para o subcanal crítico e implantação de um modelo simplificado para o sistema de controle automático. O programa foi testado em acidentes condição II, em particular, retirada descontrolada de um conjunto de barras de controle, queda de um conjunto de barras de controle, diluição descontrolada de boro, e os resultados obtidos considerados satisfatórios. / [en] In the design of a PWR nuclear plant it is necessary to verify if the design limits are respected, even under abnormal operation condition. The present work represents an evolution of SARDAN code, developed to simulate transients in PWR, the new aspects incorporeted in SARDAN 2 are: the fuel ROD analysis in finite- diference, an open channel model for the critic subchannel analysis and the introduction of a simplified model for the automatic control system. The program has been tested in accident condition II, in special, uncontrolled ROD cluster assembly bank withoraw, dropped full-length assembly group, uncontrolled Boron dilution, and the results obtained were considered satisfactory.