[pt] O elemento combustível de um reator do tipo LMFBR consiste em um feixe de barras de arranjo triangular com espaçadores helicoidais, contido em um duto hexagonal. Neste trabalho, desenvolve-se o programa ATHEL que incorpora um método determinístico para o cálculo da distribuição de temperatura, baseado em modelos para o cálculo do coeficiente de atrito e redistribuição do escoamento axial, para o escoamento transversal e a mistura térmica turbulenta. Os resultados obtidos foram comparados com dados experimentais disponíveis na literatura, apresentando precisão semelhante aos códigos de análise mais complexa, como é o caso do COBRA e THI3D. O modelo físico utilizado e o programa desenvolvido permitem a realização de análise termohidráulica de reatores de maneira rápida e econômica. / [en] The fuel elemento f na LMFBR consists of a bundle of rods wrapped with an helical wire as spacer, surrounded by an hexagonal duct. In the present work, the ATHEL code is developed a deterministic method to calculate the temperature distribution based on models for the prediction of the friction factor and flow redistribution, for the cross flow and for the turbulent eddy dyffusivity. The obtained results are compared to available experimental data in the literature, yielding equivalent accuracy to more complex analysis code, such as COBRA and THI3D. The developed physical methods and code allow thermalhydraulics analysis of reactors in a very fast and inexpensive way.

[pt] Muitas centrais nucleares do tipo PWR utilizam vapor produzido em geradores de vapor do tipo tubos em U invertido, com recirculação interna natural, nos quais o fluido primário escoa internamente aos tubos e o secundário, entre os tubos e a carcaça. No presente trabalho, é desenvolvido um modelo de simulação termohidráulica, para regime permanente, de tais geradores de vapor, considerando-se o escoamento secundário divididas em duas partes, individualmente homogêneas, e com troca de calor e massa entre elas. O título da mistura bifásica que alimenta a turbina é fixado e a pressão da água de alimentação é determinada. Baseado neste modelo, desenvolveu-se o programa GEVAP, em linguagem Fortran-IV. O modelo é aplicado ao gerador de vapor da central Angra II e os resultados obtidos são comparados com dados de projeto da KWU, sendo considerados satisfatórios. / [en] Many PWR power plants use steam produced in steam generators with inverted U tubes with natural internal recirculation, in which the primary fluid flows inside the tubes and the working fluid, between the tubes and the shell. In the present work, it is developed a model of termohidraulic simulation, for steady state, considering the scondary flow divided in two parts individually homogeneous, and with heat and mass transferences between them. The quality of the two-phase mixture that is fed to the turbine is fixed and, based on this value, the feedwater pressure is determined. The recirculation ratio is intrinscally determined. Based on this model is applied to the steam generator of the Angra II nuclear power palnt and the results are compared with KWU’s design parameters, being considered satisfactory.