Orientador: Prof. Dr. Pedro Carajilescov / Dissertação (mestrado) - Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia, Santo André, 2016. / A utilização de elementos combustíveis do tipo placa, em reatores nucleares, está associada principalmente a reatores de pesquisa e reatores de propulsão naval (navios porta aviões e submarinos), trazendo benefícios imediatos na segurança e no desempenho termo-hidráulico do reator. Códigos computacionais são utilizados para o cálculo do comportamento termo-hidráulico do núcleo. Este trabalho apresenta o desenvolvimento de um código termo-hidráulico para um reator nuclear com elementos combustíveis na forma de placas, em linguagem de programação FORTRAN. A partir da entrada dos parâmetros geométricos e das condições de operação e de contorno do reator, o programa realiza a análise do escoamento em regime permanente de potência ou vazão por meio da solução das equações de conservação de massa, quantidade de movimento e energia; além disso, calcula o mínimo DNBR baseado na análise do canal crítico (faz uma análise de fluxo crítico de calor). O código aumenta a representação da malha radial usando o método da cadeia, realizando os cálculos em duas etapas: na Etapa 1, o núcleo é subdividido em subcanais cujo tamanho é equivalente a um elemento combustível e na Etapa 2, o elemento combustível quente é subdividido em subcanais de tamanho equivalente aos canais que o compõem. Na validação do programa, considerou-se o reator de pesquisa CARR (China Advance Research Reactor) e o reator do LABGENE (Reator brasileiro de propulsão naval), obtendo informações detalhadas do núcleo do reator como a perda de carga, distribuição de fluxo mássico, variação de velocidade e temperatura do escoamento ao longo dos canais, título termodinâmico e fluxo crítico de calor no canal quente. A análise mostrou bons resultados quando verificado frente aos obtidos para o reator CARR e para um típico reator de potência PWR. / The use of plate-type fuel assembly, in nuclear reactors, are mostly associated to researched reactors and naval propulsion reactors (aircraft carriers and submarines), bringing immediate benefits in security and thermal-hydraulic performance of the reactor. Computational codes are used to calculating the thermal-hydraulic core behavior. This project shows the development of thermal-hydraulic code for plate type fuel reactor, written whit FORTRAN programming language. According to geometric input data, operational and boundary conditions, the code involves the analysis of permanent regime of flow and power through the solution of mass, momentum and energy conservation equation; Furthermore, it makes the calculation of minimum DNBR, based on an analysis of critical channel (Making an analysis of the maximum heat flux). The code has maximized the radial mesh with the use of the chain or cascade method for two stages: in the first stage, the core is subdivided in sub channels, with size equivalent to a fuel assembly and the stage two, the hot fuel assembly is subdivided in sub channels with size equivalent to the one channel that comprise. For the validation of program, was considered the research reactor CARR (China Advance Research Reactor), and the LABGENE reactor (Brazilian reactor of naval propulsion), getting detail information of reactor core as the change of the static pressure in the channel, flux distribution, variation of coolant temperature and coolant velocities, quality and local flux heat in the critical channel. The analysis showed good agreement when checked with the results obtained for CARR reactor and for a typical reactor power PWR.