No projeto de uma usina nuclear do tipo PWR, é necessário a verificação de que, nas diversas condições de operação, em regime permanente ou transitório, os limites de projeto de seus componentes não sejam atingidos. No presente trabalho, é desenvolvido um programa em linguagem FORTRAN-IV que simula o comportamento do circuito primário de uma usina PWR típica em transitórios de condição II, em particular os acidentes de retirada descontrolada de um conjunto de barras de controle, queda de um conjunto de barras de controle e diluição descontrolada de boro. No modelo matemático adotado, são tratados o núcleo do reator, a tubulação quente, com pressurizador acoplado, o gerador de vapor, e a tubulação fria. Os resultados obtidos na análise dos citados acidentes são comparados com os constantes no relatório final de análise de segurança da usina Almirante Álvaro Alberto, unidade Angra-I (FSAR), e considerados satisfatórios.