O presente trabalho consiste no desenvolvimento de um programa computacional para simulação de transitórios provocados por paradas de bombas de circulação de refrigerante do núcleo de reatores nucleares e o acoplamento do modelo a circuitos hidráulicos típicos de reatores PWR. O programa fornece a variação temporal da vazão, rotação, torque elétrico e hidráulico e altura dinâmica das bombas para diversas situações operacionais ou acidentais. Pode ser utilizado para qualquer combinação de bombas ativas ou inativas. A verificação do modelo foi feita através de testes realizados com dados da usina nuclear de Angra-I e os resultados podem ser considerados satisfatórios quando comparados àqueles apresentados no relatório final de Angra, FSAR.