O objetivo deste trabalho é verificar os resultados fornecidos pelo programa computacional FRAPCON-3, hoje na versão 5, utilizado no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor PWR), sob situações operacionais de regime permanente, em condições de alta queima. Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos na simulação do programa FRAPCON-3.5 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constar que o programa possui boa capacidade de predizer o comportamento operacional da vareta combustível em regime permanente a altas queimas. O trabalho consiste também em verificar a correlação entre UO₂ e UO₂-7%Gd₂O₃ na análise dos modelos que simulam o comportamento das pastilhas combustível. A adição do óxido de gadolínio ou gadolínia (Gd₂O₃), constitui-se na opção tecnológica mais solidamente consagrada e hoje comum em várias centrais nucleares. Por meio dos resultados obtidos nas simulações computacionais foram apresentadas e discutidas a influência das propriedades do UO₂ e UO₂-7%Gd₂O₃, quanto à temperatura no centro do combustível, liberação de gás de fissão na vareta, temperatura média do revestimento, volume interno e pressão interna da vareta combustível.

The objective of this work is to verify the results provided by the computer program FRAPCON-3, now in version 5, used in the simulation process of the behavior of fuel rods of pressurized water reactors - PWR permanent, in conditions of high burn. In order to carry out the verification, the FUMEX-III database was used, which provides data on experiments performed with different types of nuclear fuel, under different operating conditions. The results obtained in the simulation of the FRAPCON-3.5 program and its comparison with the experimental data of the FUMEX-III base showed that the program has a good ability to predict the operational behavior of the fuel rod in a steady state at high burn. The work also consists in verifying the correlation between UO₂ and UO₂-7%Gd₂O₃ in the analysis of models that simulate the behavior of fuel pellets. The addition of gadolinium oxide (Gd₂O₃) constitutes the most solidly established and now common technological option in several nuclear power plants. The influence of the properties of UO₂ and UO₂-7%Gd₂O₃ on the temperature at the center of the fuel, fission gas release on the rod, average coating temperature, internal volume and pressure were presented and discussed. of the fuel rod.