Objetiva-se avaliar a integridade do vaso de pressao dos reatores PWR de 1300 Mw(e) da Central Nuclear de Angra dos Reis pela analise de tensoes utilizando o metodo de Relaxacao Dinamica. Verifica-se a validade dos calculos por comparacao com os resultados obtidos pela utilizacao do programa FEAST-I pelo metodo dos elementos finitos, pela utilizacao da seccao III do codigo ASME apendice A e dos resultados dos ensaios conduzidos no Laboratorio Nacionl de Oak Ridge, EUA, com o vaso de teste V-7. Discutem-se estes resultados e determina-se o intervalo de confianca por 99%, estimando-se portanto os desvios dos resultados experimentais. A seguir, utilizando o programa PV-2 metodo de diferencas finitas com relaxacao dinamica, calcula-se a intensidade de tensao de membrana equivalente e comparam-se os resultados com os valores admitidos pela Seccao III do codigo ASME