A raíz del accidente de la central nuclear de Fukushima Daiichi, se han realizado pruebas de resistencia encaminadas al estudio de las medidas y acciones a llevar a cabo durante escenarios de pérdida de suministro eléctrico exterior prolongado (SBO) sin acción de los operadores. En las centrales nucleares del tipo PWR, la pérdida total de la potencia de refrigeración del sistema secundario conlleva, en ausencia de medidas de gestión de accidentes, un descubrimiento del núcleo, que finalmente desembocará en la fusión parcial o total del combustible. El proyecto internacional PKL-3 de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económico (OCDE) y la Agencia de la Energía Nuclear (NEA) ha abordado, mediante experimentos en la instalación experimental PKL, la efectividad de las posibles acciones para mantener la refrigeración del núcleo en caso de un eventual SBO. En este tipo de escenarios, la potencia se ha reducido sustancialmente, no hay grandes roturas, solo aperturas de válvulas del presionador. Por lo tanto, las fuentes de cantidad de movimiento en el sistema primario son mucho menores que para los típicos escenarios LOCA. Dado que los códigos de sistema fueron desarrollados básicamente para la simulación de casos LOCA en todo su espectro, es necesaria una validación de los códigos para su uso en casos de SBO. En este trabajo se presentan simulaciones de dos experimentos SBO del proyecto PKL-3 realizadas con el código termo hidráulico RELAP5. Los resultados obtenidos representan correctamente la evolución de los principales parámetros de los experimentos. En el artículo, se destacan las líneas generales que se han seguido para reproducir correctamente la fenomenología de los experimentos.