El desarrollo de nuevas prácticas en los aspectos de seguridad de los reactores nucleares de investigación y la optimización de los reactores nucleares recientes necesita conocimiento sobre la transferencia de calor por convección forzada dentro de los subcanales formados entre varias varillas de combustible nuclear o tubos de intercambiadores de calor, no solo en el régimen completamente desarrollado, sino también en el régimen en desarrollo o régimen de flujo laminar. El objetivo principal de esta investigación fue encontrar una nueva ecuación de correlación para calcular el coeficiente de transferencia de calor por convección en los subcanales cuadrados verticales. Recientemente, se llevó a cabo un estudio de simulación para encontrar una nueva ecuación de correlación de transferencia de calor para calcular el coeficiente de transferencia de calor por convección dentro de un subcanal cuadrado vertical en el régimen en desarrollo o régimen de flujo laminar para un rango de número de Reynolds de 400.