三菱重工技報
    Vol. 49 No. 1 (2012)   新製品·新技術特集
    製品紹介

    PWR安全設計のための新限界熱流束予測評価式

    New Concept of Critical Heat Flux Correlations for Safety Analysis of Pressurized Water Reactors

    原子力事業本部
    炉心技術部 熱水力
    炉構造技術課

    原子力発電施設の設計において最も重要な要求事項は安全性の確保であり、東日本大震災に伴う東京電力(株)福島第一原子力発電所の事故は、我々に改めてこれを再認識させ、継続的な安全性向上に努めることを求めている。当社では,加圧水型軽水炉(Pressurized Water Reactor; PWR)プラントを今後もより安全かつ柔軟に運転できるよう,安全設計評価の精度·信頼性の向上に継続的に取り組んでおり,今般,その要となる限界熱流束予測評価技術について新規開発·実用化を行った.