SHARE 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 和文 (1MB) 英文 (1MB) 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. 三菱重工技報 Technical Review Vol. 62 No. 3 エナジードメイン特集 Vol. 62 No. 2 物流·冷熱·ドライブシステムドメイン特集 Vol. 62 No. 1 新製品·新技術特集 Vol. 61 No. 4 原子力特集 Vol. 61 No. 3 マテリアリティ特集 - 三菱重工グループが考える重要課題に対する取組み - Vol. 61 No. 2 プラント·インフラドメイン特集 Vol. 61 No. 1 新製品·新技術特集 Vol. 60 No. 4 サービス技術特集 Vol. 60 No. 3 エナジードメイン特集 Vol. 60 No. 2 物流·冷熱·ドライブシステムドメイン特集 Vol. 60 No. 1 新製品·新技術特集 Vol. 59 No. 4 カーボンニュートラル特集 Vol. 59 No. 3 デジタルイノベーション特集 Vol. 59 No. 2 プラント·インフラ特集 Vol. 59 No. 1 新製品·新技術特集 Vol. 58 No. 4 航空宇宙特集 Vol. 58 No. 3 三菱パワー特集 Vol. 58 No. 2 物流·冷熱·ドライブシステムドメイン特集 Vol. 58 No. 1 新製品·新技術特集 Vol. 57 No. 4 原子力特集 Vol. 57 No. 3 工作機械特集 Vol. 57 No. 2 インダストリー＆社会基盤特集 Vol. 57 No. 1 新製品·新技術特集 Vol. 56 No. 4 冷熱特集 Vol. 56 No. 3 三菱日立パワーシステムズ特集 Vol. 56 No. 2 M-FET特集 Vol. 56 No. 1 新製品·新技術特集
