加圧水型軽水炉（PWR）の炉心において、冷却材流量、圧力、蒸気重量率などの流動条件から限界熱流束を予測する式をいう。ここで、限界熱流束とは、除熱能力の高い核沸騰領域の終点、つまり核沸騰領域から遷移沸騰領域へ移行する点（DNB）における熱流束であり、これを超えて遷移沸騰領域に入ると除熱能力が低下して燃料被覆管温度が急上昇する。そこでPWRの熱水力設計では限界熱流束は重要なパラメータであり、実験的に得られた相関式でこれを予測する。このように求めた限界熱流束と実際の局所熱流束の比（DNBR）の炉心内での最小値を、炉心の熱設計余裕の指標として用いている。