Az AHWR (Advanced Heavy Water Reactor) a tórium alapú atomreaktorok egy fajtája. Ezt a reaktortípust Indiában a Bhabha Atomic Research Centre-ben (BARC) fejlesztették ki. Több kísérleti reaktor után 2011 novemberében India bejelentette, hogy hozzáfog az első 300 MW teljesítményű atomerőmű megépítésének.
A tóriumot atomerőművi fűtőanyagként már a Manhattan terv kutatói is javasolták, mivel azonos mennyiségű tóriumból kétszázszor annyi energia nyerhető, mint hasonló mennyiségű uránból, valamint a földkéregben jelentősen több tórium található, mint urán. Abban az időben azonban az urán tűnt a jobb választásnak, hiszen ugyanazokkal az eszközökkel lehet előállítani az urán alapú atomerőművek üzemanyagát, mint az atombombáét, valamint az urán alapú atomreaktorok egyik mellékterméke a plutónium, amely szintén alkalmas atomfegyver készítésére, a tórium azonban erre nem megfelelő.
A hidegháború elmúltával az urán alapú erőművekben érdekelt szervezetek sikeresen gátolták Európában a tórium alapú reaktorok fejlesztését.
A tervek szerint a reaktort U233 segítségével indítanák, azonban az energia 75%-át a tórium hasadása szolgáltatná.
A kiégett fűtőelemet feldolgoznák a használható hasadóanyagok kinyerése érdekében.
| Adat | AHWR-300 |
|---|---|
| Termikus teljesítmény, MWth | 920 |
| Elektromos teljesítmény, MWe | 304 |
| Hatásfok, net % | 33.1 |
| Hűtőközeg hőmérséklete, °C: | |
| belépési hőmérséklet | 259.5 |
| kilépési hőmérséklet | 285 |
| Primer hűtőközeg | Könnyűvíz |
| Szekunder hűtőközeg | Könnyűvíz |
| Moderátor | Nehézvíz |
| Reaktor üzemi nyomása,MPa(a) | 7 |
| Aktív zóna magassága, m | 3.5 |
| Equivalent core diameter, mm | - |
| Average fuel power density, MW/m3 | - |
| Aktív zóna teljesítménysűrűség, MW/m3 | 10.1 |
| Üzemanyag | (Th, 233U)MOX and (Th, 239Pu)MOX |
| Cladding tube material | Zircaloy-4 |
| Fuel assemblies | 452 |
| Number of pins in assembly | 54 |
| Enrichment of reload fuel, wt % | Ring 1: (Th, 233U)MOX/3.0
Ring 2: (Th, 233U)MOX/3.75 Ring 3: (Th, 239Pu)MOX/ 4.0 (Lower half) 2.5 (Upper half) |
| Fuel cycle length, Effective Full Power Days (EFPD) | 250 |
| Average discharge fuel burnup, MW · day / kg | 38 |
| Core averaged reactivity coefficients in operating range | |
| Fuel temperature, Δk/k/°C | -2.1 x 10−5 |
| Channel temperature , Δk/k/°C | +2.5x 10−5 |
| Void coefficient, Δk/k / % void | -5.0 x 10−5 |
| Coolant temperature , Δk/k/°C | +4.9 x 10−5 |
| Control rods | Boron Carbide in SS |
| Neutron absorber | Gadolinium nitrate solution |
| Residual heat removal system | Active : Condenser
Passive : Isolation Condenser in Gravity Driven Water Pool |
| Safety injection system | Passive : Emergency Core Cooling System |
{{cite news}}: More than one of |accessdate= és |access-date= specified (súgó){{cite news}}: CS1 karbantartás: url-status (link)