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改良型重水炉 (Advanced heavy-water reactor, AHWR) はインドで開発中の次世代型原子炉で、燃料としてトリウムを利用するという特徴がある。インドの3段階核燃料サイクル計画において、第3段階に位置づけられている〔http://dae.nic.in/writereaddata/.pdf_32〕。この段階では、2016年に出力300MWの原型炉の建設を開始することを目標としている。改良型重水炉は次世代型原子炉の要件を満たし得る数少ない炉型の1つとなっており、様々な国際フォーラムで取り上げられている。 == 背景 == (BARC)は改良型重水炉の設計・開発を進めるため大規模な施設を保有している。これらは材料工学、核心装置、原子炉物理、安全性解析など広い分野に及び〔Bhabha Atomic Research Centre. (2013). Advanced Heavy Water Reactor (AHWR). Retrieved from http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/AHWR.pdf〕、施設のいくつかには実験炉が設置されている。改良型重水炉は圧力管型で、インド政府原子力省から将来にわたる設計・開発費の拠出を受けて開発が進められている。新しい設計ではより包括的な安全要求を満足するとされている。インドは豊富なトリウム資源を有することから改良型重水炉を基幹炉として継続的に運用するとしている〔India designs advanced atomic reactor for thorium utilization - agency. (2009, Sep 17). BBC Monitoring South Asia. Retrieved from http://search.proquest.com/abicomplete/docview/459767322/631BAEBC59594F41PQ/8?accountid=10353df〕。 抄文引用元・出典: フリー百科事典『 ウィキペディア（Wikipedia）』 ■ウィキペディアで「改良型重水炉」の詳細全文を読む スポンサード リンク
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