改良型重水炉
炉心で発生した熱は7MPaに加圧された軽水が沸騰することで除去される。このモデルの主目的は、ある程度の精度をもって炉心における全出力と粗い空間における出力分布を得ることに置かれている。
原子炉の設計はインドの加圧重水炉において実証されたものを含む高度な技術、例えば圧力管型設計そのものや低圧減速材、運転中の燃料交換や多様な即応型シャットダウン機構、炉心周囲の低温ヒートシンクの利用可能性などを含んでいる。また、改良型重水炉はさまざまな受動安全機能を備えており、例えば自然循環を用いた炉心の熱除去や、非常用炉心冷却装置から燃料への直接注水、原子炉直上の重力駆動冷却プール(GDWP)に蓄えられたホウ酸水による炉心からの継続的な崩壊熱除去が可能になっている。非常用炉心冷却装置からの注水および格納容器の冷却により、能動安全系や運転員の関与なしに原子炉スクラムを行うことができる。
改良型重水炉の原子炉物理はトリウム燃料に最適化されており、負のボイド係数を実現している。これらの要件は、PuO2-ThO2系とThO2-UO2系の異なるMOX燃料棒を同じ燃料集合体に収め、さらに減速材として燃料集合体に内蔵した非晶質炭素と重水を80:20の容積比で用いることによって実現された。 この炉心構成は非晶質炭素系中性子反射材を使用しないため、原子炉構造そのものを変更することなく極めて柔軟に構成を変更することができ、実現可能性が高いものとなっている(訳注:一般的に反射材は炉心外周部に設置するため、炉心の規模は反射材の配置により制約を受ける)。