thumb|Construcción de un reactor nuclear avanzado de agua en ebullición en la planta de energía nuclear de Lungmen en Taiwán. El Reactor Nuclear Avanzado de Agua en Ebullición (en inglés: Advanced Boiling Water Reactor, ABWR) es un reactor de agua en ebullición de Generación III. El ABWR actualmente es ofrecido por GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) y Toshiba. El ABWR genera energía eléctrica usando vapor para impulsar una turbina conectada a un generador eléctrico; el vapor es generado hirviendo agua usando el calor generado por reacciones de fisión dentro de un combustible nuclear.

Los reactores de agua en ebullición (en inglés: Boiling Water Reactor, BWR) son la forma segunda más común de reactor de agua ligera con un diseño de ciclo directo que usa menos grandes componentes de abastecimiento de vapor que el reactor de agua presurizada (en inglés: Pressurized Water Reactor, PWR), que emplea un ciclo indirecto. El ABWR es el actual tecnología de punta en reactores de agua en ebullición, y es el primero de los diseños de reactores de Generación III en ser totalmente construido, con varios reactores completos y en operación. Los primeros reactores fueron construidos en el tiempo planificado y bajo presupuesto en Japón, con otros bajo construcción allí y en Taiwán. Más ABWR han sido ordenados en Estados Unidos, incluyendo dos reactores en el sitio del Proyecto del Sur de Tejas.

El diseño estándar de una planta de un ABWR tiene una salida neta de aproximadamente 1350 MWe (3926 MWth). También ha sido certificado como un diseño final en forma final por la Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos, lo que significa que su desempeño, eficiencia, potencia y seguridad ya han sido verificados, haciéndolo burocráticamente más fácil de construir que un diseño no certificado.

Información general del diseño thumb|right|Recipiente de presión del ABWR. 1: Núcleo del reactor, 2: Barras de control, 3: Bomba de agua interna, 4: Tubería de vapor hacia la turbina generadora, 5: Flujo de agua de refrigeración hacia el núcleo. El ABWR representa una ruta evolucionaria para la familia de los reactores BWR, con numerosos cambios y mejoras a los diseños previos de estos. thumb|Otra foto de la construcción del reactor ABWR de la central nuclear de Lungmen en Taiwán.

Las principales áreas de mejora incluyen: La adición de bombas internas en el reactor (en inglés: Reactor Internal Pumps, RIP) montadas en el fondo del recipiente de presión del reactor (en inglés: Reactor Pressure Vessel, RPV) - 10 en total - los que logran mejorar el desempeño mientras que eliminan las grandes bombas de recirculación en el interior del contenimiento y las asociadas tuberías, complejas y de gran diámetro, de interfaz con el RPV (por ejemplo, el ciclo de recirculación encontrado en los primeros modelos de BWR). Solo el motor del RIP está localizado fuera del RPV en el AWBR. De acuerdo al Documento de Control del Diseño de TIER 1 (que es el documento oficialmente certificado por la Comisión Reguladora Nuclear que generalmente describe el diseño de la planta), cada RIP tiene una capacidad de 6912 m³/h a capacidad nominal. Las capacidades de ajuste de las barras de control han sido suplementadas con la adición de un Motor para Barras de Control de Movimiento Fino (en inglés: Fine Motion Control Rod Drive, FMCRD) electrohidráulico, él que permite ajustes de posición de precisión usando un motor eléctrico, mientras que no se pierde la confiabilidad o redundancia de los sistemas hidráulicos tradicionales que están diseñados para ejecutar un apagado rápido en 2,8 segundos desde la recepción de la señal inicial, o una Inserción de Barras Alternativa (en inglés: Alternate Rod Insertion, ARI) en un tiempo mayor pero aún muy rápido. El FMCRD también mejora la defensa en profundidad en el caso de una contingencia en el sistema hidráulico primario o en el ARI. Un Sistema de Protección del Reactor (en inglés: Reactor Protection System, RPS) totalmente digital (con respaldos digitales redundantes así como respaldos manuales redundantes) que aseguran un alto nivel de confiabilidad y una simplificación para la detección y respuesta a condiciones de seguridad. Este sistema inicia una inserción hidráulica rápida de las barras de control para el apagado (llamado SCRAM por los ingenieros nucleares) cuando sea necesario. Una lógica de apagado rápido de dos-de-cuatro por parámetro asegura que apagados rápidos molestos no sean disparados por la falla de un solo instrumento. El RPS también puede disparar el ARI, con el FMCRD funcionando para apagar la reacción en cadena nuclear. La actuación del Sistema de Control Líquido de Reserva (en inglés: Standby Liquid Control System, SLCS) es proporcionada como una lógica diversa en el poco probable evento de Transientes Anticipados sin Scram (en inglés: Anticipated Transient Without Scram). Controles de reactor totalmente digitales (con respaldos redundantes digitales y manuales) le permiten a la sala de control fácil y rápidamente controlar las operaciones y procesos de la planta. Buses de datos multiplexados digitales relacionados o no con la seguridad separados y redundantes permiten la confiabilidad y diversidad para instrumentación y control. En particular, el reactor está automatizado para el encendido (por ejemplo, iniciar la reacción en cadena nuclear y aumentar la potencia) y para el apagado estándar usando sistemas automáticos únicamente. Por supuesto, los operadores humanos permanecen esenciales para el control y la supervisión del reactor, pero la mayor parte del trabajo para aumentar o disminuir la potencia del reactor puede ser automatizado bajo el control del operador. El Sistema de Refrigeración de Emergencia del Núcleo (en inglés: Emergency Core Cooling System, ECCS) ha sido mejorado en muchas áreas, proporcionando un muy alto nivel de defensa en profundidad contra accidentes, contingencias e incidentes. El sistema en su totalidad ha sido dividido en tres divisiones; cada división es capaz - por sí misma - de reaccionar a la contingencia máxima del Accidente Base de Diseño (en inglés: Design Basis Accident, DBA) o una Falla Limitante y terminar el accidente antes de dejar al descubierto al núcleo, incluso en el evento de una pérdida de energía externa y una pérdida de alimentación de agua adecuada. Previos BWR tenían dos divisiones, y la descubierta del núcleo (pero no daño) se predecía que ocurriría durante un corto tiempo en el evento de un accidente grave, previo a la respuesta del ECCS. Existen 18 válvulas de seguridad de alivio de sobrepresión (en inglés: Safety Overpressure Relief Valves, SORV), diez de las cuales son parte del Sistema de Despresurización Automático (en inglés: Automatic Depressurization System, ADS), que aseguran que los eventos de sobrepresión del RPV son rápidamente mitigados, y que si es necesario, que el reactor puede ser despresurizado rápidamente a un nivel donde el Anegador de Baja Presión del Núcleo (en inglés: Low Pressure Core Flooder, LPCF), el modo de alta capacidad del sistema de remoción del calor residual, que reemplaza al LPCI y LPCS de los modelos de BWR previos) puede ser usado. Además, el LPCF puede inyectar contra las presiones mucho más altas del RPV, proporcionando un nivel mayor de seguridad en el evento de una falla de tamaño intermedio, que podría ser lo suficientemente pequeña para resultar en una lenta despresurización natural pero ser lo suficientemente grande para resultar en una inyección de refrigerante/pulverización del núcleo a alta presión que las capacidades del sistema para responder serían sobrepasadas por el tamaño de la ruptura. Aunque el bus de energía Clase 1E (relacionado con la seguridad) es aún energizado por tres generadores diésel de emergencia de alta confiabilidad, existe un bus de energía adicional llamado Protección de la Inversión de la Planta (en inglés: Plant Investment Protection) que usa una turbina de gas a combustión que está localizada en el mismo sitio para proporcionar una defensa en profundidad contra apagones de la estación así como para energizar sistemas importantes pero críticos para la seguridad en el caso de un corte de energía externa a la planta. Aunque una división del ECCS no tiene capacidades de Inundación de Alta Presión (en inglés: High Pressure Flood, HPCF), existe una turbobomba para la Refrigeración de la Aislación del Núcleo del Reactor calificada para su uso en áreas de seguridad movida por vapor que está capacitada para funcionar a alta presión, y que tiene una extensiva batería de respaldos para sus sistemas de instrumentación y control, asegurando que la refrigeración es mantenida incluso en el caso de un completo apagón de la planta con una falla de todos los 3 generadores diésel de emergencia, la turbina de gas de combustión, el respaldo de batería primario, y las bombas contra incendios diésel. Existe un piso de concreto armado basáltico extremadamente grueso bajo el RPV que atrapará y mantendrá cualquier material fundido del núcleo caliente que podría caer sobre él en situaciones de contingencias extraordinarias. Además, existen varios enlaces fusibles dentro de la pared que separa el pozo húmedo del pozo seco inferior que inundarán el piso usando el abastecimiento de agua del pozo húmedo, asegurando la refrigeración del área incluso con la falla de los sistemas de mitigación estándares. El contenimiento ha sido mejorado significativamente con respecto al tipo Mark I convencional. Como el tipo Mark I convencional, es del tipo de supresión de la presión, diseñado para manejar vapor evolucionado en el evento de transientes, incidente o accidente desviando el vapor usando tuberías que van hacia una piscina de agua encerrada en el pozo húmedo (o un toro en el caso del Mark I), la baja temperatura de la cual condensará el vapor nuevamente en agua líquida. Esto mantendrá baja la presión del contenimiento. Notablemente, el típico contenimiento del ABWR tiene numerosas capas endurecidas entre el interior del contenimiento primario y la muralla del escudo externo, y tiene una forma cúbica. Una de las principales mejoras es que el reactor tiene una aceleración por terremotos para apagado seguro estándar de 0,3 G; además, está diseñado para resistir un tornado con una velocidad del viento de más de 515 km/h (320 millas por hora). La resistencia sísmica es posible en áreas proclives a terremotos y esto ha sido hecho en las instalaciones de Lungmen en Taiwán, la que ha sido reforzada para resistir hasta 0,4 G en cualquier dirección. El ABWR está diseñado para una vida de servicio de al menos 60 años. El diseño comparativamente simple del ABWR también significa que no hay caros generadores de vapor que necesiten ser reemplazados, disminuyendo el costo total de la operación. De acuerdo a las evaluaciones de riesgo probabilístico realizadas por GEH, un evento de daño al núcleo no ocurriría más a menudo que 1 en 6 millones de años ya que la frecuencia de daño del núcleo (en inglés: Core Damage Frequency, CDF) del ABWR es de 1,6 x 10-7, la segunda probabilidad más baja de CDF para los ESBWR.