El Centro de Investigación Atómica Bhabha ( BARC ) es la principal instalación de investigación nuclear de la India , con sede en Trombay , Mumbai , Maharashtra , India. Fue fundado por Homi Jehangir Bhabha como Establecimiento de Energía Atómica, Trombay ( AEET ) en enero de 1954 como un programa de investigación multidisciplinario esencial para el programa nuclear de la India. Opera bajo el Departamento de Energía Atómica (DAE), que está directamente supervisado por el Primer Ministro de la India .
BARC es un centro de investigación multidisciplinario con una amplia infraestructura para la investigación y el desarrollo avanzados que cubren todo el espectro de la ciencia nuclear , ingeniería química , ciencias de los materiales y metalurgia , instrumentación electrónica , biología y medicina, supercomputación , física de altas energías y física del plasma y asociados. investigación para el programa nuclear indio y áreas relacionadas.
El mandato principal de BARC es sostener las aplicaciones pacíficas de la energía nuclear . Gestiona todas las facetas de la generación de energía nuclear , desde el diseño teórico de los reactores hasta el modelado y la simulación por ordenador, el análisis de riesgos , el desarrollo y las pruebas de nuevos combustibles y materiales para reactores, etc. También investiga el procesamiento del combustible gastado y la eliminación segura de los residuos nucleares. Sus otras áreas de interés de investigación son las aplicaciones de isótopos en la industria, las tecnologías de radiación y su aplicación a la salud, la alimentación y la medicina, la agricultura y el medio ambiente, la tecnología láser y de aceleradores , la electrónica , la instrumentación y el control de reactores y la ciencia de los materiales , el medio ambiente y la vigilancia de la radiación , etc. BARC opera varios reactores de investigación en todo el país. [3]
Sus instalaciones principales están ubicadas en Trombay , y las nuevas instalaciones también están ubicadas en Challakere, en el distrito de Chitradurga de Karnataka . Se está construyendo una nueva instalación especial de enriquecimiento de minerales centrada en el enriquecimiento de uranio como combustible [ ¿cuándo? ] en Atchutapuram, cerca de Visakhapatnam en Andhra Pradesh , por apoyar el programa de submarinos nucleares de la India y producir radioisótopos de alta actividad específica para investigaciones exhaustivas.
Cuando Homi Jehangir Bhabha trabajaba en el Instituto Indio de Ciencias , no había ningún instituto en la India que tuviera las instalaciones necesarias para realizar trabajos originales en física nuclear , rayos cósmicos , física de altas energías y otras fronteras del conocimiento en física. Esto lo impulsó a enviar una propuesta en marzo de 1944 al Sir Dorabji Tata Trust para establecer "una vigorosa escuela de investigación en física fundamental".
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Cuando Bhabha se dio cuenta de que el desarrollo tecnológico para el programa de energía atómica ya no podía llevarse a cabo dentro del TIFR , propuso al gobierno construir un nuevo laboratorio enteramente dedicado a este propósito. Con este fin, se adquirieron 1200 acres de tierra en Trombay al Gobierno de Bombay . Así, en 1954 comenzó a funcionar el Instituto de Energía Atómica Trombay (AEET). El mismo año también se creó el Departamento de Energía Atómica (DAE).
Bhabha estableció la Escuela de Capacitación BARC para atender las necesidades de mano de obra del creciente programa de investigación y desarrollo de energía atómica. Bhabha enfatizó la autosuficiencia en todos los campos de la ciencia y la ingeniería nucleares.
El Gobierno de la India creó el Establecimiento de Energía Atómica, Trombay (AEET) con Bhabha como director fundador el 3 de enero de 1954. Se estableció para consolidar todas las actividades de investigación y desarrollo de reactores y tecnología nucleares bajo la Comisión de Energía Atómica. Todos los científicos e ingenieros involucrados en los campos de diseño y desarrollo de reactores, instrumentación , metalurgia y ciencia de materiales , etc., fueron transferidos con sus respectivos programas del Instituto Tata de Investigación Fundamental (TIFR) a AEET, y TIFR mantuvo su enfoque original. para la investigación fundamental en las ciencias. Después de la muerte de Bhabha en 1966, el centro pasó a llamarse Centro de Investigación Atómica de Bhabha el 22 de enero de 1967. [1]
Los primeros reactores de BARC y sus centros de generación de energía afiliados fueron importados del oeste. Los primeros reactores de energía de la India, instalados en la central atómica de Tarapur, eran de Estados Unidos.
La principal importancia de BARC es como centro de investigación. El BARC y el gobierno indio han sostenido constantemente que los reactores se utilizan únicamente para este fin: Apsara (1956; nombrado por el entonces Primer Ministro de la India, Jawaharlal Nehru cuando comparó la radiación azul de Cerenkov con la belleza de las Apsaras ), CIRUS (1960; el "Reactor Canadá-India" con ayuda de EE. UU.), el ahora desaparecido ZERLINA (1961; Reactor de energía cero para investigaciones de celosía y ensayo de neutrones), Purnima I (1972), Purnima II (1984), Dhruva ( 1985), Purnima III (1990) y KAMINI . Apsara fue el primer reactor nuclear de la India construido en BARC en 1956 para realizar investigaciones básicas en física nuclear. Se trata de un reactor térmico tipo piscina de 1 MWTh, refrigerado por agua ligera y moderado, que entró en estado crítico el 4 de agosto de 1956 y es adecuado para la producción de isótopos , investigación nuclear básica, experimentos de blindaje, análisis de activación de neutrones, radiografía de neutrones y pruebas de detectores de neutrones. Se cerró permanentemente en 2010 y se reemplazó por Apsara-U. Purnima-I es un reactor pulsado rápido de 1 MWTh alimentado con óxido de plutonio que se construyó a partir de 1970 y se volvió crítico el 18 de mayo de 1972 para respaldar principalmente la validación de los parámetros de diseño para el desarrollo de armas nucleares propulsadas por plutonio-239 . En el vigésimo aniversario de la prueba nuclear de Pokhran en 1974, el diseñador de Purnima, PK Iyengar , reflexionó sobre el papel crítico del reactor: "Purnima era un dispositivo novedoso, construido con unos 20 kg de plutonio, una geometría variable de reflectores y un sistema de control único. " Esto proporcionó una experiencia considerable y ayudó a comparar los cálculos sobre el comportamiento de un sistema de reacción en cadena hecho de plutonio . El comportamiento cinético del sistema justo por encima del punto crítico podría estudiarse bien. Los físicos muy inteligentes podrían entonces calcular el comportamiento temporal del núcleo. de una bomba con compresión isotrópica. Se investigaron cuáles serían los parámetros críticos, cómo lograr una potencia explosiva óptima y su dependencia del primer disparador de neutrones autosostenible". Fue dado de baja en 1973.
Junto con la DRDO y otras agencias y laboratorios, BARC también jugó un papel esencial e importante en la tecnología y la investigación de armas nucleares. El plutonio utilizado en la prueba nuclear del Buda Sonriente en la India en 1974 provino de CIRUS. En 1974 el jefe de todo este proyecto de bomba nuclear era el director del BARC, Raja Ramanna . El iniciador de neutrones era del tipo polonio-berilio y BARC desarrolló el nombre en código Flower. Toda la bomba nuclear fue diseñada y finalmente ensamblada por ingenieros indios en Trombay antes de transportarla al sitio de prueba. La prueba de 1974 (y las pruebas posteriores de 1998) dieron a los científicos indios el conocimiento tecnológico y la confianza no sólo para desarrollar combustible nuclear para futuros reactores que se utilizarían en la generación de energía y la investigación, sino también la capacidad de refinar el mismo combustible para convertirlo en armas. combustible de alta calidad para ser utilizado en el desarrollo de armas nucleares.
BARC también participó en la serie Pokhran-II de cinco pruebas nucleares realizadas en el campo de pruebas de Pokhran en mayo de 1998. Fue la segunda instancia de pruebas nucleares realizadas después del Buda Sonriente por la India. Las pruebas lograron su principal objetivo de dar a la India la capacidad de construir armas termonucleares y de fisión ( bomba de hidrógeno /bomba de fusión) con potencias de hasta 200 kilotones. El entonces presidente de la Comisión de Energía Atómica de la India describió cada una de las explosiones de Pokhran-II como "equivalentes a varias pruebas realizadas por otros estados con armas nucleares durante décadas". [4] Posteriormente, la India estableció una capacidad de simulación por computadora para predecir los rendimientos de los explosivos nucleares cuyos diseños están relacionados con los diseños de los explosivos utilizados en esta prueba. Los científicos e ingenieros del BARC, la Dirección de Exploración e Investigación de Minerales Atómicos (AMDER) y la Organización de Investigación y Desarrollo de Defensa (DRDO) participaron en el montaje, diseño, detonación y recopilación de datos del arma nuclear. [5]
El 3 de junio de 1998, BARC fue pirateado por el grupo hacktivista milw0rm , formado por piratas informáticos de Estados Unidos, Reino Unido y Nueva Zelanda. Descargaron información clasificada, desfiguraron el sitio web y eliminaron datos de los servidores.
BARC también diseñó una clase de reactor indio de agua pesada presurizada IPHWR (Reactor indio de agua pesada presurizada), el diseño básico de 220 MWe se desarrolló a partir del reactor canadiense CANDU . Posteriormente, el diseño se amplió a diseños de 540 MW y 700 MW.
El IPHWR-220 (Reactor indio de agua pesada presurizada-220) fue el primero de su clase en una serie de reactores indios de agua pesada presurizada diseñados por el Centro de Investigación Atómica Bhabha. Es un reactor de Generación II desarrollado a partir de reactores RAPS-1 y RAPS-2 basados en CANDU anteriores construidos en Rawatbhata, Rajasthan. Actualmente hay 14 unidades operativas en varios lugares de la India. Una vez finalizado el diseño de IPHWR-220, alrededor de 1984 se inició un diseño más grande de 540 MWe bajo los auspicios de BARC en asociación con NPCIL. [6] Se construyeron dos reactores de este diseño en Tarapur, Maharashtra, a partir del año 2000 y el primero se puso en servicio el 12 de septiembre de 2005. El diseño del IPHWR-540 se actualizó posteriormente a 700 MWe con el objetivo principal de mejorar la eficiencia del combustible y Desarrollar un diseño estandarizado para instalarlo en muchos lugares de la India como un esfuerzo en modo flota. El diseño también se actualizó para incorporar características de Generación III+. Casi el 100% de las piezas de estos reactores de diseño local son fabricadas por la industria india.
BARC diseñó y construyó el primer reactor de agua a presión de la India en Kalpakkam , un prototipo terrestre de 80 MW de la unidad de energía nuclear del INS Arihant , [7] así como el reactor de propulsión principal de Arihant. Otros tres submarinos de la clase ( clase Arihant ), incluido el próximo [¿ cuándo? ] INS arighat , S4 y S4* también tendrán la misma clase de reactores que su propulsión primaria. [8] [9]
BARC también desarrolló sistemas de estabilización para Buscadores, Unidades de Antena para el caza polivalente de la India HAL Tejas y contribuyó a las misiones Chandrayaan-I y Mangalyaan . BARC ha contribuido a la colaboración con varios megaproyectos científicos de reputación nacional e internacional, a saber. CERN ( LHC ), Observatorio de Neutrinos con sede en India (INO), ITER , Acelerador de protones de alta intensidad y baja energía (LEHIPA), Instalación para la investigación de iones y antiprotones (FAIR), Telescopio experimental atmosférico principal Cerenkov (MACE), etc. [10]
En 2012 se informó que se planeaban nuevas instalaciones y campus de BARC en Atchutapuram , cerca de Visakhapatnam en Andhra Pradesh , y en Challakere en el distrito de Chitradurga en Karnataka. BARC instalaría un reactor de investigación especial de 30 MW que utilizaría combustible de uranio enriquecido en Visakhapatnam para satisfacer la demanda de radioisótopos de alta actividad específica y llevar a cabo una amplia investigación y desarrollo en el sector nuclear. El sitio también apoyaría el programa de submarinos nucleares . [11] [12]
BARC es un centro de investigación multidisciplinario con una amplia infraestructura para la investigación y el desarrollo avanzados que cubren todo el espectro de la ciencia nuclear, la ingeniería química, las ciencias de los materiales y la metalurgia, la instrumentación electrónica, la biología y la medicina, la supercomputación, la física de altas energías y la física del plasma y sus asociados. investigación para el programa nuclear indio y áreas relacionadas.
BARC es una organización de investigación nuclear y multidisciplinaria de primer nivel, aunque fundada principalmente para servir al programa nuclear de la India y sus aplicaciones pacíficas de la energía nuclear, realiza una investigación y desarrollo extensos y avanzados que cubren todo el espectro de la ciencia nuclear, la ingeniería química , la radiología y su aplicación a salud, alimentación, medicina, agricultura y medio ambiente, aceleradores y Tecnología Láser, electrónica, Computación de Alto Rendimiento , instrumentación y control de reactores, Ciencia de Materiales y monitoreo de radiación , física de altas energías y física de plasma entre otros.
BARC es una agencia del Departamento de Energía Atómica. [13] Está dividido en varios Grupos, cada uno bajo un director, y muchas más Divisiones. [14]
La Junta de Reciclaje Nuclear (NRB) de BARC se formó en 2009. [15] Está ubicada en tres ciudades: Mumbai, Tarapur y Kalpakkam . [dieciséis]
BARC lleva a cabo investigación y desarrollo extensos y avanzados que cubren todo el espectro de la ciencia nuclear, ingeniería química, ciencias de materiales y metalurgia, instrumentación electrónica, biología y medicina, informática avanzada, física del plasma de alta energía e investigaciones asociadas para el programa nuclear de la India y áreas relacionadas. Los pocos son:
India tiene una posición única en el mundo en términos de disponibilidad de recursos de combustible nuclear. Tiene un recurso limitado de uranio pero un gran recurso de torio . Las arenas de las playas de Kerala y Orissa tienen ricas reservas de monacita , que contiene entre un 8% y un 10% de torio. Se han llevado a cabo estudios sobre todos los aspectos del ciclo del combustible del torio : minería y extracción , fabricación de combustible, utilización en diferentes sistemas de reactores, evaluación de sus diversas propiedades y comportamiento de irradiación, reprocesamiento y reciclaje . Algunos de los hitos importantes alcanzados/progresos tecnológicos realizados en estos son los siguientes: El proceso de producción de thoria a partir de monacita está bien establecido. IREL ha producido varias toneladas de polvo de torio de calidad nuclear. La fabricación de combustible a base de torio mediante el método de polvo-pellets está bien establecida. En BARC y NFC se han fabricado unas pocas toneladas de combustible de torio para diversas irradiaciones en reactores de investigación y de energía. Se han llevado a cabo estudios sobre el uso de torio en diferentes tipos de reactores con respecto a la gestión del combustible, el control del reactor y la utilización del combustible. Se ha construido una instalación crítica que se está utilizando para realizar experimentos con combustibles a base de toria. En nuestros reactores de investigación y de energía se han llevado a cabo irradiaciones de combustible a base de toria. Barras de combustible de toria en la región reflectora del reactor de investigación CIRUS. Conjuntos combustibles de Thoria como carga de reactividad en el reactor de investigación Dhruva. Haces de combustible Thoria para el aplanamiento del flujo en el núcleo inicial de los PHWR. Conjuntos de manta Thoria en FBTR. Pasadores de combustible (Th-Pu)MOX de diseño BWR, PHWR y AHWR en los reactores de investigación CIRUS y Dhruva.
Se han llevado a cabo exámenes posteriores a la irradiación de los haces de combustible de toria PHWR irradiados y de las clavijas de combustible MOX (Th-Pu) irradiados. Se han evaluado las propiedades termofísicas y termodinámicas de los combustibles a base de toria. Las barras de combustible de torio irradiadas en CIRUS han sido reprocesadas en la Instalación de Separación de Uranio y Torio (UTSF) BARC. El 233U recuperado se ha fabricado como combustible para el reactor KAMINI. Los conjuntos de mantas de Thoria irradiados en FBTR han sido reprocesados en IGCAR . El 233U recuperado se ha utilizado para la irradiación experimental de elementos combustibles tipo PFBR en FBTR. Los haces de combustible de torio irradiados en PHWR se reprocesarán en la instalación de reprocesamiento de torio del reactor de energía (PRTRF). El 233U recuperado se utilizará para experimentos de física de reactores en la Instalación Crítica AHWR.
En BARC se han diseñado los reactores avanzados AHWR y AHWR300-LEU para impulsar la utilización a gran escala del torio. [17]
Después de alcanzar cierta utilización de energía, conocida como quemado (un legado de la energía térmica), el combustible nuclear en un reactor se reemplaza por combustible nuevo para que las reacciones en cadena de fisión puedan sostenerse y se pueda mantener la producción de energía deseada. El combustible gastado que se descarga del reactor se conoce como combustible nuclear gastado (SNF). BARC ha recorrido un largo camino desde que comenzó a reprocesar combustible gastado en el año 1964 en Trombay. La India tiene más de cinco décadas de experiencia en el reprocesamiento de combustible gastado de reactores de primera etapa basados en uranio , lo que ha dado como resultado el desarrollo de un diagrama de flujo de reprocesamiento basado en PUREX bien maduro y altamente evolucionado que implica la recuperación de SNM.
La implementación del ciclo del combustible de torio requiere la extracción de 233U del combustible de torio irradiado y su reinserción en el ciclo del combustible. Sobre la base de esfuerzos locales, se desarrolló y demostró un diagrama de flujo para el reprocesamiento de barras de torio gastadas en la Instalación de Separación de Uranio y Torio (UTSF), en Trombay. Después de adquirir una experiencia exitosa en UTSF, se creó la instalación de reprocesamiento de toria del reactor de energía (PRTRF) que emplea tecnología avanzada basada en láser para el desmantelamiento del haz de toria y un picador mecánico de un solo pasador para cortar los pasadores de combustible. Los haces de combustible irradiados con toria procedentes de PHWR se reprocesaron utilizando TBP como extractante para recuperar 233U.
Los residuos líquidos de alta actividad (HLLW) generados durante el reprocesamiento del combustible gastado contienen la mayor parte de la radiactividad generada en todo el ciclo del combustible nuclear . El HLLW se inmoviliza en una matriz de vidrio de borosilicato de sodio inerte mediante un proceso llamado vitrificación . Los residuos vitrificados se almacenan durante un período provisional en una bóveda refrigerada por aire para facilitar la disipación del calor generado durante la desintegración radiactiva . Previo a su eventual disposición en instalación de disposición geológica . La vitrificación de HLLW es un proceso complejo y plantea desafíos en vista de las operaciones a alta temperatura en presencia de una gran cantidad de radiactividad . Como resultado, muy pocos países en el mundo pueden dominar la tecnología de vitrificación de HLLW y la India se encuentra entre ellos. Para la vitrificación de HLLW se han desarrollado de forma autóctona tres tecnologías de fusor, el fusor metálico calentado por inducción (IHMM), el fusor cerámico calentado por Joule (JHCM) y el fusor por inducción con crisol en frío (CCIM). Se han construido y operado con éxito plantas de vitrificación HLLW, basadas en tecnologías IHMM o JHCM, en los sitios de Trombay , Tarapur y Kalpakkam en la India.
Celda de vitrificación (IHMM), WIP, fusor cerámico calentado Trombay Joule, Tarapur Vista interior del fusor por inducción de crisol frío La I+D en el campo de la separación de actínidos menores de HLLW también tiene como objetivo separar los componentes de residuos radiactivos de larga vida antes de inmovilizarlos. en matriz de vidrio. Está previsto que los radiocontaminantes de larga vida se quemen en sistemas de reactores rápidos o subcríticos impulsados por aceleradores para convertirlos en especies de vida corta. Esto reducirá en gran medida la necesidad de aislar a largo plazo los radionucleidos del medio ambiente. La I+D también se dirige a la gestión de cascos, trozos contaminados de tubos revestidos de circonio después de la disolución del combustible, y a instalaciones de eliminación geológica para la eliminación segura de HLLW vitrificados y desechos de larga duración con el objetivo de aislar a largo plazo los radionucleidos del entorno humano . [18]
La instalación de fabricación avanzada de combustible (AFFF), una instalación de fabricación de combustible MOX , [19] [20] es parte de la Junta de Reciclaje Nuclear (NRB), [21] y está ubicada en la central atómica de Tarapur en Tarapur, Maharashtra . Produce combustible MOX a base de plutonio para la etapa 2 del Programa Nuclear de la India. La unidad ha producido con éxito 100.000 pines de combustible para el PFBR de Bhavini con sede en Kalpakam. Sin embargo, PFBR ha enfrentado retrasos significativos y silenciosos a lo largo de los años. [22] [23]
La investigación interdisciplinaria incluye la investigación de la materia en diferentes entornos fisicoquímicos, incluida la temperatura, el campo magnético y la presión. Se están empleando reactores, aceleradores de iones y electrones y láseres como herramientas para investigar fenómenos cruciales en materiales en amplias escalas de tiempo y duración. Las principales instalaciones operadas por BARC para la investigación en ciencias físicas incluyen el acelerador lineal Pelletron-Superconducting en TIFR, el Centro Nacional para la Investigación de Haz de Neutrones (NFNBR) en Dhruva, varias líneas de haz de última generación en el sincrotrón INDUS , RRCAT -Indore, el telescopio Cherenkov atmosférico TeV con cámara de imágenes (TACTIC) en Mt. Abu, el acelerador de iones en tándem plegado (FOTIA) y las instalaciones de neutrones rápidos PURNIMA en BARC, el acelerador Tandetron de 3 MV en el Centro Nacional de Caracterización Composicional de Materials (NCCCM) en Hyderabad, el acelerador de electrones de 10 MeV en el Electron Beam Center en Navi Mumbai. BARC también cuenta con programas sostenidos de desarrollo local de detectores , sensores , espectrómetros de masas , técnicas de obtención de imágenes y espejos multicapa. Los logros recientes incluyen: la puesta en servicio del Gran Telescopio Experimental Atmosférico Cerenkov (MACE) en Ladakh, un espectrómetro de neutrones de tiempo de vuelo en Dhruva, las líneas de haz en INDUS (dispersión de rayos X de ángulo pequeño y amplio (SWAXS) , cristalografía , espectroscopia infrarroja , estructura fina de absorción de rayos X extendida (EXAFS), espectroscopia fotoelectrónica (PES/PEEM), XRD de energía y ángulo dispersivo e imágenes), puesta en servicio de líneas de haz e instalaciones de detectores asociadas en las instalaciones BARC-TIFR Pelletron , el acelerador de protones de alta intensidad y baja energía (LEHIPA) en BARC, la microscopía holográfica digital para imágenes de células biológicas en Vizag.
El proyecto Acelerador de protones de alta intensidad y baja energía (LEHIPA) se está instalando en el edificio de instalaciones comunes de las instalaciones de BARC. El linac de protones de 20 MeV, 30 mA y CW constará de una fuente de iones de 50 keV, un cuadrupolo de radiofrecuencia (RFQ) de 3 MeV y 4 m de largo y un linac de tubo de deriva de 3-20 MeV y 12 m de largo ( DTL) y un volcado de haz.El Gran Telescopio Experimental Atmosférico Cerenkov (MACE) es un telescopio de imágenes atmosférico Cerenkov (IACT) ubicado cerca de Hanle , Ladakh , India. Es el telescopio Cerenkov más alto (en altitud) y el segundo más grande del mundo. Fue construido por Electronics Corporation of India , Hyderabad, para el Centro de Investigación Atómica Bhabha y fue ensamblado en el campus del Observatorio Astronómico Indio en Hanle. El telescopio es el segundo telescopio de rayos gamma más grande del mundo y ayudará a la comunidad científica a mejorar su comprensión en los campos de la astrofísica , la física fundamental y los mecanismos de aceleración de partículas . El telescopio más grande de la misma clase es el telescopio del Sistema Estereoscópico de Alta Energía (HESS) de 28 metros de diámetro que se utiliza en Namibia.
La investigación básica y aplicada en curso abarca un amplio espectro que abarca la física de la materia condensada , la física nuclear, las ciencias astrofísicas y la espectroscopia atómica y molecular . Las áreas de investigación importantes incluyen magnetismo avanzado , materiales blandos y nanoestructurados, materiales energéticos, películas delgadas y multicapas, estudios de fusión-fisión basados en aceleradores/reactores, astrofísica nuclear, gestión de datos nucleares, física de neutrinos basada en reactores , astrofísica de muy alta energía. y física de astropartículas.
Algunas de las importantes actividades de desarrollo en curso son: centelleo indio o matriz para antineutrinos de reactores (ISMRAN), guías de neutrones, polarizadores y superespejos de neutrones , cavidades de RF superconductoras basadas en Nb , detector de germanio de alta pureza , detectores de neutrones 2-D, criógenos. Imanes superconductores libres , separador electromagnético de radioisótopos, baterías nucleares y generadores termoeléctricos de radioisótopos (RTG), fuente de energía y fuente de neutrones fríos de hidrógeno líquido . Otras actividades incluyen la investigación y el desarrollo del Observatorio de Neutrinos (INO) con sede en la India y la computación cuántica . [24]
BARC diseñó y desarrolló una serie de supercomputadoras para su uso interno. Se utilizaron principalmente para simulaciones de dinámica molecular, física de reactores , física teórica , química computacional , dinámica de fluidos computacional y análisis de elementos finitos .
El último de la serie es Anupam-Aganya [25] . BARC comenzó el desarrollo de supercomputadoras en el marco del proyecto ANUPAM en 1991 y, hasta la fecha, ha desarrollado más de 20 sistemas informáticos diferentes. Todos los sistemas ANUPAM han empleado procesamiento paralelo como filosofía subyacente y MIMD (Instrucción múltiple, datos múltiples) como arquitectura central . BARC, al ser una organización de investigación multidisciplinaria, cuenta con un gran grupo de científicos e ingenieros que trabajan en diversos aspectos de la ciencia y la tecnología nucleares y, por lo tanto, participan en la realización de cálculos de diversa naturaleza. Para acortar el período de gestación, las computadoras paralelas se construyeron con componentes disponibles comercialmente, siendo la principal contribución de BARC en las áreas de integración de sistemas , ingeniería de sistemas , desarrollo de software de sistemas, desarrollo de software de aplicaciones y ajuste fino del sistema. y soporte a un conjunto diverso de usuarios.
La serie comenzó con un pequeño sistema de cuatro procesadores en 1991 con un rendimiento sostenido de 34 MFlops. Teniendo en cuenta las demandas cada vez mayores de los usuarios, periódicamente se han construido nuevos sistemas con una potencia computacional cada vez mayor. La última de la serie de supercomputadoras es Anupam-Aganya con potencia de procesamiento de 270 TFLOPS y SUPERCOMPUTADORA DE PROCESAMIENTO PARALELO ANUPAM-ATULYA: Proporciona un rendimiento LINPACK sostenido de 1,35 PetaFlops para resolver problemas científicos complejos. [10]
La investigación y el desarrollo de programación eléctrica, electrónica, instrumentación y computadoras de BARC se realizan en los campos de la ciencia y la tecnología nucleares, y esto ha resultado en el desarrollo de diversas tecnologías autóctonas.
En los campos de la energía nuclear, se diseñaron, desarrollaron e implementaron muchos sistemas de control e instrumentación, incluidos sistemas de inspección en servicio, para reactores nucleares que van desde PHWR , AHWR , LWR , PFBR hasta reactores de investigación de nueva generación y C&I para instalaciones de reprocesamiento. El desarrollo de simuladores para centrales nucleares es inmenso, ya que proporcionan las mejores instalaciones de capacitación para el personal del reactor y también para la concesión de licencias a los operadores de reactores.
Las competencias básicas cubren un amplio espectro e incluyen sensores de procesos, detectores de radiación , instrumentos nucleares, microelectrónica , MEMS , sistemas integrados en tiempo real, modelado y simulación, redes informáticas , ingeniería de software de alta integridad , sistemas DAQ de alto rendimiento, suministros de alto voltaje, procesamiento de señales digitales . , procesamiento de imágenes , aprendizaje profundo , control de movimiento , electrónica de seguridad, electrónica médica, etc. Desarrollo de sistemas de estabilización para buscadores, unidad de plataforma de antena para radar multimodo LCA HAL Tejas , servosistema para la red india de espacio profundo IDSN32: antena de 32 metros con seguimiento Chandrayaan-I y Mangalyaan , PIG instrumentado para inspección de tuberías de petróleo, servocontrol y electrónica de cámara para telescopio MACE, sistemas de monitoreo de radiación y radiometría, etc. Diversas tecnologías derivadas incluyen productos desarrollados para el sector industrial, médico, de transporte, de seguridad y aeroespacial. y aplicaciones de defensa.
Productos electrónicos genéricos como plataforma de Controlador Lógico Programable Cualificado (TPLC-32), adecuada para implementación en aplicaciones críticas para la seguridad, medidores de reactividad, sistemas de protección de maquinaria, dispositivos de seguridad para protección física, sistemas de control de acceso , sistemas de detección perimetral de intrusiones, sistemas de CCTV y videovigilancia. , Microscopio Electrónico de Barrido , Sistemas de Comunicación VHF han sido desarrollados como parte del proceso de indigenización. [10]
La ciencia e ingeniería de materiales desempeña un papel importante en todos los aspectos, incluido el mantenimiento y el apoyo al programa nuclear indio y también el desarrollo de tecnologías avanzadas. Los minerales que contienen elementos de interés para DAE, por ejemplo, uranio y elementos de tierras raras, se utilizan para desarrollar técnicas de beneficio/diagramas de flujo para mejorar el valor del metal para su extracción. Se produce el uranio metálico necesario para los reactores de investigación. Uranium Corporation of India mejora la eficiencia del proceso para la operación de molinos de uranio y aplica insumos en las plantas . Se desarrolla y demuestra el diagrama de flujo del proceso para separar óxidos de tierras raras individuales de diferentes recursos (incluidos los de fuentes secundarias, por ejemplo, chatarra/productos usados) y se transfiere la tecnología a Indian Rare Earths Limited (IREL) para la producción en sus plantas. Todos los requisitos de los materiales refractarios para aplicaciones DAE, incluidas las aplicaciones de absorción de neutrones, se cumplen mediante la investigación, el desarrollo y la producción en Materials Group. Materials Group trabaja para el desarrollo de diagramas de flujo/procesos para los materiales necesarios para plantas/aplicaciones de DAE, por ejemplo, esponja de Ti, aleaciones avanzadas, recubrimientos que utilizan diversos procesos, incluida la cementación por paquetes, vapor químico, vapor físico, galvanoplastia / revestimiento no electrolítico . También se ha demostrado la recuperación de cobalto de alta pureza a partir de diversos desechos y materiales de desecho y se han transferido tecnologías para su producción.
Se realizan investigaciones dirigidas a tecnologías avanzadas de materiales utilizando Termodinámica , Mecánica , Simulación y Modelado , caracterización y evaluación de desempeño. Los estudios destinados a comprender el daño por radiación en los materiales se llevan a cabo utilizando técnicas de caracterización avanzadas para ayudar en el desarrollo de aleaciones y las actividades de evaluación de la degradación de materiales. Generación de bases de datos termofísicas y de propiedades de defectos de materiales nucleares, por ejemplo, combustibles metálicos y de óxidos mixtos basados en Thoria ; Se prosiguen los estudios sobre aleaciones Fe-Zr y minerales naturales y sintéticos como huéspedes para la inmovilización de residuos metálicos mediante modelaciones y simulaciones.
Se está desarrollando nuevos disolventes para extraer elementos seleccionados de los residuos nucleares para aplicaciones médicas y valores metálicos específicos de los residuos electrónicos . Tecnologías como la síntesis a gran escala de nanotubos de carbono (CNT), ferroaleaciones bajas en carbono ( FeV , FeMo , FeNb , FeW, FeTi y FeC), producción de polvo metálico de tungsteno y fabricación de tungsteno (W) y aleaciones pesadas de tungsteno. (WHA) y la producción de polvo de diboruro de circonio (ZrB 2 ) y la fabricación de formas de ZrB 2 de alta densidad , etc. [26]
Las características clave que subyacen al esfuerzo de desarrollo son la autosuficiencia, lograr productos con especificaciones de pureza muy altas, trabajar con procesos de separación caracterizados por factores de separación bajos, apuntar a altas recuperaciones, utilización óptima de recursos escasos, benignidad ambiental, alta eficiencia energética y operación continua estable. . Se ha demostrado la aplicación de la energía nuclear con fines no energéticos en el ámbito de la desalinización del agua utilizando tecnologías como la destilación instantánea en múltiples etapas y la destilación multiefecto con compresión térmica de vapor (MED-TVC). Se han implementado tecnologías de membrana no sólo para el tratamiento de desechos nucleares sino también para la sociedad en general, en consonancia con la Misión Jal Jeevan del Gobierno de la India de proporcionar agua potable a nivel doméstico.
Desarrollo y demostración de tecnología de lecho fluidizado para aplicaciones en el ciclo del combustible nuclear; síntesis y evaluación de nuevos extractantes; síntesis de materiales TBM (síntesis de guijarros de titanato de litio ); modelado molecular para diversos fenómenos (como la permeación del hidrógeno y sus isótopos a través de diferentes metales, la desalinización mediante nanotubos de carbono , el efecto de la composición del vidrio sobre las propiedades relevantes para la vitrificación , el diseño de disolventes y estructuras organometálicas); aplicaciones de microrreactores para la intensificación de procesos específicos procesos; desarrollo de procesos de desalinización por congelación a baja temperatura; sistemas de desalinización integrados y respetuosos con el medio ambiente basados en descargas cero de líquidos; tratamiento de efluentes industriales; membranas de nueva generación (como membranas nanocompuestas de alto rendimiento a base de grafeno , membranas para hemodiálisis , ósmosis directa y membranas metálicas); generación y almacenamiento de hidrógeno mediante diversos procesos (división electroquímica del agua, ciclos termoquímicos híbridos yodo-azufre, ciclos termoquímicos híbridos cobre-cloro); desarrollo de materiales de gel adsorbentes para separaciones específicas; mejora de agua pesada ; revestimientos metálicos para diversas aplicaciones (como permeadores de membrana, generadores de neutrones y aplicaciones especiales); deposición química de vapor en lecho fluidizado; y aplicaciones de procesos químicos de la tecnología de ultrasonido (UT).
BARC en Trombay ha desarrollado y puesto en funcionamiento un licuador de helio de 50 L/h de capacidad (LHP50) preenfriado y modificado con un ciclo Claude modificado. Las principales tecnologías de componentes involucradas en el LHP50 incluyen turboexpansores en miniatura soportados por cojinetes de gas de velocidad ultra alta e intercambiadores de calor de aletas de placas compactos junto con tuberías criogénicas y válvulas de vástago largo, todos alojados dentro de la caja fría del LHP50. Otros equipos importantes incluyen una línea coaxial de transferencia de helio y un recipiente receptor de helio líquido. [27]
BARC también monitorea el impacto ambiental y la evaluación de dosis/riesgos de contaminantes radiológicos y químicos, la vigilancia ambiental y la protección radiológica para todas las instalaciones del ciclo del combustible nuclear, y las investigaciones meteorológicas e hidrogeológicas para los sitios DAE. Modelización del transporte y dispersión de contaminantes en la atmósfera y la hidrosfera, Evaluación del impacto radiológico de las prácticas de gestión y eliminación de desechos, Desarrollo de sistemas de vigilancia de la radiación ambiental y Establecimiento de una red nacional de vigilancia de la radiación, establecimiento de puntos de referencia para evaluar el impacto radiológico de las actividades de energía nuclear. sobre el medio marino. Los aspectos más destacados de estos programas son la química de positrones y positronio, la química y espectroscopia de actínidos, la hidrología isotópica para la gestión de recursos hídricos, el radiotrazador para aplicaciones industriales, la separación y purificación de nuevos radionucleidos para aplicaciones médicas, el desarrollo avanzado de combustible mediante el método sol gel y el control de calidad química. de combustibles nucleares, Complejación y especiación de actínidos, Desarrollo de métodos de separación para procesos finales del ciclo del combustible.
Los otros proyectos de investigación importantes son la evaluación de las propiedades termofísicas de los sistemas de reactores reproductores de sales fundidas (MSBR), el desarrollo de materiales captadores de núcleos, la mitigación del hidrógeno, los catalizadores para la producción de hidrógeno , los materiales de almacenamiento de hidrógeno, la nanoterapia y los biosensores, y la descontaminación de los componentes del reactor. , control de bioincrustaciones y estudios de ecología térmica, química supramolecular, química ambiental e interfacial, dinámica de reacción ultrarrápida, espectroscopia de molécula única, síntesis y aplicaciones de nanomateriales, aplicaciones de plasma frío, materiales luminiscentes para bioimagen, materiales para dispositivos emisores de luz y aplicaciones de seguridad, etc. .
Desarrollo de nuevas variedades de cultivos de élite, incluidas semillas oleaginosas y legumbres. Utilizando mutagénesis inducida por radiación, hibridación y técnicas de cultivo de tejidos, se han desarrollado, liberado y notificado en la Gaceta Oficial para su cultivo comercial 49 variedades de cultivos. Desarrollo de marcadores moleculares, transgénicos, biosensores, formulaciones de fertilizantes con mejora de la eficiencia en el uso de nutrientes. Comprensión de la reparación del daño del ADN, replicación, biología redox y proceso de autofagia y desarrollo de radiosensibilizadores y quimiosensibilizadores para la terapia del cáncer. Diseño y síntesis de organoforóforos y moléculas electrónicas orgánicas, relevantes para las ciencias nucleares y beneficios sociales (tecnología avanzada y salud). Diseño y síntesis de organoforóforos y moléculas electrónicas orgánicas, relevantes para las ciencias nucleares y beneficios sociales (tecnología avanzada y salud). [28]
Síntesis y desarrollo de ligandos de medicina nuclear para el diagnóstico y terapia del cáncer y otras enfermedades. Síntesis total asimétrica y métodos organocatalíticos (enfoque de química verde) para la síntesis de compuestos biológicamente activos. Actividades de investigación y desarrollo en las áreas fronterizas de la biología de la radiación para comprender el efecto de las radiaciones LET altas y bajas, la exposición crónica y aguda a la radiación, la radiación de fondo elevada y la exposición a radionúclidos en células de mamíferos, células cancerosas, roedores experimentales y la salud humana. [28]
La investigación preclínica y traslacional tiene como objetivo el desarrollo de nuevos fármacos y terapias para la prevención y mitigación de lesiones por radiación, la eliminación de metales pesados y el tratamiento de trastornos inflamatorios y cánceres. Estudiar estructuras macromoleculares e interacciones proteína-ligando mediante técnicas biofísicas como cristalografía de rayos X, dispersión de neutrones, dicroísmo circular y radiación sincrotrón, con el objetivo de diseñar ab-initio moléculas terapéuticas. Comprender las bases celulares y moleculares de la respuesta al estrés en bacterias, plantas y animales. Comprender la extraordinaria resistencia al daño del ADN y la tolerancia al estrés oxidativo en bacterias, y la regulación epigenética del empalme alternativo en plantas y células de mamíferos. [28]
Desarrollo de tecnologías de edición del genoma mediadas por CRISPR-Cas en investigación básica y aplicada y se dedica al desarrollo de tecnologías genéticas y productos para aplicaciones biomédicas. Estudios sobre el secuestro de uranio por Nostoc y bacterias aisladas de minas de uranio. Investigación y desarrollo de nuevos radiofármacos con fines diagnósticos y terapéuticos. [28]
Síntesis de sustratos a partir de precursores adecuados para su uso en el radiomarcaje con radioisótopos diagnósticos ( 99m Tc) y terapéuticos ( 177 Lu, 153 Sm, 166 Ho, 186/188 Re, 109 Pd, 90 Y, 175 Yb, 170 Tm) en el preparación de agentes destinados a ser utilizados como radiofármacos. Preparación personalizada de fuentes especiales para satisfacer los requisitos de la Organización de Investigación de Defensa de la India (DRDO) y los Laboratorios Nacionales de Investigación, como el Laboratorio Nacional de Investigación en Física, ISRO, etc. [28]
El programa de energía nuclear de tres etapas de la India fue formulado por Homi Bhabha en la década de 1950 para asegurar la independencia energética del país a largo plazo, mediante el uso de reservas de uranio y torio encontradas en las arenas de monacita de las regiones costeras del sur de la India. El objetivo final del programa es permitir que las reservas de torio de la India se utilicen para satisfacer las necesidades energéticas del país. El torio es particularmente atractivo para la India, ya que tiene sólo entre el 1% y el 2% de las reservas mundiales de uranio, pero tiene una de las mayores proporciones de las reservas mundiales de torio, aproximadamente el 25% de las reservas de torio conocidas del mundo. [29]
En la primera etapa del programa, los reactores de agua pesada a presión (PHWR) alimentados con uranio natural producen electricidad y generan plutonio-239 como subproducto. Los PHWR fueron una elección natural para implementar la primera etapa porque tenían el diseño de reactor más eficiente en términos de utilización de uranio, y la infraestructura india existente en la década de 1960 permitió una rápida adopción de la tecnología PHWR. El uranio natural contiene sólo el 0,7% del isótopo fisible uranio-235. La mayor parte del 99,3% restante es uranio-238, que no es fisible pero puede convertirse en un reactor en el isótopo fisionable plutonio-239. Se utiliza agua pesada (óxido de deuterio, D 2 O) como moderador y refrigerante. [30]
En la segunda etapa, los reactores reproductores rápidos (FBR) utilizarían un combustible de óxido mixto (MOX) elaborado a partir de plutonio-239, recuperado mediante el reprocesamiento del combustible gastado de la primera etapa, y uranio natural. En los FBR, el plutonio-239 se fisión para producir energía, mientras que el uranio-238 presente en el combustible de óxido mixto se transmuta en plutonio-239 adicional. Por lo tanto, los FBR de Etapa II están diseñados para "generar" más combustible del que consumen. Una vez que se haya acumulado el inventario de plutonio-239, el torio puede introducirse como material de cobertura en el reactor y transmutarse en uranio-233 para su uso en la tercera etapa. El excedente de plutonio generado en cada reactor rápido puede usarse para instalar más reactores de este tipo. , y podría así aumentar la capacidad de energía nuclear civil de la India hasta el punto en que los reactores de tercera etapa que utilizan torio como combustible puedan entrar en funcionamiento. El diseño del primer reproductor rápido del país, llamado Prototype Fast Breeder Reactor (PFBR), fue realizado por el Centro Indira Gandhi de Investigación Atómica (IGCAR). [31]
El tiempo de duplicación se refiere al tiempo necesario para extraer como resultado el doble de la cantidad de combustible fisionable que se alimentó como entrada en los reactores reproductores. Esta métrica es fundamental para comprender los períodos de tiempo que son inevitables durante la transición de la segunda etapa a la tercera etapa del plan de Bhabha, porque la acumulación de una reserva fisionable suficientemente grande es esencial para el gran despliegue de la tercera etapa. [32]
Un reactor de etapa III o un sistema de energía nuclear avanzado implica una serie autosostenida de reactores alimentados con torio-232-uranio-233. Se trataría de un reactor reproductor térmico, que en principio se puede recargar de combustible (después de su carga inicial de combustible) utilizando únicamente torio natural. Según el programa de tres etapas, la energía nuclear india podría crecer hasta aproximadamente 10 GW a través de PHWR alimentados con uranio nacional, y el crecimiento superior tendría que provenir de FBR hasta aproximadamente 50 GW.[b] La tercera etapa se implementará únicamente una vez alcanzada esta capacidad. [33] [34]
Como hay un gran retraso antes de la utilización directa del torio en el programa de tres etapas, el país está estudiando diseños de reactores que permitan un uso más directo del torio en paralelo con el programa secuencial de tres etapas. Las tres opciones que se están considerando son los sistemas indios impulsados por aceleradores (IADS), el reactor avanzado de agua pesada (AHWR) y el reactor compacto de alta temperatura. También se está desarrollando un reactor de sales fundidas .
El Departamento de Energía Atómica de la India y el Fermilab de los EE.UU. están diseñando sistemas únicos, primeros en su tipo, impulsados por aceleradores. Ningún país ha construido todavía un sistema impulsado por aceleradores para la generación de energía. Anil Kakodkar, ex presidente de la Comisión de Energía Atómica, calificó esto como un megaproyecto científico y una "necesidad" para la humanidad. [35] [36]
BARC ha desarrollado una amplia gama de diseños de reactores nucleares para investigación nuclear, producción de radioisótopos, propulsión naval y generación de electricidad.
BARC ha desarrollado varios tamaños de reactores de agua pesada presurizada de clase IPHWR impulsados por uranio natural para la primera etapa . Programa de energía nuclear de tres etapas que produce electricidad y plutonio-239 para alimentar los reactores reproductores rápidos que está desarrollando IGCAR para la segunda. etapa del programa.
La clase IPHWR se desarrolló a partir de los reactores CANDU construidos en RAPS en Rawatbhata, Rajasthan. A partir de 2020, se han desarrollado tres diseños sucesivamente más grandes , IPHWR-220 , IPHWR-540 e IPHWR-700, con una capacidad de generación de electricidad de 220 MWe, 540 MWe y 700 MWe respectivamente.
BARC está desarrollando un diseño avanzado de reactor de agua pesada de 300 MWe que funciona con torio-232 y uranio-233 para alimentar la tercera etapa del programa de energía nuclear de tres etapas de la India . El AHWR estándar será un ciclo cerrado de combustible nuclear. Se espera que el AHWR-300 tenga una vida útil cercana a los 100 años y utilizará uranio-233 producido en los reactores reproductores rápidos que está desarrollando IGCAR .
El reactor reproductor de sales fundidas de la India (IMSBR) es la plataforma para quemar torio como parte de la tercera etapa del programa de energía nuclear de la India. El combustible en IMSBR tiene la forma de una sal de fluoruro fundida en circulación continua que fluye a través de intercambiadores de calor para, en última instancia, transferir calor para la producción de energía al ciclo Brayton (SCBC) basado en CO 2 supercrítico para tener una mayor relación de conversión de energía en comparación con ciclo de conversión de energía existente. Gracias al combustible fluido, es posible el reprocesamiento en línea, extrayendo el 233Pa (formado en la cadena de conversión de 232Th a 233U) y permitiéndole desintegrarse a 233U fuera del núcleo, permitiendo así reproducirse incluso en el espectro de neutrones térmicos. Por lo tanto, IMSBR puede funcionar en un ciclo de combustible autosuficiente de 233U-Th. Además, al ser un reactor térmico, el requisito de 233U es menor (en comparación con el espectro rápido), lo que permite un mayor potencial de implementación. [39]
BARC, con la experiencia adquirida en el desarrollo del reactor de agua ligera para el submarino clase Arihant , está desarrollando un gran diseño de reactor de agua presurizada de 900 MWe conocido como IPWR-900 . El diseño incluirá características de seguridad de Generación III+ como el sistema de eliminación de calor por descomposición pasiva, el sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo (ECCS), la retención de Corium y el sistema Core Catcher.
BARC ha desarrollado múltiples diseños de reactores de agua ligera adecuados para la propulsión marina nuclear para submarinos de la Armada de la India, comenzando con el diseño del reactor CLWR-B1 para el submarino clase Arihant . Se construirán un total de cuatro submarinos para esta clase.
India no es parte del Tratado de No Proliferación Nuclear (TNP), citando preocupaciones de que favorece injustamente a las potencias nucleares establecidas y no proporciona ninguna disposición para un desarme nuclear completo. Los funcionarios indios argumentaron que la negativa de la India a firmar el tratado se debía a su carácter fundamentalmente discriminatorio; el tratado impone restricciones a los estados sin armas nucleares, pero hace poco para frenar la modernización y expansión de los arsenales nucleares de los estados con armas nucleares. [40] [41]
Más recientemente, India y Estados Unidos firmaron un acuerdo para mejorar la cooperación nuclear entre los dos países y para que India participe en un consorcio internacional sobre investigación de fusión, ITER (Reactor Experimental Termonuclear Internacional). [42] [43]
El BARC también investiga biotecnología en Gamma Gardens y ha desarrollado numerosas variedades de cultivos resistentes a enfermedades y de alto rendimiento, en particular maní. También realiza investigaciones en Magnetohidrodinámica de Metales Líquidos para la generación de energía.
El 4 de junio de 2005, con la intención de fomentar la investigación en ciencias básicas, BARC inició el Instituto Nacional Homi Bhabha . Las instituciones de investigación afiliadas a BARC (Centro de Investigación Atómica Bhabha) incluyen IGCAR ( Centro Indira Gandhi de Investigación Atómica ), RRCAT ( Centro Raja Ramanna de Tecnología Avanzada ) y VECC ( Centro de Ciclotrón de Energía Variable ).
Los proyectos de energía que se han beneficiado de la experiencia de BARC pero que pertenecen a NPCIL ( Nuclear Power Corporation of India Limited ) son KAPP ( Kakrapar Atomic Power Project ), RAPP ( Rajasthan Atomic Power Project ) y TAPP ( Tarapur Atomic Power Project ).
El Centro de Investigación Atómica de Bhabha, además de su mandato de investigación nuclear, también realiza investigaciones en otras áreas de alta tecnología como aceleradores, haces de microelectrones, diseño de materiales, supercomputadoras y visión por computadora, entre otras. El BARC cuenta con departamentos dedicados a estos campos especializados. BARC ha diseñado y desarrollado, para uso propio, una infraestructura de supercomputadoras, Anupam utilizando tecnología de punta.