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 el 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 es supervisado directamente por el Primer Ministro de la India .
BARC es un centro de investigación multidisciplinario con una amplia infraestructura para investigación y desarrollo avanzados que abarca 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 e investigación asociada para el programa nuclear indio y áreas relacionadas.
El mandato principal de BARC es sustentar las aplicaciones pacíficas de la energía nuclear . Gestiona todas las facetas de la generación de energía nuclear , desde el diseño teórico de reactores hasta el modelado y simulación por computadora, el análisis de riesgos , el desarrollo y prueba de nuevos materiales y combustibles para reactores, etc. También investiga el procesamiento de combustible gastado y la eliminación segura de desechos nucleares. Sus otras áreas de investigación se centran en las aplicaciones de isótopos en industrias, tecnologías de radiación y su aplicación a la salud, alimentos y medicinas, agricultura y medio ambiente, tecnología de aceleradores y láser , electrónica , instrumentación y control de reactores y ciencia de materiales , medio ambiente y monitoreo de radiación , etc. BARC opera una serie de reactores de investigación en todo el país. [3]
Sus principales instalaciones se encuentran en Trombay , y también hay nuevas instalaciones en Challakere , en el distrito de Chitradurga , en Karnataka . Se está construyendo una nueva instalación especial de enriquecimiento de minerales, centrada en el enriquecimiento de combustible de uranio, en Atchutapuram , cerca de Visakhapatnam, en Andhra Pradesh , para 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 existía ningún instituto en la India que tuviera las instalaciones necesarias para realizar trabajos originales en física nuclear , rayos cósmicos , física de alta energía 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". [ cita requerida ]
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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 dedicado exclusivamente a este propósito. Para ello, se adquirieron 1200 acres de tierra en Trombay al gobierno de Bombay . Así, en 1954, comenzó a funcionar el Atomic Energy Establishment Trombay (AEET). Ese mismo año, también se creó el Department of Atomic Energy (DAE).
Bhabha creó la Escuela de Formación BARC para atender las necesidades de mano de obra del programa de investigación y desarrollo de energía atómica en expansión. Bhabha hizo hincapié en la autosuficiencia en todos los campos de la ciencia y la ingeniería nuclear.
El Gobierno de la India creó el Atomic Energy Establishment, 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 nucleares y tecnología bajo la Comisión de Energía Atómica. Todos los científicos e ingenieros dedicados a los campos de diseño y desarrollo de reactores, instrumentación , metalurgia y ciencia de los materiales , etc., fueron transferidos con sus respectivos programas del Tata Institute of Fundamental Research (TIFR) al AEET, y el TIFR mantuvo su enfoque original en la investigación fundamental en las ciencias. Después de la muerte de Bhabha en 1966, el centro pasó a llamarse Bhabha Atomic Research Centre el 22 de enero de 1967. [1]
Los primeros reactores de BARC y sus centros de generación de energía afiliados fueron importados de Occidente. Los primeros reactores de energía de la India, instalados en la central nuclear de Tarapur, procedían de Estados Unidos.
La importancia primordial del BARC es su función como centro de investigación. El BARC y el gobierno indio han mantenido constantemente que los reactores se utilizan únicamente para este propósito: Apsara (1956; nombrado así 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 la ayuda de los EE. UU.), el ahora extinto ZERLINA (1961; Reactor de energía cero para investigaciones en red y ensayos 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 investigación básica en física nuclear. Es un reactor térmico tipo piscina moderado y refrigerado por agua ligera de 1 MWTh 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 prueba de detectores de neutrones. Se cerró de forma permanente en 2010 y se reemplazó por Apsara-U. Purnima-I es un reactor rápido pulsado de 1 MWTh alimentado con óxido de plutonio que se construyó a partir de 1970 y entró en estado crítico el 18 de mayo de 1972 principalmente para respaldar la validación de parámetros de diseño para el desarrollo de armas nucleares alimentadas con 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 establecer cálculos de referencia sobre el comportamiento de un sistema de reacción en cadena hecho de plutonio . El comportamiento cinético del sistema justo por encima del crítico pudo estudiarse bien. Físicos muy inteligentes pudieron calcular entonces el comportamiento temporal del núcleo de una bomba en compresión isotrópica. Se investigaron cuáles serían los parámetros críticos, cómo lograr una potencia explosiva óptima y su dependencia del primer detonador de neutrones autosostenible". [ cita requerida ] Fue desmantelado en 1973. [ cita requerida ]
Junto con la DRDO y otras agencias y laboratorios, el BARC también desempeñó un papel esencial e importante en la tecnología y la investigación de armas nucleares. El plutonio utilizado en la prueba nuclear Smiling Buddha de la India en 1974 provino del CIRUS. En 1974, el director de todo este proyecto de bomba nuclear era el director del BARC, Raja Ramanna . El iniciador de neutrones era del tipo polonio-berilio y tenía el nombre en código Flower y fue desarrollado por el BARC. La bomba nuclear completa fue diseñada y finalmente ensamblada por ingenieros indios en Trombay antes de ser transportada al sitio de prueba. La prueba de 1974 (y las pruebas de 1998 que siguieron) dieron a los científicos indios los conocimientos tecnológicos y la confianza no solo 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 combustible de grado armamentístico que se utilizaría en el desarrollo de armas nucleares.
El BARC también participó en la serie de cinco pruebas nucleares de Pokhran-II , llevadas a cabo en el campo de pruebas de Pokhran en mayo de 1998. Fue la segunda prueba nuclear realizada por la India después de Smiling Buddha. Las pruebas lograron su objetivo principal de dar a la India la capacidad de construir armas de fisión y termonucleares ( bombas de hidrógeno /bombas 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 a lo largo de décadas". [4] Posteriormente, la India estableció una capacidad de simulación por computadora para predecir las potencias 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 Minerales Atómicos para la Exploración e Investigación (AMDER) y la Organización de Investigación y Desarrollo de la Defensa (DRDO) participaron en el ensamblaje, diseño, detonación y recopilación de datos de las armas nucleares. [5]
El 3 de junio de 1998, el grupo de hackers milw0rm , formado por hackers de Estados Unidos, Reino Unido y Nueva Zelanda, pirateó el sitio web BARC . Los hackers descargaron información clasificada, desfiguraron el sitio web y borraron datos de los servidores.
BARC también diseñó una clase de reactor de agua pesada presurizada indio ( IPHWR, por sus siglas en inglés), cuyo diseño básico de 220 MWe se desarrolló a partir del reactor canadiense CANDU . El diseño se amplió posteriormente a diseños de 540 MW y 700 MW.
El IPHWR-220 (Indian Pressurized Heavy Water Reactor-220) fue el primer reactor de agua pesada presurizada de la India diseñado por el Centro de Investigación Atómica Bhabha. Es un reactor de Generación II desarrollado a partir de los reactores RAPS-1 y RAPS-2 basados en CANDU construidos en Rawatbhata, Rajasthan. Actualmente hay 14 unidades operativas en varios lugares de la India. Una vez completado el diseño del IPHWR-220, se inició un diseño más grande de 540 MWe alrededor de 1984 bajo la égida 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 más tarde a 700 MWe con el objetivo principal de mejorar la eficiencia del combustible y desarrollar un diseño estandarizado para ser instalado en muchos lugares de la India como un esfuerzo de modo de flota. El diseño también se actualizó para incorporar características de la Generación III+. Casi el 100% de las piezas de estos reactores de diseño autóctono son fabricadas por la industria india.
BARC diseñó y construyó el primer reactor de agua presurizada 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 del Arihant. Otros tres submarinos de la clase ( clase Arihant ), incluidos los próximos [ ¿cuándo? ] INS arighat , S4 y S4* también recibirán la misma clase de reactores como propulsión primaria. [8] [9]
BARC también desarrolló sistemas de estabilización para buscadores, unidades de antena para el caza multifunción indio HAL Tejas y contribuyó a las misiones Chandrayaan-I y Mangalyaan . BARC ha contribuido a la colaboración con varios megaproyectos científicos de renombre nacional e internacional, a saber, CERN ( LHC ), el Observatorio de Neutrinos con sede en India (INO), ITER , el Acelerador de Protones de Alta Intensidad y Baja Energía (LEHIPA), la Instalación para la Investigación de Antiprotones e Iones (FAIR), el Telescopio Experimental Atmosférico Mayor Cerenkov (MACE), etc. [10]
En 2012 se informó de que se habían planificado nuevas instalaciones y campus del BARC en Atchutapuram , cerca de Visakhapatnam en Andhra Pradesh , y en Challakere , en el distrito de Chitradurga, en Karnataka. El BARC instalaría un reactor de investigación especial de 30 MW que utilizaría un 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 investigación y desarrollo avanzados que abarca 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 e investigación asociada 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 abarcan todo el espectro de la ciencia nuclear, la ingeniería química , la radiología y su aplicación a la salud, la alimentación, la medicina, la agricultura y el medio ambiente, la tecnología de aceleradores y láser, la electrónica, la informática de alto rendimiento , la instrumentación y el control de reactores, la ciencia de los materiales y el monitoreo de la radiación , la física de alta energía y la física del 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 . [16]
BARC lleva a cabo una amplia y avanzada labor de investigación y desarrollo que abarca 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 informática avanzada, la física del plasma de alta energía y la investigación asociada al programa nuclear indio y áreas relacionadas. Entre ellas se encuentran las siguientes:
La India ocupa una posición única en el mundo en cuanto a la disponibilidad 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 realizado estudios sobre todos los aspectos del ciclo del combustible de torio : minería y extracción , fabricación de combustible, utilización en diferentes sistemas de reactores, evaluación de sus diversas propiedades y comportamiento de irradiación, reprocesamiento y reciclado . Algunos de los hitos importantes alcanzados / avances tecnológicos realizados en estos son los siguientes:
El proceso de producción de torio a partir de monacita está bien establecido. IREL ha producido varias toneladas de polvo de torio de grado nuclear . La fabricación de combustible basado en torio por el método de polvo-pellet está bien establecida. Se han fabricado pocas toneladas de combustible de torio en BARC y NFC para varias irradiaciones en reactores de investigación y potencia. Se han llevado a cabo estudios sobre el uso de torio en diferentes tipos de reactores con respecto a la gestión de combustible, el control del reactor y la utilización de combustible. Se ha construido una Instalación Crítica y se está utilizando para llevar a cabo experimentos con combustibles basados en torio. Se han llevado a cabo irradiaciones de combustible basado en torio en nuestros reactores de investigación y potencia. Barras de combustible de torio en la región del reflector del reactor de investigación CIRUS. Conjuntos de combustible de torio como carga de reactividad en el reactor de investigación Dhruva. Haces de combustible de torio para aplanamiento de flujo en el núcleo inicial de PHWR. Conjuntos de manta de torio en FBTR. Pines 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 post-irradiación en los haces de combustible de torio de PHWR irradiados y en los pines de combustible MOX (Th-Pu). Se han evaluado las propiedades termofísicas y termodinámicas de los combustibles basados en torio. Las barras de combustible de torio irradiadas en CIRUS se han reprocesado 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 torio irradiados en FBTR se han reprocesado en IGCAR . El 233U recuperado se ha utilizado para la irradiación experimental del conjunto de combustible 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 Potencia (PRTRF). El 233U recuperado se utilizará para experimentos de física del reactor en la Instalación Crítica AHWR.
Los reactores avanzados AHWR y AHWR300-LEU se han diseñado en BARC para impulsar la utilización a gran escala del torio. [17]
Una vez que se alcanza un determinado nivel de utilización de energía, conocido 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 descargado 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. India tiene más de cinco décadas de experiencia en el reprocesamiento de combustible gastado de reactores de primera etapa basados en uranio , lo que dio como resultado el desarrollo de un diagrama de flujo de reprocesamiento basado en PUREX muy maduro y 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. Basándose en 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), Trombay. Después de adquirir experiencia exitosa en la UTSF, se ha establecido la Instalación de Reprocesamiento de Torio del Reactor de Potencia (PRTRF) empleando tecnología avanzada basada en láser para desmantelar el haz de torio y un cortador mecánico de un solo pasador para cortar las barras de combustible. Los haces de combustible irradiados con torio 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 . Los HLLW se inmovilizan en una matriz de vidrio de borosilicato de sodio inerte a través de 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 , antes de su eliminación final en una instalación de eliminación geológica . La vitrificación de HLLW es un proceso complejo y plantea desafíos en vista de las operaciones de alta temperatura en presencia de una gran cantidad de radiactividad . Como resultado, muy pocos países en el mundo podrían dominar la tecnología de vitrificación de HLLW y la India se encuentra entre ellos. Se han desarrollado autóctonas tres tecnologías de fundición, la fundición metálica calentada por inducción (IHMM), la fundición cerámica calentada por Joule (JHCM) y la fundición por inducción de crisol frío (CCIM), para la vitrificación de HLLW. 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, fundidor cerámico calentado por Joule de Trombay, Tarapur Vista interior del fundidor de inducción de crisol frío La I+D en el campo de la partición de actínidos menores de los HLLW también tiene como objetivo separar los componentes de desechos radiactivos de larga duración antes de inmovilizarlos en una matriz de vidrio. Se planea quemar los radiocontaminantes de larga duración en reactores rápidos o sistemas subcríticos impulsados por aceleradores para convertirlos en especies de corta duración. Esto reducirá la necesidad de aislamiento a largo plazo de radionúclidos del medio ambiente de manera múltiple. La I+D también está dirigida a la gestión de cascos, piezas sobrantes contaminadas de tubos revestidos de circonio después de la disolución del combustible y la instalación de eliminación geológica para la eliminación segura de HLLW vitrificados y desechos de larga duración con el objetivo de aislar a largo plazo los radionúclidos del medio ambiente 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 Tarapur, Maharashtra . La Instalación de Fabricación Avanzada de Combustible ha fabricado combustibles MOX de manera experimental para BWR, PHWR, FBTR y reactores de investigación. Fabrica combustible MOX basado en plutonio para la etapa 2 del Programa Nuclear Indio. La unidad ha fabricado con éxito más de 1 lakh de elementos de combustible PFBR para el PFBR de Bhavini con base en Kalpakam. La AFFF se dedica actualmente a la fabricación de elementos de combustible PFBR para recargas de PFBR.
La AFFF también participa en la fabricación de combustible MOX AHWR (Thorium MOX Fuel) para la tercera etapa del programa nuclear indio y está experimentando con diferentes técnicas de fabricación. | [22]
La fabricación de combustible MOX en AFFF sigue el método de peletización de óxido en polvo (POP). Las principales operaciones son la mezcla y molienda, la precompactación, la granulación, la compactación final, la sinterización, el rectificado sin centro, la desgasificación, la soldadura de tapones, la descontaminación de elementos combustibles y el envoltorio de cables. AFFF también realiza el reciclaje de los desechos mediante pulverización térmica u oxidación y reducción basadas en microondas. AFFF utiliza soldadura láser para encapsular elementos combustibles junto con GTAW.
La investigación interdisciplinaria incluye el estudio de la materia en diferentes entornos fisicoquímicos, como la temperatura, el campo magnético y la presión. Se emplean reactores, aceleradores de iones y electrones y láseres como herramientas para investigar fenómenos cruciales en materiales en amplias escalas de longitud y tiempo. Las principales instalaciones operadas por BARC para la investigación en ciencias físicas incluyen el acelerador lineal Pelletron-Superconducting en TIFR, la Instalación Nacional para la Investigación de Haces de Neutrones (NFNBR) en Dhruva, varias líneas de haz de última generación en el sincrotrón INDUS , RRCAT -Indore, el Telescopio Atmosférico Cherenkov de 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 para la Caracterización Compositiva de Materiales (NCCCM) en Hyderabad, el acelerador de electrones de 10 MeV en el Centro de Haces de Electrones en Navi Mumbai.
BARC también ha mantenido programas de desarrollo autóctono de detectores , sensores , espectrómetros de masas , técnicas de formación 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 luz en INDUS (dispersión de rayos X de ángulo pequeño y amplio (SWAXS), cristalografía de proteínas , espectroscopia infrarroja , estructura fina de absorción de rayos X extendida (EXAFS), espectroscopia de fotoelectrones (PES/PEEM), XRD de energía y ángulo dispersivo, e imágenes), puesta en servicio de líneas de luz e instalaciones de detector asociadas en la instalación de peletrones BARC-TIFR, el acelerador de protones de alta intensidad y baja energía (LEHIPA) en BARC, la microscopía holográfica digital para la formación de imágenes de células biológicas en Vizag.
El proyecto LEHIPA (Acelerador de protones de baja energía y alta intensidad) se está instalando en el edificio de instalaciones comunes de BARC. El acelerador lineal de protones de onda continua de 20 MeV y 30 mA constará de una fuente de iones de 50 keV, un cuadrupolo de radiofrecuencia (RFQ) de 3 MeV y 4 m de longitud, un acelerador lineal de tubo de deriva (DTL) de 3-20 MeV y 12 m de longitud y un vertedero de haz.
El Major Atmospheric Cerenkov Experiment Telescope (MACE) es un telescopio de imágenes atmosféricas 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 se ensambló 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 High Energy Stereoscopic System (HESS) de 28 metros de diámetro que se opera 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: Indian Scintillat o Matrix for Reactor Anti-Neutrinos (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, imanes superconductores libres de criógeno , separador electromagnético para radioisótopos, baterías nucleares y generadores termoeléctricos de radioisótopos (RTG) fuente de energía y fuente de neutrones fríos de hidrógeno líquido . Otras actividades incluyen investigación y desarrollo hacia el Observatorio de Neutrinos (INO) con sede en la India y computación cuántica . [23]
BARC diseñó y desarrolló una serie de supercomputadoras para 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. [24] BARC ha comenzado el desarrollo de supercomputadoras bajo el proyecto ANUPAM en 1991 y hasta la fecha, ha desarrollado más de 20 sistemas informáticos diferentes. Todos los sistemas ANUPAM han empleado el procesamiento paralelo como filosofía subyacente y MIMD (Instrucción Múltiple Múltiple Datos) como arquitectura central . BARC, al ser una organización de investigación multidisciplinaria, tiene un gran grupo de científicos e ingenieros, que trabajan en varios aspectos de la ciencia y la tecnología nuclear y, por lo tanto, están involucrados en la realización de diversos tipos de computación. Para mantener corto el período de gestación, las computadoras paralelas se construyeron con componentes disponibles comercialmente listos para usar, y la principal contribución de BARC fue en las áreas de integración de sistemas , ingeniería de sistemas , desarrollo de software de sistemas, desarrollo de software de aplicaciones, 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 crecientes demandas de los usuarios, se han construido nuevos sistemas regularmente con un poder computacional cada vez mayor. El último en la serie de supercomputadoras es Anupam-Aganya con un poder 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 desarrollo de BARC en programación eléctrica, electrónica, instrumentación y computadoras se centra en los campos de la ciencia y tecnología nuclear, y esto ha dado como resultado el desarrollo de varias tecnologías autóctonas.
En el campo de la energía nuclear, se han diseñado, desarrollado e implementado numerosos sistemas de control e instrumentación, incluidos los sistemas de inspección en servicio, para reactores nucleares que van desde PHWR , AHWR , LWR y 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 formación para el personal del reactor y también para la concesión de licencias a los operadores del reactor.
Las competencias básicas cubren un amplio espectro e incluyen sensores de proceso, 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 , sistema servo para la red india de espacio profundo IDSN32: antena de 32 metros que rastreó Chandrayaan-I y Mangalyaan , PIG instrumentado para inspección de oleoductos, control servo y electrónica de cámara para telescopio MACE, sistemas de monitoreo de radiometría y radiación, etc.
Entre las diversas tecnologías derivadas se incluyen productos desarrollados para aplicaciones industriales, médicas, de transporte, de seguridad, aeroespaciales y de defensa.
Como parte del proceso de indigenización se han desarrollado productos electrónicos genéricos como la plataforma de controlador lógico programable calificado (TPLC-32), adecuada para su implementación en aplicaciones críticas de seguridad, medidores de reactividad, sistemas de protección de maquinaria, dispositivos de seguridad para protección física, sistemas de control de acceso , sistemas de detección de intrusiones perimetrales, sistemas de CCTV y videovigilancia , microscopio electrónico de barrido y sistemas de comunicación VHF . [10]
La ciencia y la ingeniería de materiales desempeñan un papel importante en todos los aspectos, incluido el mantenimiento y la prestación de 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. La Corporación de Uranio de la India mejora la eficiencia del proceso para operar los molinos de uranio y los insumos se implementan en las plantas . Se desarrolla y demuestra el diagrama de flujo del proceso para separar el óxido de tierras raras individual de diferentes recursos (incluso de fuentes secundarias, por ejemplo, chatarra/productos usados) y la tecnología se transfiere 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 satisfacen mediante la investigación, el desarrollo y la producción en Materials Group. Materials Group trabaja en el desarrollo de diagramas de flujo/procesos para los materiales necesarios para plantas/aplicaciones DAE, por ejemplo, esponjas de titanio, aleaciones avanzadas, recubrimientos mediante diversos procesos, incluida la cementación en paquetes, vapor químico, vapor físico, galvanoplastia / galvanoplastia sin corriente eléctrica . También se ha demostrado la recuperación de cobalto de alta pureza a partir de diversos desechos/materiales de desecho y se han transferido tecnologías para su producción.
Se realizan investigaciones orientadas a tecnologías de materiales avanzados utilizando termodinámica , mecánica , simulación y modelado , caracterización y evaluación del rendimiento. Se realizan estudios destinados a comprender el daño por radiación en los materiales utilizando técnicas de caracterización avanzadas para ayudar en el desarrollo de aleaciones y actividades de evaluación de la degradación de materiales. Generación de bases de datos de propiedades termofísicas y de defectos de materiales nucleares, por ejemplo, óxido mixto basado en Thoria y combustibles metálicos; se están realizando estudios sobre aleaciones de Fe-Zr y minerales naturales y sintéticos como anfitriones para la inmovilización de desechos metálicos a través de modelos y simulaciones.
Se están desarrollando nuevos disolventes para extraer elementos seleccionados de los residuos nucleares para aplicaciones médicas y valores metálicos específicos de los residuos electrónicos . Se han realizado tecnologías como la síntesis a gran escala de nanotubos de carbono (CNT), ferroaleaciones bajas en carbono ( FeV , FeMo , FeNb , FeW, FeTi y FeC), la producción de polvo de metal de tungsteno y la fabricación de tungsteno (W) y aleación pesada de tungsteno (WHA), la producción de polvo de diboruro de circonio (ZrB 2 ) y la fabricación de formas de ZrB 2 de alta densidad , etc. [25]
Las características clave que sustentan el esfuerzo de desarrollo son la autosuficiencia, la obtención de productos con especificaciones de pureza muy altas, el trabajo con procesos de separación caracterizados por factores de separación bajos, el objetivo de altas recuperaciones, la utilización óptima de recursos escasos, el respeto al medio ambiente, la alta eficiencia energética y el funcionamiento continuo estable. La aplicación no energética de la energía nuclear se ha demostrado en el área de la desalinización de agua utilizando tecnologías como la destilación flash en múltiples etapas y la destilación de múltiples efectos con compresión térmica de vapor (MED-TVC). Las tecnologías de membrana se han implementado no solo para el tratamiento de residuos nucleares sino para la sociedad en general, en consonancia con la Misión Jal Jeevan del Gobierno de la India de proporcionar agua potable segura 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 (tales como permeación de hidrógeno y sus isótopos a través de diferentes metales, desalinización utilizando nanotubos de carbono , efecto de la composición del vidrio en propiedades relevantes para la vitrificación , diseño de solventes y estructuras orgánicas metálicas); aplicaciones de microrreactores para intensificación de procesos específicos; desarrollo de procesos de desalinización por congelación a baja temperatura; sistemas de desalinización basados en descarga cero de líquidos integrados y respetuosos con el medio ambiente; tratamiento de efluentes industriales; membranas de nueva generación (tales como membranas nanocompuestas basadas en grafeno de alto rendimiento, membranas para hemodiálisis , ósmosis directa y membranas metálicas); generación y almacenamiento de hidrógeno por diversos procesos (división electroquímica del agua, ciclos termoquímicos yodo-azufre, ciclos termoquímicos híbridos cobre-cloro); desarrollo de materiales de gel adsortivos para separaciones específicas; mejora de agua pesada ; recubrimientos 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 tecnología de ultrasonido (UT).
BARC ha desarrollado y puesto en funcionamiento en Trombay un licuefactor de helio con capacidad de 50 l/h basado en un ciclo Claude modificado y preenfriado (LHP50). Las principales tecnologías de los componentes del LHP50 incluyen turboexpansores en miniatura con soporte de cojinetes de gas de velocidad ultraalta e intercambiadores de calor de placas y aletas 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 de transferencia de helio coaxial y un recipiente receptor de helio líquido. [26]
BARC también supervisa el impacto ambiental y la evaluación de dosis/riesgo de contaminantes radiológicos y químicos, la vigilancia ambiental y la protección radiológica para todas las instalaciones del ciclo del combustible nuclear, las investigaciones meteorológicas e hidrogeológicas para los sitios DAE, la modelización del transporte y dispersión de contaminantes en la atmósfera y la hidrosfera, la evaluación del impacto radiológico de las prácticas de gestión y eliminación de residuos, el desarrollo de sistemas de monitoreo de la radiación ambiental y el establecimiento de una red nacional de monitoreo de la radiación, el establecimiento de puntos de referencia para evaluar el impacto radiológico de las actividades de energía nuclear en el medio marino.
Los aspectos más destacados de estos programas son la química de positrones y positrones, la química y espectroscopia de actínidos, la hidrología isotópica para la gestión de recursos hídricos, los radiotrazadores para aplicaciones industriales, la separación y purificación de nuevos radionucleidos para aplicaciones médicas, el desarrollo avanzado de combustible mediante el método sol-gel, el control de calidad química de combustibles nucleares, la complejación y especiación de actínidos, el desarrollo de métodos de separación para los procesos del ciclo del combustible final.
Otros proyectos de investigación importantes son la evaluación de propiedades termofísicas de sistemas de reactores reproductores de sales fundidas (MSBR), el desarrollo de materiales de captura de núcleo, mitigación de hidrógeno, catalizadores para la producción de hidrógeno , materiales de almacenamiento de hidrógeno, nanoterapéutica y biosensores, descontaminación de componentes de reactores, control de bioincrustaciones y estudios de ecología térmica, química supramolecular, química ambiental e interfacial, dinámica de reacciones ultrarrápidas, espectroscopia de moléculas individuales, síntesis y aplicaciones de nanomateriales, aplicaciones de plasma frío, materiales luminiscentes para bioimágenes, materiales para dispositivos emisores de luz y aplicaciones de seguridad, etc.
Desarrollo de nuevas variedades de cultivos de élite, incluidas semillas oleaginosas y legumbres. Mediante técnicas de mutagénesis inducida por radiación, hibridación y cultivo de tejidos, se han desarrollado, lanzado y notificado en la Gaceta Oficial 49 variedades de cultivos para su cultivo comercial. Desarrollo de marcadores moleculares, transgénicos, biosensores, formulaciones de fertilizantes con una mayor eficiencia en el uso de nutrientes. Comprensión de la reparación del daño del ADN, la replicación, la biología redox y el proceso de autofagia y desarrollo de radiosensibilizadores, quimiosensibilizadores para la terapia del cáncer. Diseño y síntesis de organofluoróforos y moléculas electrónicas orgánicas, relevantes para las ciencias nucleares y los beneficios sociales (tecnología avanzada y salud). Diseño y síntesis de organofluoróforos y moléculas electrónicas orgánicas, relevantes para las ciencias nucleares y los beneficios sociales (tecnología avanzada y salud). [27]
Síntesis y desarrollo de ligandos de medicina nuclear para el diagnóstico y la terapia del cáncer y otras enfermedades. Síntesis total asimétrica y métodos organocatalíticos (método de química verde) para la síntesis de compuestos biológicamente activos. Actividades de I+D en las áreas de vanguardia de la biología de la radiación para comprender el efecto de las radiaciones de baja y alta LET, la exposición crónica y aguda a la radiación, la alta radiación de fondo y la exposición a radionúclidos en células de mamíferos, células cancerosas, roedores experimentales y la salud humana. [27]
La investigación preclínica y traslacional está dirigida al desarrollo de nuevos fármacos y terapias para la prevención y mitigación de lesiones por radiación, la descorporación de metales pesados y el tratamiento de trastornos inflamatorios y cánceres.
Estudio de las estructuras macromoleculares y las interacciones proteína-ligando mediante técnicas biofísicas como la cristalografía de rayos X, la dispersión de neutrones, el dicroísmo circular y la radiación sincrotrón, con el objetivo de diseñar desde el principio moléculas terapéuticas. Comprensión de la base celular y molecular de la respuesta al estrés en bacterias, plantas y animales. Comprensión de 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. [27]
Desarrollo de tecnologías de edición genómica mediada por CRISPR-Cas tanto en investigación básica como aplicada y se dedica al desarrollo de tecnologías y productos genéticos para aplicaciones biomédicas. Estudios sobre el secuestro de uranio por Nostoc y bacterias aisladas de minas de uranio. Investigación y desarrollo de nuevos radiofármacos para fines diagnósticos y terapéuticos. [27]
Síntesis de sustratos a partir de precursores adecuados para su uso en 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 la preparación de agentes destinados a su uso 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 Física, ISRO, etc. [27]
El programa de energía nuclear en 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 las reservas de uranio y torio que se encuentran en las arenas de monacita de las regiones costeras del sur de la India. El objetivo último 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 posee sólo alrededor del 1-2% de las reservas mundiales de uranio, pero una de las mayores participaciones en las reservas mundiales de torio, aproximadamente el 25% de las reservas conocidas de torio del mundo. [28]
En la primera etapa del programa, los reactores de agua pesada a presión alimentados con uranio natural (PHWR) producen electricidad mientras generan plutonio-239 como subproducto. Los PHWR fueron una opción 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 solo el 0,7% del isótopo fisionable uranio-235. La mayor parte del 99,3% restante es uranio-238, que no es fisionable pero puede convertirse en un reactor en el isótopo fisionable plutonio-239. Se utiliza agua pesada (óxido de deuterio, D2O ) como moderador y refrigerante. [29]
En la segunda etapa, los reactores reproductores rápidos (FBR) utilizarían un combustible de óxido mixto (MOX) hecho de plutonio-239, recuperado mediante el reprocesamiento del combustible gastado de la primera etapa, y uranio natural. En los FBR, el plutonio-239 sufre 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 la Etapa II están diseñados para "reproducir" más combustible del que consumen. Una vez que se acumula el inventario de plutonio-239, se puede introducir torio como material de cobertura en el reactor y transmutarlo en uranio-233 para su uso en la tercera etapa. El plutonio sobrante producido en cada reactor rápido se puede utilizar para establecer más reactores de este tipo, y así podría aumentar la capacidad de energía nuclear civil de la India hasta el punto en que se puedan poner en funcionamiento los reactores de la tercera etapa que utilizan torio como combustible. El diseño del primer reactor reproductor rápido del país, llamado Prototype Fast Breeder Reactor (PFBR), fue realizado por el Centro Indira Gandhi para la Investigación Atómica (IGCAR). [30]
El tiempo de duplicación se refiere al tiempo necesario para extraer como salida el doble de la cantidad de combustible fisible que se introdujo como entrada en los reactores reproductores. Esta métrica es fundamental para comprender los tiempos que son inevitables durante la transición de la segunda etapa a la tercera etapa del plan de Bhabha, porque la creación de un arsenal fisible suficientemente grande es esencial para el gran despliegue de la tercera etapa. [31]
Un reactor de fase III o un sistema avanzado de energía nuclear implica una serie autosostenible de reactores alimentados con torio-232-uranio-233. Se trataría de un reactor reproductor térmico, que en principio puede ser reabastecido –después de su carga inicial de combustible– utilizando únicamente torio de origen natural. Según el programa de tres etapas, la energía nuclear india podría crecer hasta unos 10 GW mediante reactores de agua destilada alimentados con uranio nacional, y el crecimiento por encima de esa cifra tendría que provenir de reactores de recuperación térmica hasta unos 50 GW.[b] La tercera etapa se desplegará sólo después de que se haya alcanzado esta capacidad. [32] [33]
Como falta mucho para que se utilice directamente el 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 impulsados por acelerador indio (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 Estados Unidos están diseñando sistemas únicos impulsados por aceleradores, los primeros de su tipo. Ningún país ha construido aún un sistema impulsado por aceleradores para la generación de energía. Anil Kakodkar, ex presidente de la Comisión de Energía Atómica, lo calificó de megaproyecto científico y de "necesidad" para la humanidad. [34] [35]
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 presurizados de clase IPHWR alimentados por uranio natural para el programa de energía nuclear de tres etapas de primera etapa que producen 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 reactor avanzado 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, en su forma estándar, está previsto que sea un ciclo de combustible nuclear cerrado. 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 el IMSBR está en forma de una sal de fluoruro fundida que circula continuamente y fluye a través de intercambiadores de calor para transferir finalmente el calor para la producción de energía al ciclo Brayton basado en CO2 supercrítico ( SCBC) de modo de tener una mayor tasa de conversión de energía en comparación con el ciclo de conversión de energía existente. Debido al combustible fluido, es posible el reprocesamiento en línea, extrayendo el 233Pa (formado en la cadena de conversión de 232Th a 233U) y permitiendo que se descomponga a 233U fuera del núcleo, lo que hace posible la reproducción incluso en el espectro de neutrones térmicos. Por lo tanto, el IMSBR puede operar en un ciclo de combustible 233U-Th autosostenible. 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. [38]
BARC, con la experiencia adquirida en el desarrollo del reactor de agua ligera para el submarino de clase Arihant, está desarrollando un gran 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 pasiva del calor de desintegración, el sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo (ECCS), el sistema de retención de corion y el sistema de captura de núcleo.
BARC ha desarrollado múltiples diseños de reactores de agua ligera adecuados para la propulsión marina nuclear para submarinos de la Armada india, comenzando con el diseño del reactor CLWR-B1 para el submarino de clase Arihant . Se construirán cuatro submarinos en total para esta clase.
La India no es parte del Tratado de No Proliferación Nuclear (TNP), alegando que favorece injustamente a las potencias nucleares establecidas y no prevé ninguna disposición para el 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 no poseedores de armas nucleares, pero hace poco por frenar la modernización y expansión de los arsenales nucleares de los Estados poseedores de armas nucleares. [39] [40]
Más recientemente, la India y los Estados Unidos firmaron un acuerdo para mejorar la cooperación nuclear entre los dos países y para que la India participe en un consorcio internacional sobre investigación de la fusión, el ITER (Reactor Termonuclear Experimental Internacional). [41] [42]
El BARC también investiga biotecnología en los Jardines Gamma y ha desarrollado numerosas variedades de cultivos resistentes a enfermedades y de alto rendimiento, en particular el maní. También lleva a cabo investigaciones sobre 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, el BARC puso en marcha el Instituto Nacional Homi Bhabha . Entre las instituciones de investigación afiliadas al BARC (Centro de Investigación Atómica Bhabha) se encuentran el IGCAR ( Centro Indira Gandhi de Investigación Atómica ), el RRCAT ( Centro Raja Ramanna de Tecnología Avanzada ) y el VECC ( Centro de Ciclotrones de Energía Variable ).
Los proyectos de energía que se han beneficiado de la experiencia de BARC pero que caen bajo la NPCIL ( Corporación de Energía Nuclear de India Limited ) son KAPP ( Proyecto de Energía Atómica de Kakrapar ), RAPP ( Proyecto de Energía Atómica de Rajasthan ) y TAPP ( Proyecto de Energía Atómica de Tarapur ).
El Centro de Investigación Atómica Bhabha, además de su mandato de investigación nuclear, también lleva a cabo investigaciones en otras áreas de alta tecnología, como aceleradores, haces de microelectrones, diseño de materiales, supercomputadoras y visión artificial, entre otras. El BARC cuenta con departamentos dedicados a estos campos especializados. El BARC ha diseñado y desarrollado, para su propio uso, una infraestructura de supercomputadoras, Anupam , utilizando tecnología de vanguardia.