Centro de Investigación Atómica Bhabha

La Junta de Reciclaje Nuclear (NRB) de BARC se formó en 2009. ^{[ 16 ]} Está ubicada en tres ciudades: Mumbai, Tarapur y Kalpakkam . ^{[ 17 ]}

India ocupa una posición única en el mundo en cuanto a la disponibilidad de combustible nuclear. Posee recursos limitados de uranio , pero grandes reservas de torio. Las playas de Kerala y Orissa cuentan con 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 del combustible, utilización en diferentes sistemas de reactores, evaluación de sus diversas propiedades y comportamiento ante la irradiación, reprocesamiento y reciclaje . Algunos de los hitos importantes alcanzados y los avances tecnológicos logrados en este ámbito son los siguientes:

El proceso de producción de toria a partir de monacita está bien establecido. IREL ha producido varias toneladas de polvo de toria de grado nuclear . La fabricación de combustible a base de toria mediante el método de polvo-pellet está bien establecida. Se han fabricado algunas toneladas de combustible de toria en BARC y NFC para diversas 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 del combustible, el control del reactor y la utilización del combustible. Se ha construido una Instalación Crítica y se está utilizando para llevar a cabo experimentos con combustibles a base de toria. Se han llevado a cabo irradiaciones de combustible a base de toria en nuestros reactores de investigación y potencia. Barras de combustible de toria en la región del reflector del reactor de investigación CIRUS. Conjuntos de combustible de toria como carga de reactividad en el reactor de investigación Dhruva. ​​Paquetes de combustible de toria para el aplanamiento del flujo en el núcleo inicial de los PHWR. Conjuntos de manto de toria en FBTR. Barras de combustible (Th-Pu)MOX de diseño BWR, PHWR y AHWR en los reactores de investigación CIRUS y Dhruva.

Se han realizado exámenes posteriores a la irradiación en los haces de combustible de toria PHWR irradiados y barras de combustible (Th-Pu) MOX. Se han evaluado las propiedades termofísicas y termodinámicas de los combustibles a base de toria. Las barras de combustible de toria 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 manto de toria irradiados en FBTR se han reprocesado en IGCAR . El 233U recuperado se ha utilizado para la irradiación experimental de un conjunto de combustible tipo PFBR en FBTR. Los haces de combustible de toria irradiados en PHWR se reprocesarán en la Instalación de Reprocesamiento de Torio de Reactores de Potencia (PRTRF). El 233U recuperado se utilizará para experimentos de física de reactores en la Instalación Crítica AHWR.

Los reactores avanzados AHWR y AHWR300-LEU han sido diseñados en BARC para impulsar la utilización a gran escala del torio. ^{[ 18 ]}

Una vez alcanzado cierto grado 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 se mantengan y se conserve la potencia de salida deseada. El combustible gastado que se descarga del reactor se conoce como combustible nuclear gastado (SNF). BARC ha avanzado mucho desde que comenzó el reprocesamiento de combustible gastado en 1964 en Trombay. India cuenta con 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 consolidado y altamente evolucionado, que incluye la recuperación de SNM.

La implementación del ciclo del combustible de torio requiere la extracción de 233U del combustible de torio irradiado y su reincorporación al ciclo. Con base 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. Tras obtener experiencia exitosa en la UTSF, se estableció la Instalación de Reprocesamiento de Toria de Reactores de Potencia (PRTRF), que emplea tecnología láser avanzada para el desmantelamiento de haces de torio y un cortador mecánico de un solo pin para el corte de barras de combustible. Los haces de combustible de torio irradiados de reactores PHWR se reprocesaron utilizando TBP como extractante para recuperar 233U.

Los residuos líquidos de alta actividad (HLLW, por sus siglas en inglés) 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 inerte de vidrio de borosilicato de sodio mediante un proceso llamado vitrificación . Los residuos vitrificados se almacenan durante un período intermedio en una bóveda refrigerada por aire para facilitar la disipación del calor generado durante la desintegración radiactiva , antes de su disposición final en una instalación de almacenamiento geológico . La vitrificación de HLLW es un proceso complejo y plantea desafíos debido a las altas temperaturas de operación en presencia de una gran cantidad de radiactividad . Como resultado, muy pocos países en el mundo han logrado dominar la tecnología de vitrificación de HLLW, e India se encuentra entre ellos. Se han desarrollado localmente tres tecnologías de fusión: el fundidor metálico calentado por inducción (IHMM), el fundidor cerámico calentado por Joule (JHCM) y el fundidor de inducción de crisol frío (CCIM), para la vitrificación de HLLW. En las instalaciones de Trombay , Tarapur y Kalpakkam , en la India, se han construido y puesto en funcionamiento con éxito plantas de vitrificación de residuos líquidos de alta actividad (HLLW) basadas en las tecnologías IHMM o JHCM.

Celda de vitrificación (IHMM), WIP, Trombay Joule Warmed Ceramic Melter, Tarapur Vista interior del Cold Crisol Induction Melter La I+D en el campo de la partición de actínidos menores de HLLW también tiene como objetivo separar los constituyentes de residuos radiactivos de larga vida antes de inmovilizarlos en una matriz de vidrio. Se planea que los radiocontaminantes de larga vida se quemen en reactores rápidos o sistemas subcríticos impulsados ​​por aceleradores para convertirlos en especies de corta vida. Esto reducirá la necesidad de aislamiento a largo plazo de radionúclidos del medio ambiente en gran medida. La I+D también está dirigida a la gestión de cascos, piezas contaminadas de tubos revestidos de circonio después de la disolución del combustible y la instalación de disposición geológica para la eliminación segura de HLLW vitrificados y residuos de larga vida con el objetivo de aislar a largo plazo los radionúclidos del medio ambiente humano . ^{[ 19 ]}

La investigación interdisciplinaria abarca el estudio de la materia bajo 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 los materiales a lo largo de amplias escalas de tiempo y longitud. Las principales instalaciones operadas por BARC para la investigación en ciencias físicas incluyen el acelerador lineal superconductor Pelletron en TIFR, la Instalación Nacional para la Investigación de Haces de Neutrones (NFNBR) en Dhruva, varias líneas de haces de última generación en el sincrotrón INDUS , RRCAT -Indore, el Telescopio Cherenkov Atmosférico 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 Composicional de Materiales (NCCCM) en Hyderabad, y el acelerador de electrones de 10 MeV en el Centro de Haces de Electrones en Navi Mumbai.

BARC también ha mantenido programas de desarrollo autóctonos de detectores , sensores , espectrómetros de masas , técnicas de imagen y espejos multicapa. Los logros recientes incluyen: la puesta en marcha del Telescopio Experimental Cerenkov Atmosférico Mayor (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 de proteínas , espectroscopia infrarroja , estructura fina de absorción de rayos X extendida (EXAFS), espectroscopia de fotoelectrones (PES/PEEM), XRD de energía y dispersión angular, e imágenes), la puesta en marcha de líneas de haz e instalaciones de detectores asociadas en la instalación Pelletron de BARC-TIFR, el acelerador de protones de baja energía y alta intensidad (LEHIPA) en BARC, la microscopía holográfica digital para imágenes de células biológicas en Vizag.

El proyecto LEHIPA (Low Energy High Intensity Proton Accelerator) se está instalando en el edificio de instalaciones comunes de BARC. El acelerador lineal de protones de 20 MeV, 30 mA y onda continua 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 absorbedor de haz.

El Telescopio Experimental de Cerenkov Atmosférico Mayor (MACE) es un telescopio de imágenes de Cerenkov atmosférico (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 ensamblado en el campus del Observatorio Astronómico Indio en Hanle. Este 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 su clase es el Sistema Estereoscópico de Alta Energía (HESS) , de 28 metros de diámetro, que opera en Namibia.

La investigación básica y aplicada en curso abarca un amplio espectro que incluye física de la materia condensada , física nuclear, ciencias astrofísicas y espectroscopia atómica y molecular . Entre las áreas de investigación importantes se incluyen el magnetismo avanzado , los materiales blandos y nanoestructurados, los materiales energéticos, las películas delgadas y multicapas, los estudios de fusión-fisión basados ​​en aceleradores/reactores, la astrofísica nuclear, la gestión de datos nucleares, la física de neutrinos basada en reactores , la astrofísica de muy alta energía y la física de astropartículas.

Algunas de las actividades de desarrollo importantes en curso son: el centelleador indio o matriz para antineutrinos de reactor (ISMRAN), guías de neutrones, polarizadores y superespejo de neutrones , cavidades de RF superconductoras basadas en Nb , detector de germanio de alta pureza , detectores de neutrones 2D, imanes superconductores sin criógenos , separador electromagnético para radioisótopos, baterías nucleares y generadores termoeléctricos de radioisótopos (RTG) como fuente de energía y fuente de neutrones fríos de hidrógeno líquido . Otras actividades incluyen investigación y desarrollo para el Observatorio de Neutrinos (INO) con sede en India y 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 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 (Multiple Instruction Multiple Data) 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 nuclear y, por lo tanto, participan en la realización de diversos tipos de computación. Para mantener el período de gestación corto, las computadoras paralelas se construyeron con componentes comerciales disponibles en el mercado, siendo la principal contribución de BARC en las áreas de integración de sistemas , ingeniería de sistemas, desarrollo de software de sistema, desarrollo de software de aplicación, 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 una potencia de cálculo cada vez mayor. El último de la serie de supercomputadoras es Anupam-Aganya con una potencia de procesamiento de 270 TFLOPS y la SUPERCOMPUTADORA DE PROCESAMIENTO PARALELO ANUPAM-ATULYA: Proporciona un rendimiento LINPACK sostenido de 1,35 PetaFlops para resolver problemas científicos complejos. ^{[ 11 ]}

Los programas de investigación y desarrollo de BARC en las áreas de electricidad, electrónica, instrumentación e informática se centran en la ciencia y la tecnología nuclear, lo que ha dado como resultado el desarrollo de diversas tecnologías autóctonas.

En el campo de la energía nuclear, se diseñaron, desarrollaron e implementaron numerosos sistemas de control e instrumentación, incluidos sistemas de inspección en servicio, para reactores nucleares, desde PHWR , AHWR , LWR y PFBR , hasta reactores de investigación de nueva generación y sistemas de control e instrumentación para instalaciones de reprocesamiento. El desarrollo de simuladores para centrales nucleares es fundamental, ya que proporcionan las mejores herramientas de capacitación para el personal del reactor y para la obtención de licencias de operadores.

Las competencias básicas abarcan un amplio espectro e incluyen sensores de proceso, detectores de radiación , instrumentación nuclear, microelectrónica , MEMS , sistemas embebidos en tiempo real, modelado y simulación, redes informáticas , ingeniería de software de alta integridad , sistemas DAQ de alto rendimiento, fuentes de alimentación de alto voltaje, procesamiento digital de señales , 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 antena de 32 metros de la Red India de Espacio Profundo IDSN32 que rastreó a Chandrayaan-I y Mangalyaan , PIG instrumentado para inspección de oleoductos, control servo y electrónica de cámara para el telescopio MACE, sistemas de radiometría y monitoreo de radiación, etc.

Entre las diversas tecnologías derivadas se incluyen productos desarrollados para aplicaciones industriales, médicas, de transporte, seguridad, aeroespaciales y de defensa.

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 , microscopios electrónicos de barrido y sistemas de comunicación VHF se han desarrollado como parte del proceso de nacionalización. ^{[ 11 ]}

La ciencia e ingeniería de materiales desempeña un papel importante en todos los aspectos, incluyendo el mantenimiento y el apoyo al programa nuclear indio y el desarrollo de tecnologías avanzadas. Los minerales que contienen elementos de interés para el DAE, como el uranio y los 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. Se mejora la eficiencia del proceso para operar las plantas de molienda de uranio y se implementan insumos en las plantas de Uranium Corporation of India . Se desarrolla y demuestra el diagrama de flujo del proceso para separar óxidos de tierras raras individuales de diferentes recursos (incluyendo fuentes secundarias como chatarra/productos usados) y la tecnología se transfiere a Indian Rare Earths Limited (IREL) para la producción en sus plantas.

El Grupo de Materiales se encarga de la investigación, el desarrollo y la producción de materiales refractarios para aplicaciones DAE, incluyendo absorbedores de neutrones. Este grupo trabaja en el desarrollo de diagramas de flujo y procesos para los materiales necesarios en plantas y aplicaciones DAE, como esponja de titanio, aleaciones avanzadas y recubrimientos mediante diversos procesos, como cementación en paquete, deposición química en fase vapor, deposición física en fase vapor y galvanoplastia / deposición química sin electrólisis . Asimismo, se ha demostrado la recuperación de cobalto de alta pureza a partir de diversos residuos y materiales de desecho, y se han transferido las tecnologías para su producción.

Se realizan investigaciones sobre tecnologías de materiales avanzados utilizando termodinámica , mecánica , simulación y modelado , caracterización y evaluación del rendimiento. Se llevan a cabo estudios para comprender el daño por radiación en materiales mediante técnicas de caracterización avanzadas, con el fin de contribuir al desarrollo de aleaciones y a la evaluación de la degradación de materiales. Se genera una base de datos de propiedades termofísicas y de defectos de materiales nucleares, como combustibles metálicos y de óxido mixto a base de toria ; y se realizan estudios sobre aleaciones de Fe-Zr y minerales naturales y sintéticos como soportes para la inmovilización de residuos metálicos mediante modelado 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 implementado tecnologías como la síntesis a gran escala de nanotubos de carbono (CNT), ferroaleaciones de bajo contenido de carbono ( FeV , FeMo , FeNb , FeW, FeTi y FeC), la producción de polvo de tungsteno metálico y la fabricación de tungsteno (W) y aleación pesada de tungsteno (WHA), y la producción de polvo de diboruro de circonio (ZrB₂ _{) y la fabricación de formas de ZrB₂} de alta densidad , entre otras. ^{[ 26 ]}

Las características clave que sustentan el esfuerzo de desarrollo son la autosuficiencia, la obtención de productos con especificaciones de pureza muy elevadas, el trabajo con procesos de separación caracterizados por bajos factores de separación, el objetivo de altas recuperaciones, la utilización óptima de recursos escasos, la benignidad ambiental, la alta eficiencia energética y la operación continua estable. Se ha demostrado la aplicación no energética de la energía nuclear en el área de la desalinización de agua mediante tecnologías como la destilación flash multietapa y la destilación multiefecto con compresión termovapor (MED-TVC). Las tecnologías de membrana se han implementado no solo para el tratamiento de residuos nucleares, sino también para la sociedad en general, en línea con la Misión Jal Jeevan del Gobierno de la India para 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 extractantes novedosos; síntesis de materiales TBM (síntesis de guijarros de titanato de litio ); modelado molecular para diversos fenómenos (como la 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 metalorgánicas); aplicaciones de microrreactores para la intensificación de procesos específicos; desarrollo de un proceso 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 (como membranas nanocompuestas de alto rendimiento basadas en grafeno , membranas para hemodiálisis , ósmosis directa y membranas metálicas); generación y almacenamiento de hidrógeno mediante diversos procesos (división electroquímica del agua, ciclos termoquímicos de yodo-azufre y de cobre-cloro híbridos); desarrollo de materiales de gel adsorbentes para separaciones específicas; mejora de agua pesada ; Recubrimientos metálicos para diversas aplicaciones (como permeadores de membrana, generadores de neutrones y aplicaciones especiales); deposición química en fase vapor en lecho fluidizado; y aplicaciones de la tecnología de ultrasonidos (UT) en procesos químicos.

BARC ha desarrollado y puesto en marcha en Trombay un licuador de helio con capacidad de 50 L/h basado en un ciclo Claude modificado y preenfriado (LHP50). Las principales tecnologías que componen el LHP50 incluyen turboexpansores miniatura de ultra alta velocidad soportados por cojinetes de gas e intercambiadores de calor compactos de aletas de placa , junto con tuberías criogénicas y válvulas de vástago largo, todo ello alojado 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. ^{[ 27 ]}

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. Modelado del transporte y dispersión de contaminantes en la atmósfera e hidrosfera, evaluación del impacto radiológico de las prácticas de gestión y eliminación de residuos, desarrollo de sistemas de monitoreo de radiación ambiental y establecimiento de una red nacional de monitoreo de radiación, 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 del positrón y del positronio, la química y espectroscopia de los actínidos, la hidrología isotópica para la gestión de los recursos hídricos, los radiotrazadores para aplicaciones industriales, la separación y purificación de nuevos radionúclidos para aplicaciones médicas, el desarrollo avanzado de combustibles mediante el método sol-gel, el control de calidad química de los combustibles nucleares, la complejación y especiación de los actínidos y el desarrollo de métodos de separación para los procesos finales del ciclo del combustible.

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 de captura de núcleos, la mitigación del hidrógeno, los catalizadores para la producción de hidrógeno , los materiales de almacenamiento de hidrógeno, la nanoterapia y los biosensores, la descontaminación de componentes de reactores, el control de la bioincrustación y los estudios de ecología térmica, la química supramolecular, la química ambiental e interfacial, la dinámica de reacciones ultrarrápidas, la espectroscopia de molécula única, la síntesis y aplicaciones de nanomateriales, las aplicaciones de plasma frío, los materiales luminiscentes para bioimágenes, los materiales para dispositivos emisores de luz y aplicaciones de seguridad, etc.

Desarrollo de nuevas variedades de cultivos de élite, incluyendo semillas oleaginosas y legumbres. Mediante técnicas de mutagénesis inducida por radiación, hibridación y cultivo de tejidos, se han desarrollado, liberado y notificado en la Gaceta Oficial 49 variedades de cultivos para su cultivo comercial. Desarrollo de marcadores moleculares, transgénicos, biosensores y formulaciones de fertilizantes con 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 y 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). ^{[ 28 ]}

Síntesis y desarrollo de ligandos de medicina nuclear para el diagnóstico y tratamiento del cáncer y otras enfermedades. Síntesis total asimétrica y métodos organocatalíticos (enfoque de química verde) para la síntesis de compuestos biológicamente activos. Actividades de I+D en las áreas de vanguardia de la radiobiología 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 de experimentación 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 las lesiones por radiación, la eliminación de metales pesados ​​y el tratamiento de trastornos inflamatorios y cánceres.

Estudio de 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 moléculas terapéuticas desde cero. Comprensión de las bases celulares y moleculares 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. ^{[ 28 ]}

Desarrollo de tecnologías de edición genómica mediadas por CRISPR-Cas tanto en investigación básica como aplicada, y participación en el 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 con fines diagnósticos y terapéuticos. ^{[ 28 ]}

Síntesis de sustratos a partir de precursores adecuados para su uso en el radiomarcaje con radioisótopos de diagnóstico ( ^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 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 Física, ISRO, etc. ^{[ 28 ]}

En la primera etapa del programa, los reactores de agua pesada presurizada (PHWR) alimentados con uranio natural producen electricidad y generan plutonio-239 como subproducto. Los PHWR fueron la opción natural para implementar la primera etapa debido a su diseño de reactor más eficiente en términos de utilización de uranio, y a que la infraestructura india existente en la década de 1960 permitió una rápida adopción de la tecnología PHWR. El uranio natural contiene solo un 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. El agua pesada (óxido de deuterio, D₂O ₎ se utiliza como moderador y refrigerante. ^{[ 30 ]}

En la segunda etapa, los reactores reproductores rápidos (FBR) utilizarían un combustible de óxido mixto (MOX) compuesto 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 recubrimiento en el reactor y transmutarlo en uranio-233 para su uso en la tercera etapa. El excedente de plutonio producido en cada reactor rápido se puede utilizar para instalar más reactores de este tipo, y así 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, denominado Reactor Reproductor Rápido Prototipo (PFBR), fue realizado por el Centro Indira Gandhi para la Investigación Atómica (IGCAR). ^{[ 31 ]}

Un reactor de Etapa III o un sistema avanzado de energía nuclear implica una serie autosostenible de reactores alimentados con torio-232 y uranio-233. Se trataría de un reactor reproductor térmico, que en principio puede recargarse —tras su carga inicial de combustible— utilizando únicamente torio de origen natural. Según el programa de tres etapas, la energía nuclear india podría alcanzar unos 10 GW mediante reactores PHWR alimentados con uranio nacional, y el crecimiento posterior tendría que provenir de reactores FBR hasta unos 50 GW.[b] La tercera etapa se implementará solo después de que se haya alcanzado esta capacidad. ^{[ 33 ] [ 34 ]}

BARC ha desarrollado múltiples diseños de reactores de agua ligera adecuados para la propulsión nuclear marina de los submarinos de la Armada India , comenzando con el diseño del reactor CLWR-B1 para el submarino de la clase Arihant . Se construirán un total de cuatro submarinos de esta clase.