Индийский центр ядерных исследований Бхабха: История и современность

Бхабха Атомный Исследовательский Центр (BARC) в Мумбаи: ведущий ядерный центр Индии. Исследования в ядерной энергетике, науке и медицине. 🇮🇳🔬

25 мин чтения

100%

Источник: Bhabha Atomic Research Centre — Wikipedia

Сравнивайте с английским: нажмите на абзац — оригинал откроется в окне. Кнопка EN под абзацем показывает его прямо в тексте.

Содержание

Введение

Ядерное исследовательское учреждение в Мумбаи, Индия

Бхабха Атомный исследовательский центр (BARC) является ведущим ядерным исследовательским учреждением Индии, штаб-квартира которого находится в Тромбее, Мумбаи, штат Махараштра, Индия. Он был основан Хоми Джехангиром Бхабхой как Учреждение атомной энергии в Тромбее (AEET) в январе 1954 года как многопрофильная исследовательская программа, имеющая важное значение для ядерной программы Индии. Он действует под управлением Департамента атомной энергии (DAE), который находится в непосредственном подчинении премьер-министра Индии. BARC – это многодисциплинарный исследовательский центр с развитой инфраструктурой для передовых исследований и разработок, охватывающих весь спектр ядерной науки, химической инженерии, материаловедения и металлургии, электронной аппаратуры, биологии и медицины, суперкомпьютерных технологий, физики высоких энергий и физики плазмы, а также сопутствующие исследования для индийской ядерной программы и смежных областей. Основной задачей BARC является обеспечение мирного использования ядерной энергии. Он управляет всеми аспектами производства ядерной энергии, от теоретического проектирования реакторов до компьютерного моделирования и симуляции, анализа рисков, разработки и испытания нового ядерного топлива, материалов и т.д. Он также проводит исследования в области переработки отработавшего ядерного топлива и безопасной утилизации ядерных отходов. Другие направления исследований включают применение изотопов в промышленности, радиационные технологии и их применение в здравоохранении, пищевой промышленности и медицине, сельском хозяйстве и охране окружающей среды, ускорительную и лазерную технику, электронику, приборостроение и управление реакторами, материаловедение, мониторинг окружающей среды и радиации и т.д. BARC управляет рядом исследовательских реакторов по всей стране. Его основные объекты расположены в Тромбее, а новые объекты также находятся в Чаллакере, в районе Читрадурга штата Карнатака. В Ачутапураме, недалеко от Висахапатнама, в штате Андхра-Прадеш, строится новый специализированный завод по обогащению минерального сырья, ориентированный на обогащение уранового топлива для поддержки индийской программы по созданию атомных подводных лодок и производства радиоизотопов с высокой удельной активностью для проведения масштабных исследований.

The Bhabha Atomic Research Centre (BARC) is India's premier nuclear research facility, headquartered in Trombay, Mumbai, Maharashtra, India. It was founded by Homi Jehangir Bhabha as the Atomic Energy Establishment, Trombay (AEET) in January 1954 as a multidisciplinary research program essential for India's nuclear program. It operates under the Department of Atomic Energy (DAE), which is directly overseen by the Prime Minister of India. BARC is a multi disciplinary research centre with extensive infrastructure for advanced research and development covering the entire spectrum of nuclear science, chemical engineering, material sciences and metallurgy, electronic instrumentation, biology and medicine, supercomputing, high energy physics and plasma physics and associated research for Indian nuclear programme and related areas. BARC's core mandate is to sustain peaceful applications of nuclear energy. It manages all facets of nuclear power generation, from the theoretical design of reactors to, computer modeling and simulation, risk analysis, development and testing of new reactor fuel, materials, etc. It also researches spent fuel processing and safe disposal of nuclear waste. Its other research focus areas are applications for isotopes in industries, radiation technologies and their application to health, food and medicine, agriculture and environment, accelerator and laser technology, electronics, instrumentation and reactor control and material science, environment and radiation monitoring etc. BARC operates a number of research reactors across the country. Its primary facilities are located in Trombay, with new facilities also located in Challakere in Chitradurga district of Karnataka. A new Special Mineral Enrichment Facility which focuses on enrichment of uranium fuel is under construction in Atchutapuram near Visakhapatnam in Andhra Pradesh, for supporting India's nuclear submarine program and produce high specific activity radioisotopes for extensive research.

История

Когда Хоми Джехангир Бхабха работал в Индийском институте науки, в Индии не было института, располагавшего необходимыми возможностями для проведения оригинальных исследований в области ядерной физики, космических лучей, физики высоких энергий и других передовых направлений физики. Это побудило его в марте 1944 года направить предложение в фонд Сир Дорбаджи Тата об учреждении "активной школы исследований в области фундаментальной физики". Когда Бхабха осознал, что разработка технологий для атомной энергетической программы больше не может осуществляться в рамках TIFR, он предложил правительству построить новую лабораторию, полностью посвященную этой цели. Для этого было приобретено 1200 акров земли в Тромбее у правительства Бомбея. Таким образом, в 1954 году Учреждение атомной энергии в Тромбее (AEET) начало свою деятельность. В том же году был также создан Департамент атомной энергии (DAE). Бхабха основал Школу подготовки кадров BARC для удовлетворения потребностей в специалистах расширяющейся программы исследований и разработок в области атомной энергии. Бхабха подчеркивал важность самообеспечения во всех областях ядерной науки и инженерии. Правительство Индии создало Учреждение атомной энергии в Тромбее (AEET) с Бхабхой в качестве его первого директора 3 января 1954 года. Оно было создано для консолидации всех исследований и разработок в области ядерных реакторов и технологий под эгидой Комиссии по атомной энергии. Все ученые и инженеры, занимавшиеся проектированием и разработкой реакторов, приборостроением, металлургией и материаловедением и т.д., были переведены со своими программами из Института фундаментальных исследований Тата (TIFR) в AEET, при этом TIFR сохранил свою первоначальную направленность на фундаментальные научные исследования. После смерти Бхабхи в 1966 году центр был переименован в Центр атомных исследований Бхабхи 22 января 1967 года. Первые реакторы в BARC и на аффилированных центрах выработки электроэнергии были импортированы из-за рубежа. Первые энергетические реакторы Индии, установленные на Атомной электростанции Тарапур, были поставлены из Соединенных Штатов. Основное значение BARC заключается в его роли исследовательского центра. BARC и правительство Индии последовательно утверждают, что реакторы используются исключительно в исследовательских целях: Апсара (1956; назван тогдашним премьер-министром Индии Джавахарлалом Неру, который сравнил синее свечение Черенкова с красотой апсары), CIRUS (1960; "Канадо-индийский реактор" при содействии США), ныне не существующий ZERLINA (1961; реактор с нулевой энергией для исследований решеток и нейтронного анализа), Purnima I (1972), Purnima II (1984), Dhruva (1985), Purnima III (1990) и KAMINI. Апсара был первым ядерным реактором, построенным в Индии в BARC в 1956 году для проведения фундаментальных исследований в области ядерной физики. Это тепловой реактор бассейнового типа мощностью 1 МВт, охлаждаемый и замедляемый легкой водой, который достиг критического состояния 4 августа 1956 года и подходит для производства изотопов, фундаментальных ядерных исследований, экспериментов по экранированию, анализа активации нейтронами, нейтронной радиографии и испытания нейтронных детекторов. Он был окончательно остановлен в 2010 году и заменен на Апсару U. Пурнима I – это импульсный реактор на быстрых нейтронах мощностью 1 МВт, строительство которого началось в 1970 году и который достиг критического состояния 18 мая 1972 года, в основном для подтверждения параметров проектирования при разработке ядерного оружия на основе плутония-239. В двадцатую годовщину ядерного испытания в Покхаране в 1974 году конструктор Пурнимы, П. К. Айенгар, размышлял о критической роли реактора: "Пурнима была новым устройством, построенным из около 20 кг плутония, с переменной геометрией отражателей и уникальной системой управления. Это позволило получить значительный опыт и провести сравнительные расчеты поведения цепной реакции из плутония. Кинетическое поведение системы, находящейся чуть выше критической, можно было тщательно изучить. Очень опытные физики могли тогда рассчитать временное поведение сердечника бомбы при изотропном сжатии. Исследовались критические параметры, способы достижения оптимальной взрывной мощности и ее зависимость от первого самоподдерживающегося нейтронного триггера". Он был выведен из эксплуатации в 1973 году. Наряду с DRDO и другими агентствами и лабораториями BARC также играл важную роль в технологиях и исследованиях ядерного оружия. Плутоний, использованный в индийском ядерном испытании "Улыбающийся Будда" в 1974 году, был получен из CIRUS. В 1974 году руководителем всего проекта по созданию ядерной бомбы был директор BARC Раджа Раманна. Нейтронный инициатор полибериллиевого типа, получивший кодовое название "Цветок", был разработан в BARC. Вся ядерная бомба была спроектирована и окончательно собрана индийскими инженерами в Тромбее перед транспортировкой на полигон для испытаний. Испытание 1974 года (и последовавшие за ним испытания 1998 года) дали индийским ученым технологические знания и уверенность не только в разработке ядерного топлива для будущих реакторов, предназначенных для выработки электроэнергии и проведения исследований, но и в возможности переработки этого топлива в оружие-плутониевое топливо для разработки ядерного оружия. BARC также принимал участие в серии ядерных испытаний Pokhran II, проведенных на полигоне Pokhran Test Range в мае 1998 года. Это было второе ядерное испытание, проведенное Индией после "Улыбающегося Будды". Испытания достигли своей основной цели – придать Индии возможность создавать оружие деления и термоядерное оружие (водородную бомбу/бомбу взрывного синтеза) с мощностью до 200 килотонн. Тогдашний председатель Индийской комиссии по атомной энергии описал каждый взрыв в Pokhran II как "эквивалент нескольких испытаний, проведенных другими ядерными державами за десятилетия". Впоследствии Индия создала возможности компьютерного моделирования для прогнозирования мощности ядерных взрывчатых веществ, конструкции которых связаны с конструкциями взрывчатых веществ, использованных в этом испытании. Ученые и инженеры BARC, Управления по разведке и исследованию атомных минералов (AMDER) и Организации оборонных исследований и разработок (DRDO) участвовали в сборке, компоновке, детонации и сборе данных ядерного оружия. 3 июня 1998 года BARC подвергся хакерской атаке группы хактивистов milw0rm, состоящей из хакеров из Соединенных Штатов, Соединенного Королевства и Новой Зеландии. Они скачали секретную информацию, повредили веб-сайт и удалили данные с серверов. BARC также спроектировал класс индийских тяжеловодных реакторов под давлением IPHWR (Indian Pressurized Heavy Water Reactor), базовый проект мощностью 220 МВт был разработан на основе канадского реактора CANDU. Впоследствии конструкция была расширена до 540 МВт и 700 МВт. IPHWR 220 (Индийский тяжеловодный реактор под давлением 220) был первым в серии индийских тяжеловодных реакторов под давлением, спроектированных Центром атомных исследований Бхабхи. Это реактор второго поколения, разработанный на основе более ранних реакторов RAPS 1 и RAPS 2, построенных в Раватбхате, Раджастхан. В настоящее время в различных местах Индии эксплуатируется 14 установок. После завершения проектирования IPHWR 220, в 1984 году под эгидой BARC в партнерстве с NPCIL был начат проект более мощного реактора мощностью 540 МВт. Два реактора этого типа были построены в Тарапуре, штат Махараштра, начиная с 2000 года, и первый был введен в эксплуатацию 12 сентября 2005 года. Конструкция IPHWR 540 была впоследствии модернизирована до 700 МВт с основной целью повышения топливной эффективности и разработки стандартизированной конструкции для установки во многих местах по всей Индии в рамках программного подхода. В конструкцию также были внесены особенности третьего поколения+. Почти 100% деталей этих реакторов, спроектированных внутри страны, производятся индийской промышленностью. BARC спроектировал и построил первый в Индии реактор с водой под давлением в Калпаккаме, прототип мощностью 80 МВт ядерной энергетической установки подводной лодки INS Arihant, а также основной реактор INS Arihant. Три другие подводные лодки этого класса (Arihant class), включая будущие INS Arighat, S4 и S4*, также получат реакторы того же класса в качестве основных двигателей. BARC также разработал системы стабилизации для искателей, антенные устройства для много...

When Homi Jehangir Bhabha was working at the Indian Institute of Science, there was no institute in India which had the necessary facilities for original work in nuclear physics, cosmic rays, high energy physics, and other frontiers of knowledge in physics. This prompted him to send a proposal in March 1944 to the Sir Dorabji Tata Trust for establishing "a vigorous school of research in fundamental physics". When Bhabha realised that technology development for the atomic energy programme could no longer be carried out within TIFR he proposed to the government to build a new laboratory entirely devoted to this purpose. For this purpose, 1200 acres of land was acquired at Trombay from the Bombay Government. Thus the Atomic Energy Establishment Trombay (AEET) started functioning in 1954. The same year the Department of Atomic Energy (DAE) was also established. Bhabha established the BARC Training School to cater to the manpower needs of the expanding atomic energy research and development program. Bhabha emphasized self reliance in all fields of nuclear science and engineering. The Government of India created the Atomic Energy Establishment, Trombay (AEET) with Bhabha as the founding director on 3 January 1954. It was established to consolidate all the research and development activities for nuclear reactors and technology under the Atomic Energy Commission. All scientists and engineers engaged in the fields of reactor designing and development, instrumentation, metallurgy, and material science, etc., were transferred with their respective programs from the Tata Institute of Fundamental Research (TIFR) to AEET, with TIFR retaining its original focus for fundamental research in the sciences. After Bhabha's death in 1966, the centre was renamed as the Bhabha Atomic Research Centre on 22 January 1967. The first reactors at BARC and its affiliated power generation centres were imported from the west. India's first power reactors, installed at the Tarapur Atomic Power Station were from the United States. The primary importance of BARC is as a research centre. The BARC and the Indian government has consistently maintained that the reactors are used for this purpose only: Apsara (1956; named by the then Prime Minister of India, Jawaharlal Nehru when he likened the blue Cerenkov radiation to the beauty of the Apsaras), CIRUS (1960; the "Canada India Reactor" with assistance from the US), the now defunct ZERLINA (1961; Zero Energy Reactor for Lattice Investigations and Neutron Assay), Purnima I (1972), Purnima II (1984), Dhruva (1985), Purnima III (1990), and KAMINI. Apsara was India's first nuclear reactor built at BARC in 1956 to conduct basic research in nuclear physics. It is 1 MWTh light water cooled and moderated swimming pool type thermal reactor that went critical on August 4, 1956, and is suitable for production of isotopes, basic nuclear research, shielding experiments, neutron activation analysis, neutron radiography and testing of neutron detectors. It was shut down permanently in 2010 and replaced with Apsara U. Purnima I is a plutonium oxide fuelled 1 MWTh pulsed fast reactor that was built starting in 1970 and went critical on 18 May 1972 to primarily support the validation of design parameters for development of plutonium 239 powered nuclear weapons. On the twentieth anniversary of the 1974 Pokhran nuclear test, Purnima's designer, P. K. Iyengar, reflected on the reactor's critical role: " Purnima was a novel device, built with about 20 kg of plutonium, a variable geometry of reflectors, and a unique control system. This gave considerable experience and helped to benchmark calculations regarding the behaviour of a chain reacting system made out of plutonium. The kinetic behaviour of the system just above critical could be well studied. Very clever physicists could then calculate the time behaviour of the core of a bomb on isotropic compression. What the critical parameters would be, how to achieve optimum explosive power, and its dependence on the first self sustaining neutron trigger, were all investigated". It was decommissioned in 1973. Along with DRDO and other agencies and laboratories BARC also played an essential and important role in nuclear weapons technology and research. The plutonium used in India's 1974 Smiling Buddha nuclear test came from CIRUS. In 1974 the head of this entire nuclear bomb project was the director of the BARC, Raja Ramanna. The neutron initiator was of the polonium–beryllium type and code named Flower was developed by BARC. The entire nuclear bomb was engineered and finally assembled by Indian engineers at Trombay before transportation to the test site. The 1974 test (and the 1998 tests that followed) gave Indian scientists the technological know how and confidence not only to develop nuclear fuel for future reactors to be used in power generation and research but also the capacity to refine the same fuel into weapons grade fuel to be used in the development of nuclear weapons. BARC was also involved in the Pokhran II series of five nuclear test conducted at Pokhran Test Range in May 1998. It was the second instance of nuclear testing conducted after Smiling Buddha by India. The tests achieved their main objective of giving India the capability to build fission and thermonuclear weapons(Hydrogen bomb/fusion bomb) with yields up to 200 Kilotons. The then Chairman of the Indian Atomic Energy Commission described each one of the explosions of Pokhran II to be "equivalent to several tests carried out by other nuclear weapon states over decades". Subsequently, India established computer simulation capability to predict the yields of nuclear explosives whose designs are related to the designs of explosives used in this test. The scientists and engineers of the BARC, the Atomic Minerals Directorate for Exploration and Research (AMDER), and the Defence Research and Development Organisation (DRDO) were involved in the nuclear weapon assembly, layout, detonation and data collection. On 3 June 1998 BARC was hacked by hacktivist group milw0rm, consisting of hackers from the United States, United Kingdom and New Zealand. They downloaded classified information, defaced the website and deleted data from servers. BARC also designed a class of Indian Pressurized Heavy Water Reactor IPHWR (Indian Pressurized Heavy Water Reactor), the baseline 220 MWe design was developed from the Canadian CANDU reactor. The design was later expanded into 540 MW and 700 MW designs. The IPHWR 220 (Indian Pressurized Heavy Water Reactor 220) was the first in class series of Indian pressurized heavy water reactor designed by the Bhabha Atomic Research Centre. It is a Generation II reactor developed from earlier CANDU based RAPS 1 and RAPS 2 reactors built at Rawatbhata, Rajasthan. Currently there are 14 units operational at various locations in India. Upon completion of the design of IPHWR 220, a larger 540 MWe design was started around 1984 under the aegis of BARC in partnership with NPCIL. Two reactors of this design were built in Tarapur, Maharashtra starting in the year 2000 and the first was commissioned on 12 September 2005. The IPHWR 540 design was later upgraded to a 700 MWe with the main objective to improve fuel efficiency and develop a standardized design to be installed at many locations across India as a fleet mode effort. The design was also upgraded to incorporate Generation III+ features. Almost 100% of the parts of these indigenously designed reactors are manufactured by Indian industry. BARC designed and built India's first pressurised water reactor at Kalpakkam, a 80MW land based prototype of INS Arihant's nuclear power unit, as well as the Arihant's main propulsion reactor. Three other submarine vessels of the class(Arihant class) including the upcoming INS arighat, S4 and S4* will also get the same class of reactors as there primary propulsion. BARC also developed stabilization systems for Seekers, Antenna Units for India's multirole fighter HAL Tejas and contributed to Chandrayaan I and Mangalyaan missions. BARC has contributed for collaboration with various mega science projects of National and International repute viz. CERN (LHC), India based Neutrino Observatory (INO), ITER, Low Energy High Intensity Proton Accelerator (LEHIPA), Facility for Antiproton and Ion Research (FAIR), Major Atmospheric Cerenkov Experiment Telescope (MACE), etc. In 2012 it was reported that new facilities and campuses of BARC were planned in Atchutapuram, near Visakhapatnam in Andhra Pradesh, and in Challakere in Chitradurga district in Karnataka. BARC would be setting 30 MW special research reactor using an enriched uranium fuel at Visakhapatnam to meet the demand for high specific activity radio isotopes and carry out extensive research and development in nuclear sector. The site would also support the nuclear submarine program.

Описание

BARC – это многодисциплинарный исследовательский центр с развитой инфраструктурой для передовых исследований и разработок, охватывающих весь спектр ядерной науки, химической инженерии, материаловедения и металлургии, электронной аппаратуры, биологии и медицины, суперкомпьютерных технологий, физики высоких энергий и физики плазмы, а также сопутствующие исследования для индийской ядерной программы и смежных областей. BARC является ведущей ядерной и многодисциплинарной исследовательской организацией, основанной прежде всего для поддержки ядерной программы Индии и ее мирных применений ядерной энергии, но проводящей также обширные и передовые исследования и разработки, охватывающие весь спектр ядерной науки, химической инженерии, радиологии и их применения в здравоохранении, пищевой промышленности, медицине, сельском хозяйстве и охране окружающей среды, ускорительной и лазерной технике, электронике, высокопроизводительных вычислениях, приборостроении и управлении реакторами, материаловедении и радиационном мониторинге, физике высоких энергий и физике плазмы, среди прочего.

Организация и управление

BARC — это агентство Министерства атомной энергии. Оно разделено на ряд групп, каждая из которых возглавляется директором, и множество отделов.

Совет по ядерной переработке

Совет по ядерной переработке (NRB) BARC был образован в 2009 году. Он находится в трех городах: Мумбаи, Тарапуре и Калпаккаме.

Области исследований

БАРК проводит масштабные и передовые исследования и разработки, охватывающие весь спектр ядерной науки, химической инженерии, материаловедения и металлургии, электронной аппаратуры, биологии и медицины, передовых вычислений, физики высокоэнергетической плазмы и сопутствующие исследования для индийской ядерной программы и смежных областей. В частности:

Ториевый топливный цикл

Индия занимает уникальное положение в мире с точки зрения доступности ядерного топлива. Запасы урана у нее ограничены, но запасы тория значительны. Пляжные пески Кералы и Ориссы богаты моназитом, содержащим около 8–10% тория. Проведены исследования по всем аспектам топливного цикла тория – добыче и извлечению, изготовлению топлива, использованию в различных реакторных системах, оценке его свойств и поведения при облучении, переработке и рециркуляции. Важнейшие достижения и технологический прогресс в этой области следующие:

India has a unique position in the world, in terms of availability of nuclear fuel resource. It has a limited resource of uranium but a large resource of thorium. The beach sands of Kerala and Orissa have rich reserves of monazite, which contains about 8–10% thorium. Studies have been carried out on all aspects of thorium fuel cycle mining and extraction, fuel fabrication, utilisation in different reactor systems, evaluation of its various properties and irradiation behaviour, reprocessing and recycling. Some of the important milestones achieved / technological progress made in these are as follows:
The process of producing thoria from monazite is well established. IREL has produced several tonnes of nuclear grade thoria powder
The fabrication of thoria based fuel by powder pellet method is well established. Few tonnes of thoria fuel have been fabricated at BARC and NFC for various irradiations in research and power reactors. Studies have been carried out regarding use of thorium in different types of reactors with respect to fuel management, reactor control and fuel utilisation. A Critical Facility has been constructed and is being used for carrying out experiments with thoria based fuels. Thoria based fuel irradiations have been carried out in our research and power reactors. Thoria fuel rods in the reflector region of research reactor CIRUS. Thoria fuel assemblies as reactivity load in research reactor Dhruva. Thoria fuel bundles for flux flattening in the Initial Core of PHWRs. Thoria blanket assemblies in FBTR. (Th Pu)MOX fuel pins of BWR, PHWR and AHWR design in research reactors CIRUS and Dhruva. Post irradiation examinations have been carried out on the irradiated PHWR thoria fuel bundles and (Th Pu) MOX fuel pins. Thermo physical and thermodynamic properties have been evaluated for the thoria based fuels. Thoria fuel rods irradiated in CIRUS have been reprocessed at Uranium Thorium Separation Facility (UTSF) BARC. The recovered 233U has been fabricated as fuel for KAMINI reactor. Thoria blanket assemblies irradiated in FBTR have been reprocessed at IGCAR. The recovered 233U has been used for experimental irradiation of PFBR type fuel assembly in FBTR. Thoria fuel bundles irradiated in PHWRs will be reprocessed in Power Reactor Thorium Reprocessing Facility (PRTRF). The recovered 233U will be used for reactor physics experiments in AHWR Critical Facility. Advanced reactors AHWR and AHWR300 LEU have been designed at BARC to provide impetus to the large scale utilisation of thorium.

Процесс получения тория из моназита хорошо отработан. IREL произвела несколько тонн ториевого порошка ядерного класса.

Изготовление топлива на основе тория методом порошковых таблеток хорошо освоено. Несколько тонн ториевого топлива было изготовлено в BARC и NFC для различных облучений в исследовательских и энергетических реакторах. Проведены исследования по использованию тория в различных типах реакторов в отношении управления топливом, контроля реактора и эффективности использования топлива. Построена критическая установка, которая используется для проведения экспериментов с топливом на основе тория.

Облучение топлива на основе тория проводилось в наших исследовательских и энергетических реакторах. Ториевые топливные стержни в отражающей зоне исследовательского реактора CIRUS. Ториевые топливные сборки в качестве реактивной нагрузки в исследовательском реакторе Дхрува. Ториевые топливные пучки для выравнивания потока в начальном ядре ПВВР. Ториевые сборки-одеяла в FBTR. (Th Pu)MOX топливные штифты конструкций BWR, PHWR и AHWR в исследовательских реакторах CIRUS и Dhruva.

Проведены послеоблученные исследования облученных топливных пучков PHWR на основе тория и (Th Pu)MOX топливных штифтов. Оценены термофизические и термодинамические свойства топлива на основе тория. Ториевые топливные стержни, облученные в CIRUS, были переработаны на Урано-Ториевом Разделительном Комплексе (UTSF) BARC. Полученный 233U был использован для изготовления топлива для реактора КАМИНИ. Ториевые сборки-одеяла, облученные в FBTR, были переработаны в IGCAR. Полученный 233U использовался для экспериментального облучения топливной сборки типа PFBR в FBTR. Ториевое топливо, облученное в реакторах PHWR, будет перерабатываться на Комплексе переработки ториевого топлива для энергетических реакторов (PRTRF). Полученный 233U будет использован для экспериментов по физике реакторов в критической установке AHWR.

В BARC разработаны перспективные реакторы AHWR и AHWR300 LEU для стимулирования широкомасштабного использования тория.

Переработка и управление ядерными отходами

После достижения определенного уровня выработки энергии, известного как выгорание (унаследованного от тепловой энергетики), ядерное топливо в реакторе заменяется свежим топливом для поддержания цепной реакции деления и необходимой мощности. Отработанное топливо, выгружаемое из реактора, называется отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). BARC проделал значительный путь с момента начала переработки ОЯТ в 1964 году в Тромбее. Индия обладает более чем пятидесятилетним опытом переработки ОЯТ реакторов первого этапа на основе урана, что привело к разработке хорошо отработанной и высокоразвитой технологической схемы переработки на основе PUREX, включающей извлечение специальных ядерных материалов (СЯМ). Реализация ториевого топливного цикла требует извлечения <sup>233</sup>U из облученного ториевого топлива и его повторного введения в топливный цикл. На основе собственных разработок была разработана и продемонстрирована схема переработки отработанных ториевых стержней на Уран-ториевом сепарационном комплексе (UTSF) в Тромбее. Получив успешный опыт на UTSF, был создан комплекс переработки ториевого топлива для мощных реакторов (PRTRF), использующий передовые лазерные технологии для разборки топливных сборок из тория и одношпиндельный механический резак для нарезки топливных штырей. Отработанные топливные сборки из тория, полученные с реакторов PHWR, были переработаны с использованием ТБП в качестве экстрагента для извлечения <sup>233</sup>U. Высокоактивные жидкие отходы (HLLW), образующиеся при переработке ОЯТ, содержат большую часть радиоактивности, генерируемой во всем ядерном топливном цикле. HLLW иммобилизуется в инертную матрицу из натрий-боросиликатного стекла посредством процесса, называемого витрификацией. Витрифицированные отходы хранятся в течение промежуточного периода в воздушно-охлаждаемом хранилище для облегчения рассеивания тепла, выделяющегося при радиоактивном распаде, перед их окончательным захоронением в геологическом хранилище. Витрификация HLLW – сложный процесс, представляющий собой проблему из-за высоких температур и присутствия значительного количества радиоактивности. В результате лишь немногие страны в мире освоили технологию витрификации HLLW, и Индия входит в их число. Были разработаны три технологии плавки: индукционный металлический плавильник с нагревом (IHMM), керамический плавильник с нагревом Джоуля (JHCM) и индукционный плавильник с холодным тиглем (CCIM) для витрификации HLLW. Заводы по витрификации HLLW, основанные на технологиях IHMM или JHCM, были построены и успешно эксплуатируются в Тромбее, Тарапуре и Калпаккаме (Индия). Исследования и разработки в области разделения минорных актинидов из HLLW также направлены на отделение долгоживущих радиоактивных отходов перед их иммобилизацией в стеклянной матрице. Планируется подвергать долгоживущие радиоактивные загрязнители обжигу в быстрых реакторах или системах с ускорителем и субкритическим режимом для превращения их в короткоживущие виды. Это значительно снизит необходимость долгосрочной изоляции радионуклидов от окружающей среды. Исследования и разработки также направлены на управление оболочками – загрязненными остатками циркониевых труб после растворения топлива, а также на создание геологического хранилища для безопасного захоронения витрифицированных HLLW и долгоживущих отходов с целью долгосрочной изоляции радионуклидов от биосферы.

After certain energy utilization, known as burn up (a legacy of thermal power) is reached, nuclear fuel in a reactor is replaced by fresh fuel so that fission chain reactions can sustain and desired power output can be maintained. The spent fuel discharged from the reactor is known as spent nuclear fuel (SNF). BARC has come a long way since it first began reprocessing of spent fuel in the year 1964 at Trombay. India has more than five decades of experience for reprocessing of spent fuel of Uranium based first stage reactor resulting in development of well matured and highly evolved PUREX based reprocessing flow sheet involving recovery of SNM. Implementation of thorium fuel cycle requires extraction of 233U from irradiated thorium fuel and its re insertion into the fuel cycle. Based on indigenous efforts, a flow sheet for reprocessing of spent thoria rods was developed and demonstrated at Uranium Thorium Separation Facility (UTSF), Trombay. After gaining successful experience at UTSF, Power Reactor Thoria Reprocessing Facility (PRTRF) has been set up employing advanced laser based technology for dismantling of thoria bundle and single pin mechanical chopper for cutting of fuel pins. Thoria irradiated fuel bundles from PHWR were reprocessed using TBP as extractant to recover 233U. High Level Liquid Waste (HLLW) generated during reprocessing of spent fuel contains most of the radioactivity generated in entire nuclear fuel cycle. The HLLW is immobilised into an inert Sodium Boro Silicate glass matrix through a process, called vitrification. The vitrified waste is stored for an interim period in an air cooled vault to facilitate the dissipation of heat generated during radioactive decay. Prior to its eventual disposal in geological disposal facility. Vitrification of HLLW is a complex process and poses challenges in view of high temperature operations in presence of high amount of radioactivity. As a result, very few countries in world could master the technology of vitrification of HLLW and India is among them. Three melter technologies, Induction Heated Metallic Melter (IHMM), Joule Heated Ceramic Melter (JHCM) and Cold Crucible Induction Melter (CCIM), have been indigenously developed for vitrification of HLLW. HLLW vitrification plants, based on IHMM or JHCM technologies, have been constructed and successfully operated at Trombay, Tarapur and Kalpakkam sites of India. Vitrification Cell (IHMM), WIP, Trombay Joule Heated Ceramic Melter, Tarapur Inside view of Cold Crucible Induction Melter R&D in the field of partitioning of Minor Actinides from HLLW are also aimed to separate out the long lived radioactive waste constituents prior to immobilizing then in glass matrice. The long lived radio contaminants is planned to be burnt in Fast reactor or Accelerator Driven Sub Critical systems to get converted into short lived species. This will reduce the need of long term isolation of radionuclide from environment by multifold. R&D is also directed towards management of Hulls, contaminated left over pieces of zirconium clad tube after dissolution of fuel, and Geological Disposal Facility for safe disposal of vitrified HLLW and long lived waste with objective to long term isolation of radionuclide from the human environment.

Усовершенствованная установка по производству топлива

Усовершенствованная установка по производству топлива (AFFF), являющаяся предприятием по производству MOX-топлива, входит в состав Совета по ядерной переработке (NRB) и расположена в Тарапуре, штат Махараштра. На Установке по производству передового топлива на экспериментальной основе было изготовлено MOX-топливо для реакторов BWR, PHWR, FBTR и исследовательских реакторов. Она производит MOX-топливо на основе плутония для второго этапа Индийской ядерной программы. На этом предприятии успешно произведено 100 000 топливных стержней для PFBR компании Bhavini, расположенного в Калпакаме. Производство MOX-топлива на AFFF осуществляется методом гранулирования порошковых оксидов (POP). Однако, строительство PFBR столкнулось со значительными задержками на протяжении многих лет.

Основная и прикладная физика

Междисциплинарные исследования включают изучение материи в различных физико-химических условиях, таких как температура, магнитное поле и давление. Для исследования ключевых явлений в материалах в широком диапазоне длин и времен используются реакторы, ионные и электронные ускорители, а также лазеры. К основным объектам, эксплуатируемым BARC для исследований в области физических наук, относятся сверхпроводящий линейный ускоритель Pelletron в TIFR, Национальный центр исследований нейтронного излучения (NFNBR) при реакторе Дхрува, ряд современных пучков частиц в синхротроне INDUS, RRCAT в Индоре, атмосферный телескоп TeV Cherenkov с изображающей камерой (TACTIC) на горе Абу, ускорители ионов Folded Tandem (FOTIA) и PURNIMA в BARC, тандемный ускоритель 3 МВ в Национальном центре характеризации состава материалов (NCCCM) в Хайдарабаде, электронный ускоритель 10 МэВ в Центре электронных пучков в Нави Мумбаи. BARC также ведет постоянные программы по разработке отечественных детекторов, сенсоров, масс-спектрометров, методов визуализации и многослойных зеркал. Недавние достижения включают ввод в эксплуатацию Большого атмосферного черенковского телескопа (MACE) в Ладакхе, нейтронного спектрометра времени пролета при реакторе Дхрува, пучков частиц в INDUS (рассеяние рентгеновских лучей на малых и широких углах (SWAXS), протеиновая кристаллография, инфракрасная спектроскопия, расширенная структура тонкой структуры поглощения рентгеновских лучей (EXAFS), фотоэлектронная спектроскопия (PES/PEEM), рентгеноструктурный анализ с энергетической и угловой дисперсией, а также визуализация), ввод в эксплуатацию пучков частиц и сопутствующих детекторных установок на объекте BARC TIFR Pelletron, низкоэнергетический протонный ускоритель высокой интенсивности (LEHIPA) в BARC, цифровую голографическую микроскопию для визуализации биологических клеток в Визаге. Проект низкоэнергетического протонного ускорителя высокой интенсивности (LEHIPA) находится в стадии установки в здании общего назначения на территории BARC. Протонный линак мощностью 20 МэВ, 30 мА, CW будет состоять из ионного источника на 50 кэВ, радиочастотного квадруполя (RFQ) длиной 3 МэВ, 4 м и линака с дрейфовыми трубками (DTL) длиной 3 20 МэВ, 12 м, а также отводителя пучка. Большой атмосферный черенковский телескоп (MACE) – это изобразительный атмосферный черенковский телескоп (IACT), расположенный недалеко от Ханле, Ладакх, Индия. Он является самым высоким (по высоте) и вторым по величине черенковским телескопом в мире. Он был построен Корпорацией электроники Индии в Хайдарабаде для Центра атомных исследований Бхабхи и собран на территории Индийской астрономической обсерватории в Ханле. Телескоп является вторым по величине гамма-телескопом в мире и поможет научному сообществу углубить понимание в области астрофизики, фундаментальной физики и механизмов ускорения частиц. Самый большой телескоп того же класса – телескоп High Energy Stereoscopic System (HESS) диаметром 28 метров, эксплуатируемый в Намибии. Продолжающиеся фундаментальные и прикладные исследования охватывают широкий спектр, включая физику конденсированного состояния, ядерную физику, астрофизические науки и атомную и молекулярную спектроскопию. Важные области исследований включают передовые магнетики, мягкие и наноструктурированные материалы, энергетические материалы, тонкие пленки и многослойные структуры, исследования ядерного синтеза и деления на ускорителях/реакторах, ядерную астрофизику, управление ядерными данными, физику нейтрино на реакторах, астрофизику сверхвысоких энергий и физику астрочастиц. Некоторые из важных текущих разработок включают: индийскую сцинтилляционную матрицу для реакторных антинейтрино (ISMRAN), нейтронные волноводы, поляризаторы и нейтронное суперзеркало, сверхпроводящие радиочастотные резонаторы на основе ниобия, детекторы германия высокой чистоты, 2D нейтронные детекторы, сверхпроводящие магниты без криогенного охлаждения, электромагнитный сепаратор для радиоизотопов, ядерные батареи и радиоизотопные термоэлектрические генераторы (RTG) в качестве источника энергии, а также источник холодных нейтронов на основе жидкого водорода. Другие направления деятельности включают исследования и разработки в области Индийской нейтринной обсерватории (INO) и квантовых вычислений.

The interdisciplinary research includes investigation of matter under different physicochemical environments, including temperature, magnetic field and pressure. Reactors, ion and electron accelerators and lasers are being employed as tools to investigate crucial phenomena in materials over wide length and time scales. Major facilities, operated by BARC for research in Physical sciences, include the Pelletron Superconducting linear accelerator at TIFR, the National Facility for Neutron Beam Research (NFNBR) at Dhruva, a number of state of the art beam lines at INDUS synchrotron, RRCAT Indore, the TeV Atmospheric Cherenkov Telescope with Imaging Camera (TACTIC) at Mt. Abu, the Folded Tandem Ion Accelerator (FOTIA) and PURNIMA fast neutron facilities at BARC, the 3 MV Tandetron accelerator at the National Centre for Compositional Characterization of Materials (NCCCM) at Hyderabad, the 10 MeV electron accelerator at the Electron Beam Centre at Navi Mumbai. BARC also has sustained programs of indigenous development of detectors, sensors, mass spectrometer, imaging technique and multilayer mirrors. Recent achievements include: commissioning of the Major Atmospheric Cerenkov Experiment Telescope (MACE) at Ladakh, a time of flight neutron spectrometer at Dhruva, the beam lines at INDUS (Small and wide angle X ray Scattering (SWAXS), protein crystallography, Infrared spectroscopy, Extended X ray absorption fine structure (EXAFS), Photoelectron spectroscopy (PES/ PEEM), Energy and angle dispersive XRD, and imaging), commissioning of beam lines and associated detector facilities at BARC TIFR Pelletron facility, the Low Energy High Intensity Proton Accelerator (LEHIPA) at BARC, the Digital holographic microscopy for biological cell imaging at Vizag. The Low Energy High Intensity Proton Accelerator (LEHIPA) project is under installation at common facility building in BARC premises. The 20 MeV, 30 mA, CW proton linac will consist of a 50 keV ion source, a 3 MeV, 4 m long, radio frequency quadrupole (RFQ) and a 3 20 MeV, 12 m long, drift tube linac (DTL) and a beam dump. Major Atmospheric Cerenkov Experiment Telescope (MACE) is an Imaging Atmospheric Cerenkov telescope (IACT) located near Hanle, Ladakh, India. It is the highest (in altitude) and second largest Cerenkov telescope in the world. It was built by Electronics Corporation of India, Hyderabad, for the Bhabha Atomic Research Centre and was assembled at the campus of Indian Astronomical Observatory at Hanle. The telescope is the second largest gamma ray telescope in the world and will help the scientific community enhance its understanding in the fields of astrophysics, fundamental physics, and particle acceleration mechanisms. The largest telescope of the same class is the 28 metre diameter High Energy Stereoscopic System (HESS) telescope being operated in Namibia. Ongoing basic and applied research encompasses a broad spectrum covering condensed matter physics, nuclear physics, astrophysical sciences and atomic and molecular spectroscopy. Important research areas include advanced magnetism, soft and nano structured materials, energy materials, thin film and multi layers, accelerator/reactor based fusion fission studies, nuclear astrophysics, nuclear data management, reactor based neutrino physics, very high energy astrophysics and astro particle physics. Some of the important ongoing developmental activities are: Indian Scintillat or Matrix for Reactor Anti Neutrinos (ISMRAN), neutron guides, polarizers and Neutron supermirror, Nb based superconducting RF cavities, high purity Germanium detector, 2 D neutron detectors, cryogen free superconducting magnets, electromagnetic separator for radio isotopes, nuclear batteries and radioisotope thermoelectric generators (RTG) power source and liquid Hydrogen cold neutron source. Other activities include research and developmental towards India based Neutrino Observatory (INO) and quantum computing.

Химическая инженерия и науки

Ключевыми особенностями, определяющими направление разработки, являются самостоятельность, получение продуктов с очень высокими характеристиками по чистоте, работа с процессами разделения, характеризующимися низкими коэффициентами разделения, достижение высоких показателей извлечения, оптимальное использование дефицитных ресурсов, экологическая безопасность, высокая энергоэффективность и стабильная непрерывная работа. Неэнергетическое применение ядерной энергии было продемонстрировано в области опреснения воды с использованием технологий, таких как многоступенчатая мгновенная дистилляция и многоэффектная дистилляция с термокомпрессией пара (MED TVC). Мембранные технологии применяются не только для обработки ядерных отходов, но и для нужд общества в целом, в соответствии с миссией "Джал Живан" правительства Индии по обеспечению безопасной питьевой водой на уровне домохозяйств. Разработана и продемонстрирована технология псевдоожиженного слоя для применения в ядерном топливном цикле; синтез и оценка новых экстрагентов; синтез материалов TBM (синтез гранул титаната лития); молекулярное моделирование различных явлений (таких как проницаемость водорода и его изотопов через различные металлы, опреснение с использованием углеродных нанотрубок, влияние состава стекла на свойства, важные для витрификации, разработка растворителей и металлоорганических каркасов); применение микрореакторов для интенсификации конкретных процессов; разработка низкотемпературного процесса замораживания для опреснения; экологически безопасные интегрированные системы опреснения с нулевым сбросом жидких отходов; очистка промышленных сточных вод; мембраны нового поколения (такие как высокоэффективные нанокомпозитные мембраны на основе графена, мембраны для гемодиализа, обратного осмоса и металлические мембраны); получение и хранение водорода различными процессами (электрохимический расщепление воды, термохимический цикл йод-сера, гибридный термохимический цикл медь-хлор); разработка адсорбционных гелевых материалов для специфических разделений; повышение концентрации тяжелой воды; металлические покрытия для различных применений (такие как мембранные пермеаторы, генераторы нейтронов и специальные применения); химическое осаждение из паровой фазы в псевдоожиженном слое; и применение ультразвуковой технологии (УЗТ) в химических процессах. Модифицированный сжижитель гелия на основе цикла Клода мощностью 50 л/ч (LHP50) был разработан и введен в эксплуатацию BARC в Тромбее. Основные компонентные технологии, используемые в LHP50, включают в себя миниатюрные турбоэкспандеры, поддерживаемые ультраскоростными газовыми подшипниками, и компактные пластинчатые теплообменники, а также криогенные трубопроводы и запорные клапаны с длинными штоками, все размещенные внутри холодной коробки LHP50. Другое основное оборудование включает коаксиальную линию передачи гелия и приемник жидкого гелия.

The key features underlying the development effort are self reliance, achieving products with very high purity specifications, working with separation processes characterized by low separation factors, aiming high recoveries, optimal utilization of scarce resources, environmental benignity, high energy efficiency and stable continuous operation. Non power application of nuclear energy has been demonstrated in the area of water desalination using the technologies such as Multi Stage Flash Distillation and Multi Effect Distillation with Thermo Vapor Compression (MED TVC). Membrane technologies have been deployed not only for nuclear waste treatment but for society at large in line with the Jal Jeevan Mission of Government of India to provide safe drinking water at the household level. Development and demonstration of fluidized bed technology for applications in nuclear fuel cycle; synthesis and evaluation of novel extractants; synthesis of TBM materials (synthesis of lithium titanate pebbles); molecular modeling for various phenomena (such as permeation of hydrogen and its isotopes through different metals, desalination using carbon nanotubes, effect of composition of glass on properties relevant for vitrification, design of solvents and metal organic frameworks);applications of microreactors for intensification of specific processes; development of low temperature freeze desalination process; environment friendly integrated zero liquid discharge based desalination systems; treatment of industrial effluents; new generation membranes (such as high performance graphene based nanocomposite membranes, membranes for haemodialysis, forward osmosis and metallic membranes); hydrogen generation and storage by various processes (electrochemical water splitting, iodine sulphur thermochemical, copper chlorinehybrid thermochemical cycles); development of adsorptive gel materials for specific separations; heavy water upgradation; metal coatings for various applications (such as membrane permeator, neutron generator and special applications);fluidized bed chemical vapour deposition; and chemical process applications of Ultrasound Technology (UT). A pre cooled modified Claude cycle based 50 L/hr capacity helium liquefier (LHP50) has been developed and commissioned by BARC at Trombay. Major component technologies involved in LHP50 include ultra high speed gas bearing supported miniature turboexpanders and compact plate fin heat exchangers along with cryogenic piping and long stem valves all housed inside the LHP50 Cold Box. Other major equipment include a coaxial helium transfer line and a liquid helium receiver vessel.

Окружающая среда, радиология и радиохимия

BARC также осуществляет мониторинг воздействия на окружающую среду и оценку доз/рисков, связанных с радиологическими и химическими загрязнителями, экологический надзор и радиационную защиту на всех объектах ядерного топливного цикла, а также метеорологические и гидрогеологические исследования на объектах DAE. Моделирование переноса и рассеивания загрязняющих веществ в атмосфере и гидросфере, оценка радиологического воздействия практик обращения с отходами и их захоронения, разработка систем экологического радиационного мониторинга и создание общенациональной сети мониторинга радиации, установление критериев оценки радиологического воздействия деятельности атомной энергетики на морскую среду. К ключевым направлениям этих программ относятся позитронная и позитрониевая химия, химия и спектроскопия актинидов, изотопная гидрология для управления водными ресурсами, радиоактивные индикаторы для промышленных применений, разделение и очистка новых радионуклидов для медицинских целей, передовая разработка ядерного топлива методом золь-гель, химический контроль качества ядерного топлива, комплексообразование и определение видовой формы актинидов, разработка методов разделения для процессов дооработки ядерного топлива. Другие крупные исследовательские проекты включают оценку термофизических свойств реакторных систем с расплавленной солью (MSBR), разработку материалов для улавливания расплава активной зоны, снижение водородной опасности, катализаторы для производства водорода, материалы для хранения водорода, нанотерапевтические средства и биосенсоры, дезактивацию компонентов реактора, исследования по контролю обрастания и тепловой экологии, супрамолекулярную химию, экологическую и поверхностную химию, динамику ультрабыстрых реакций, спектроскопию отдельных молекул, синтез и применение наноматериалов, применение холодной плазмы, люминесцентные материалы для биовизуализации, материалы для светоизлучающих устройств и применений в области безопасности и т.д.

Здравоохранение, продовольствие и сельское хозяйство

Разработка новых элитных сортов сельскохозяйственных культур, включая масличные и зернобобовые. С использованием мутагенеза, индуцированного радиацией, гибридизации и методов культуры тканей, было разработано, зарегистрировано и опубликовано в официальном издании 49 сортов для коммерческого выращивания. Разработка молекулярных маркеров, трансгенных растений, биосенсоров и составов удобрений с улучшенной эффективностью использования питательных веществ. Изучение механизмов восстановления повреждений ДНК, репликации, редокс-биологии и аутофагии, а также разработка радиосенсибилизаторов и химиосенсибилизаторов для терапии рака. Проектирование и синтез органофлуорофоров и органических электронных молекул, применимых в ядерных науках и приносящих пользу обществу (передовые технологии и здравоохранение). Проектирование и синтез органофлуорофоров и органических электронных молекул, применимых в ядерных науках и приносящих пользу обществу (передовые технологии и здравоохранение).

Трехэтапная программа ядерной энергетики Индии

Три этапа ядерной энергетической программы Индии были разработаны Хоми Бхабхой в 1950-х годах для обеспечения долгосрочной энергетической независимости страны за счет использования запасов урана и тория, обнаруженных в монацитовых песках прибрежных районов Южной Индии. Конечная цель программы – обеспечить использование ториевых ресурсов Индии для удовлетворения энергетических потребностей страны. Торий особенно выгоден для Индии, поскольку страна располагает лишь около 1–2% мировых запасов урана, но одной из крупнейших долей мировых запасов тория, составляющей примерно 25% от разведанных мировых запасов тория.

Стадия I Реактор с тяжелой водой под давлением

На первом этапе программы реакторы с тяжелой водой под давлением, работающие на природном уране, вырабатывают электроэнергию, попутно производя плутоний-239. Реакторы PHWR были естественным выбором для реализации первого этапа, поскольку обладали наиболее эффективной конструкцией с точки зрения использования урана, а существующая в Индии инфраструктура в 1960-х годах позволяла быстро внедрить технологию PHWR. Природный уран содержит лишь 0,7% делящегося изотопа урана-235. Большая часть оставшихся 99,3% – это уран-238, который сам по себе не является делящимся, но может быть преобразован в делящийся изотоп плутония-239 в реакторе. В качестве замедлителя и теплоносителя используется тяжелая вода (оксид дейтерия, D2O).

II этап реактор быстрого размножения

На втором этапе реакторы на быстрых нейтронах (FBR) будут использовать смешанное оксидное топливо (MOX), изготовленное из плутония-239, полученного переработкой отработавшего топлива с первого этапа, и природного урана. В FBR плутоний-239 подвергается делению с выделением энергии, а уран-238, присутствующий в смешанном оксидном топливе, трансмутируется в дополнительный плутоний-239. Таким образом, FBR второго этапа спроектированы для "наработки" большего количества топлива, чем они потребляют. После накопления достаточного количества плутония-239, торий может быть использован в качестве материала-одеяла в реакторе и трансмутирован в уран-233 для использования на третьем этапе. Избыточный плутоний, произведенный в каждом быстром реакторе, может быть использован для создания новых реакторов, что позволит нарастить мощность гражданской ядерной энергетики Индии до момента ввода в эксплуатацию реакторов третьего этапа, использующих торий в качестве топлива. Проектирование первого в стране быстрого реактора, получившего название Прототип быстрого реактора (PFBR), было выполнено Центром атомных исследований имени Индиры Ганди (IGCAR).

Время удвоения

Время удвоения – это время, необходимое для получения в качестве продукта удвоенного количества делящегося топлива, которое было подано в качестве сырья в реакторы-размножители. Этот показатель критически важен для оценки длительности этапа перехода от второго к третьему этапу плана Бхабхи, поскольку накопление достаточного запаса делящегося материала необходимо для масштабного развертывания третьего этапа.

III этап - реакторы на основе тория

Реактор III стадии или передовая ядерная энергетическая система включает в себя самоподдерживающуюся серию реакторов, работающих на тории-232 и уране-233. Это будет тепловой реактор-размножитель, который, в принципе, может быть перезагружен – после первоначальной загрузки топлива – используя только природный торий. Согласно трехэтапной программе, индийская ядерная энергетика может вырасти примерно до 10 ГВт за счет тяжеловодных реакторов (PHWR), работающих на отечественном уране, а дальнейший рост должен обеспечиваться быстронейтронными реакторами (FBR) до примерно 50 ГВт. [b] Третья стадия должна быть реализована только после достижения этой мощности.

Параллельные подходы

Поскольку до прямого использования тория в рамках трехэтапной программы предстоит длительное ожидание, страна рассматривает проекты реакторов, позволяющие более непосредственное использование тория параллельно с последовательной трехэтапной программой. В настоящее время рассматриваются три варианта: индийские ускорительно-реакторные комплексы (IADS), усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) и компактный высокотемпературный реактор. Также ведется разработка реактора на расплавленных солях. Департамент атомной энергии Индии и американская лаборатория Fermilab разрабатывают уникальные, первые в своем роде ускорительно-реакторные комплексы. Ни одна страна пока не построила ускорительно-реакторный комплекс для выработки электроэнергии. Анил Какодкар, бывший председатель Комиссии по атомной энергии, назвал это мегасайенс-проектом и "необходимостью" для всего человечества.

Реакторы легкой воды

BARC, опираясь на опыт, полученный при разработке легководного реактора для подводных лодок класса Arihant, разрабатывает крупный реактор под давлением мощностью 900 МВт, известный как IPWR 900. В конструкцию будут включены элементы безопасности уровня III+, такие как система пассивного отвода остаточного тепла, система аварийного охлаждения активной зоны (ECCS), система удержания расплава активной зоны и система улавливания расплава активной зоны.

Морская тяга для применения на море

БАРС разработал несколько конструкций реакторов на легкой воде, пригодных для ядерной энергетической установки подводных лодок ВМС Индии, начиная с конструкции реактора CLWR B1 для подводных лодок класса "Арихант". Всего для этого класса будет построено четыре подводные лодки.

Индия и ДНЯО

Индия не является участником Договора о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО), мотивируя это обеспокоенностью тем, что он несправедливо благоприятствует признанным ядерным державам и не содержит положений о полном ядерном разоружении. Индийские официальные лица утверждали, что отказ Индии от подписания договора проистекает из его принципиально дискриминационного характера: договор налагает ограничения на государства, не обладающие ядерным оружием, но практически ничего не делает для сдерживания модернизации и расширения ядерных арсеналов ядерных держав. В последнее время Индия и Соединенные Штаты подписали соглашение об углублении ядерного сотрудничества между двумя странами, а также об участии Индии в международном консорциуме по исследованиям в области термоядерного синтеза ITER (Международный термоядерный экспериментальный реактор).

Гражданские исследования

В BARC также проводятся исследования в области биотехнологии в Гамма-садах и разработаны многочисленные сорта растений, устойчивые к болезням и отличающиеся высокой урожайностью, особенно арахис. Также проводятся исследования в области магнитогидродинамики жидких металлов для выработки электроэнергии. 4 июня 2005 года, стремясь стимулировать исследования в области фундаментальных наук, BARC учредил Национальный институт имени Хоми Бхабха. К BARC (Бабха Атомный исследовательский центр) относятся исследовательские институты IGCAR (Центр атомных исследований имени Индиры Ганди), RRCAT (Центр передовых технологий имени Раджа Раманны) и VECC (Центр циклотронов с переменной энергией). Энергетические проекты, получившие поддержку экспертов BARC, но находящиеся в ведении NPCIL (Nuclear Power Corporation of India Limited), включают KAPP (Какрапарский атомный энергетический проект), RAPP (Раджастанский атомный энергетический проект) и TAPP (Тарапурский атомный энергетический проект). Помимо своей основной задачи в области ядерных исследований, Бабха Атомный исследовательский центр также проводит исследования в других высокотехнологичных областях, таких как ускорители, микроэлектронные пучки, разработка материалов, суперкомпьютеры и компьютерное зрение, и это лишь некоторые из них. В BARC существуют специализированные подразделения для этих областей. BARC спроектировал и создал для собственных нужд инфраструктуру суперкомпьютеров Anupam, используя передовые технологии.