Геоэнергетика Инфо Росатом начал в Северске строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. Согласно планам реактор БРЕСТ-ОД-300 должен начать работу в 2026 году. Росатом начал строительство «реактора будущего» на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-300 в Северске в Томской области. Реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ-300 — прорывной для отечественной атомной промышленности проект, который станет первым мире образцом для отработки атомных технологий четвертого поколения.
В Северске начали монтаж первого в мире быстрого реактора четвёртого поколения
| В Северске началась установка ядерного реактора БРЕСТ-300 | Корпус реактора БРЕСТ-300 доставлялся в Северск по частям и собирали на стройплощадке ОДЭК. |
| «Росатом» приступил к строительству первого в мире безопасного ядерного реактора | Генеральный директор госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев (в центре) во время церемонии начала строительства новейшего атомного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 в Северске. |
Лихачев: Северск может стать центром мировой атомной энергетики благодаря БРЕСТ-ОД-300
Энергоблок с инновационной реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 станет частью строящегося в Северске Томской области. В Северске стартовало строительство уникального энергоблока БРЕСТ-ОД 300. Главная Новости ССО «Альфа» продолжает участие в строительстве реакторной установки БРЕСТ-300. В Северске начали тестировать оборудование для создания топлива для БРЕСТ-300. И тогда-то родился план строительства реактора БРЕСТ-300 на 300 МВт электрической мощности с комплексом переработки топлива в городе Северск Томской области.
Основание для реактора БРЕСТ-300 доехало в Северск раньше срока
Кроме неотработанности технологии, были обозначены «узкие» технические вопросы: в большом объёме интегральной схемы «БРЕСТ» не обеспечивается равномерность поддержания кислородного потенциала в узком разрешённом диапазоне если он будет подтвержден. Чтобы обеспечить работоспособность тепловыделяющих элементов, необходимо найти оптимальное для заданного уровня и диапазона изменения температур содержание кислорода в теплоносителе и стабильно поддерживать его на этом уровне в течение всего срока эксплуатации реакторной установки; не обоснована работоспособность конструкционных материалов в свинце при принятой температуре и при высоком облучении нейтронами расплавленный свинец вызывает сильную коррозию конструкционных материалов ; не изучено влияние облучения в реальных реакторных условиях на поведение в свинце тепловыделяющих элементов и топливной композиции; сама по себе проблема смешанного нитридного топлива требует значительных усилий и времени для её разрешения; технические решения по переработке топлива находятся на начальной стадии разработки. Вследствие наличия этих вопросов: По состоянию обоснования технических решений проект «Брест» — быстрый реактор со свинцовым теплоносителем — не подготовлен для стадии технического проектирования и не может быть выделен в настоящее время как единственный вариант долгосрочной стратегии развития ядерной энергетики России. Доллежаля» В. Орлова [19] , опубликованной в том же 2001 году на сайте НИКИЭТ, практически не содержится ответных доводов в технической части, напротив, подтверждаются слова академика Пономарёва-Степного о начальности стадии разработки проекта, неотработанности и неисследованности многих важных вопросов, однако содержатся нападки на личность критика: «статья Н. Пономарева-Степного не содержит каких-либо новых возражений против Стратегии или идей по её корректировке, которые не были бы обсуждены в ходе её выработки и принятия. Африкантова » В. Кроме того, при облучении свинцово-висмутового теплоносителя дополнительно образуется большое количество радиоактивного полония этот процесс характерен и для свинцового теплоносителя [21]. К этому следует добавить проблему накопления трития во втором пароводяном контуре этих реакторных установок ; большие энергетические и временные затраты для расплавления и поддержания теплоносителя в жидком состоянии на разогрев реактора в РУ БРЕСТ-ОД-300 по проекту потребуется 7 месяцев ; токсичность «тяжёлых» теплоносителей и образование долгоживущих изотопов альфа-активного свинца, альфа- и бета-активного висмута с периодом полураспада более 106 лет, что усугубляет проблему их утилизации после прекращения эксплуатации реактора. Также в этой статье высказываются сомнения вообще относительно возможности создания надёжных реакторных установок с «тяжёлым теплоносителем» с длительным сроком эксплуатации, ставится вопрос об экономической целесообразности создания таких установок, а также высказывается мнение, что: РУ с «тяжёлыми» теплоносителями не имеют новых качеств и в отношении возможности утилизации долгоживущих актинидов по сравнению с быстрыми реакторами, охлаждаемыми натрием.
Общий вывод, который в своей статье делает Костин: Таким образом, предлагаемые ядерные технологии на основе свинцово-висмутовых или свинцовых быстрых реакторов по комплексу определяющих характеристик не имеют преимуществ по сравнению с освоенными ядерными технологиями тепловых легководных и быстрых натриевых реакторных установок. Поэтому использование «тяжелого» теплоносителя в реакторных установках для широкомасштабной гражданской атомной энергетики представляется совершенно нецелесообразным. Развертывание работ по созданию таких технологий приведёт к большим затратам при отсутствии положительного результата в конечном итоге.
Его реально много в земной коре, он не вступает в реакцию с нержавеющей сталью и цирконием в отличии от ртути и калия. При этом из всех конкурентов он обладает одной из лучшей нейтронной активностью. Почти идеал, если забыть о том, что натрий имеет свойство воспламеняться и взрываться при контакте с водой и воздухом. Тем не менее из всех вариантов теплоносителей, отрабатывавшихся на экспериментальных установках, именно он оказался единственным кандидатом для энергетических реакторов на быстрых нейтронах, в частности отечественных реакторов типа БН. Высокая химическая активность натрия потребовала специальных технических решений, которые, при переходе от бумажной концепции к металлу, вызвали сильное удорожание проектов. Во-первых, требовалось изолировать натриевый контур охлаждения от водяного, так как их протечка могла привести к пожару или взрыву внутри реактора. Для этого пришлось делать промежуточных контур, разделяющий натрий и воду и снижающий КПД реактора, а также удорожавший конструкцию. Требование недопуска контакта натрия и воздуха заставило продумывать и хитрую систему замены отработанного топлива с помощью роботизированного комплекса, что ещё больше усложнило конструкцию реактора. Кроме того, пришлось решать проблему и загрязнения самого натрия в процессе работы реактора — обычными фильтрами тут не обойтись, поэтому создали так называемые «холодные ловушки». В итоге проект, который на бумаге выглядел не дороже легководника при переходе с кульманов на площадку строительства, значительно прибавил в стоимости и потерял в рентабельности. Реактор типа БН — сложно, дорого, с туманными перспективами Второй проблемой стала переработка топлива. Реакторы на быстрых нейтронах вырабатывали много плутония оружейного качества. Этот плутоний предполагалось выделять, часть его отправлять обратно в составе топливной сборки в реактор, добавив свежего U-238, а остальное использовать для легководников. И вот тут-то и возник целый ворох проблем. Во-первых, плутоний нельзя просто так взять и запихнуть в обычный реактор. Совершенно иные параметры деления и тепловыделения у плутония требуют изменения многих параметров реакторной установки, в том числе и геометрии самих топливных сборок, из-за чего реакторы, рассчитанные на классическое урановое топливо, могут быть неспособны безопасно работать на смешанном урано-плутониевом топливе MOX-топливо. Упрощённая схема замкнутого цикла с реакторами типа БН Во-вторых, отработанное топливо в реакторах типа БН содержало кроме большого количества плутония ещё небольшое не больше процента содержание изотопов Америция, Нептуния и Кюрия — крайне радиотоксичных и сложных в утилизации. В-третьих, само наличие процесса выделения плутония оружейного качества из топлива ставил крест на любых попытках экспорта реактора. И МАГАТЭ, и США, заинтересованные в нераспространении технологий промышленного производства компонентов для ядерного оружия, сделали бы всё, чтобы не допустить экспорт такого реактора. Нерадужные перспективы экспорта реакторов типа БН стали последним гвоздиком в крышку надежд на новое будущее. Есть у реакторов типа БН и ещё один недостаток, который может проявиться при увеличении их мощности — натриевый пустотный эффект. Выражается он в росте реактивности при закипании натрия, что приводит к росту процесса деления атомных ядер. Поэтому для реакторов на натриевом теплоносителе удалось получить стабильный коэффициент воспроизводства отношение скорости образования ядерного горючего к скорости выгорания ядерного горючего лишь немногим больше 1 от 1 до 1,05. Все эти вместе взятые причины привели к тому, что у серийных реакторов серии БН нет никаких преимуществ перед легководными собратьями, а даже в случае реализации ЗЯТЦ рентабельность всё равно была сомнительной. Коллеги по опасному бизнесу Свинец всему голова Одной из ключевых проблем реакторов на натриевом теплоносителе был сам натрий. Выход из ситуации казался очевидным — нужно сменить теплоноситель. Но сделать это было непросто. В 60-70е в СССР для подводных лодок создавались реакторы на быстрых нейтронах с теплоносителем эвтектического жидкий гомогенный сплав состава свинец-висмут. Кроме того, из-за редкости висмута и сам теплоноситель влетал в копеечку, будучи дороже натрия в 7-8 раз. Для АПЛ всё это было не столь критично, так как выигрыш по весу и линейным размерам относительно легководных реакторов компенсировал все недостатки. А вот для АЭС это было уже более серьёзной проблемой. Относительный успех реакторов на свинцово-висмутовом теплоносителе оживил работы по другому направлению — свинцу.
Специалисты установили опорную плиту общим весом 165 тонн. В шахту реактора погрузили первую часть корпуса — нижний ярус ограждающей конструкции.
В частности, можно отметить предстоящее полномасштабное моделирование активной зоны реакторной установки РУ БРЕСТ-ОД-300 на комплексе быстрых физических стендов в Обнинске, завершение НИОКР по технологии свинцового теплоносителя, в том числе по датчикам контроля кислорода в свинце. Среди них подготовка программ исследований на стадиях физического и энергетического пуска реактора БРЕСТ-ОД-300, получение основных характеристик реактора на мощности, которые невозможно получить на стендах, демонстрация замыкания ядерного топливного цикла с рециклом топлива и затем с трансмутацией минорных актинидов, с выходом в равновесный режим с малым запасом реактивности. Особое внимание, конечно, будет уделено и экспериментальной отработке технологии свинцового теплоносителя. Идет разработка коммерческого свинцового реактора БР-1200. Для дальнейшего совершенствования быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем по основным показателям, характеризующим безопасность и экономическую эффективность, проводятся дополнительные НИОКР. Надо добиться увеличения срока эксплуатации основного оборудования с 30 до 60 лет , провести масштабирование части основного оборудования из-за увеличения мощности установки, обосновать конструкционные материалы и изделия активной зоны для условий повышенного уровня выгорания топлива. Однако, как показало рассмотрение на НТС, существует дополнительный потенциал улучшения экономики, с одной стороны, а также необходимость доказательства конкурентоспособности в «железе», с другой. НИОКР в направлении дальнейшего улучшения технико-экономических характеристик блока с РУ БН-1200М не прекращаются и должны получить дальнейшее развитие при доработке проекта указанного энергоблока. Перед реакторами на быстрых нейтронах ставится также задача обеспечения конкурентоспособности не только в рамках ядерной отрасли, но и с другими источниками энергии. Работы в этом направлении также не прекращаются как применительно к БН-1200М, так и к новому проекту коммерческого энергоблока со свинцовым реактором БР-1200 в рамках разработки промышленного энергокомплекса ПЭК. Топливо: от разработки до переработки Юрий Мочалов: В мире сейчас отсутствует промышленное производство смешанного нитридного уран-плутониевого СНУП топлива и не осуществляется эксплуатация таких твэлов. Основной акцент в этих исследованиях сделан на лабораторных методах получения требуемых показателей чистоты нитрида по кислороду и углероду, исследованиях дореакторных характеристик и получении данных по реакторному поведению топлива, необходимых для расчетного обоснования работоспособности твэлов в условиях работы реакторов на быстрых нейтронах. К началу реализации проекта «Прорыв» мировой опыт по облучению смешанного уран-плутониевого нитридного топлива был ограничен 150—200 твэлами, включая и наши экспериментальные твэлы, исследованные в реакторе БОР-60. На старте проекта была разработана комплексная программа расчетно-экспериментального обоснования твэлов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом реакторов БН-1200 и БРЕСТ-ОД-300. По результатам послереакторных исследований твэлов проведена верификация топливных кодов и их аттестация. Более тысячи экспериментальных тепловыделяющих элементов с различными характеристиками изготовил Сибирский химический комбинат за 10 лет участия в проекте «Прорыв», чтобы совместно с ВНИИНМ найти и обосновать наиболее удачную конфигурацию ядерного топлива нового поколения. Безусловно, у регулирующих органов остаются вопросы, требующие дополнительных исследований, в частности поведение твэлов в свинцовом теплоносителе не в стендовых условиях, а в реакторных.
Новейший Реактор БРЕСТ ОД 300 - Прорыв в атомной энергетике от РОСАТОМ | Геоэнергетика Инфо
В Северске начали монтаж реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. 8 июня 2021 года в торжественной обстановке на площадке АО «СХК» в Северске началась заливка первого бетона в фундамент реакторного отделения энергоблока с реакторной установкой на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300. Геоэнергетика Инфо Росатом начал в Северске строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300.
Ход строительства быстрого свинцового реактора БРЕСТ-ОД-300 в Северске (31.08.2023)
Естественный вопрос – почему БРЕСТ-ОД-300 относят к реакторам IV поколения? В Северске на площадке "Сибирского химического комбината" (СХК) госкорпорации "Росатом" стартовало строительство первого в мире энергоблока нового поколения БРЕСТ-ОД-300, передает корреспондент РИА Новости. В Северске Томской области, на стройплощадке реактора БРЕСТ-ОД-300, завершился второй этап возведения ограждающей конструкции: в шахту реактора уже установили её средний ярус. В Северске начали строительство реактора "БРЕСТ-300".
"Росатом" рассчитывает запустить реактор "БРЕСТ-300" в 2027 году
В Северске Томской области на площадке Сибирского химического комбината (предприятие Топливной компании Росатома «ТВЭЛ») началось строительство атомного энергоблока мощностью 300 МВт с инновационным реактором на быстрых нейтронах. Энергоблок с реактором БРЕСТ-ОД-300 станет частью Опытного демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), который строится на площадке СХК в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв». Сегодня мы переходим от подготовительных работ, от разработки сложнейшей технологии замкнутого ядерного топливного цикла – к строительству первой в мире реакторной установки БРЕСТ-300!».
Новейший Реактор БРЕСТ ОД 300 - Прорыв в атомной энергетике от РОСАТОМ | Геоэнергетика Инфо
Она обеспечит удержание теплоизоляционного бетона и сформирует дополнительный локализующий барьер за границей контура теплоносителя. До 2042 года предстоит ввод 10 энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах». Евгений Адамов перечислил основные итоги прошлого года в «Прорыве»: «Опытный главный циркуляционный насосный агрегат в ходе испытаний показал, что в секунду можно перекачивать 11 с небольшим тонн свинца: никто не верил, что такое возможно.
Но цель тогда у атомщиков была одна — создание атомной бомбы, мирный атом возник, по сути, как продукт побочный. Сегодня же вся мировая атомная энергетика работает над решением главной задачи — обеспечить человечество чистой, безопасной и бесконечной энергией. А российские атомщики уже готовят настоящую энергетическую революцию. О строительстве уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах, о неиссякаемом источнике безопасной атомной энергии и о том, почему небольшой сибирский город Северск становится одной из мировых атомных столиц, — в материале «Ленты. Энергия без границ По словам генерального директора госкорпорации «Росатом» Алексея Лихачева, к этому историческому событию-повороту наука и практика двигались 60 лет.
Ведь идеи замыкания ядерного топливного цикла были высказаны еще советским физиком Александром Лейпунским и поддержаны академиком Курчатовым после запуска первой атомной электростанции в Обнинске. Так что над созданием замкнутого ядерного топливного цикла, когда на отработавшем в реакторах существующих АЭС топливе работают реакторы нового поколения, ведущие ядерщики планеты бьются уже не одно десятилетие.
Успешная реализация этого проекта позволит нашей стране стать первым в мире носителем атомной технологии, полностью отвечающей принципам устойчивого развития — в экологичности, доступности, надежности и эффективности использования ресурсов. Сегодня мы вновь подтверждаем свою репутацию лидера мирового прогресса в области ядерных технологий, предлагая человечеству уникальные решения, направленные на улучшение жизни людей», — заявил генеральный директор Госкорпорации «Росатом» Алексей Лихачев.
На ее поверхности температура должна быть не больше 60 градусов, а радиационный фон фактически равен естественному», — говорится в сообщении. Строительство ведется на площадке опытно-демонстрационного энергокомплекса ОДЭК в рамках проекта «Прорыв». Помимо ключевого элемента системы — энергоблока мощностью 300 МВт — ОДЭК будет включать объекты пристанционного ядерного топливного цикла — комплекс по производству смешанного уран-плутониевого нитридного топлива, а также модуль переработки облученного ядерного топлива.
Новейший Реактор БРЕСТ ОД 300 - Прорыв в атомной энергетике от РОСАТОМ | Геоэнергетика Инфо
Технологические решения содержат ряд уникальных разработок. Продемонстрирована технологическая готовность к выделению америция для трансмутации. Разработан процесс малоотходной дезактивации оборудования со сложной геометрией. Разработан технологический процесс изготовления таблеток из порошков, полученных после переработки СНУП-топлива. Разработана установка остекловывания ВАО. Совершенствуется аналитика технологии переработки ОЯТ: разработана установка автоматического отбора и разбавления водных технологических продуктов. Создаются расчетные методики: впервые разработан проект методики определения показателя пожаровзрывоопасности «Температура самовоспламенения твердых веществ и материалов», которая будет использована для исследования пирофорных свойств радиоактивных сред. В будущем для переработки прорабатывается вариант полностью перейти на пирохимическую технологию. Это обусловлено необходимостью минимизировать масштабы хранения ОЯТ с высоким содержанием плутония и проводить переработку после короткого времени выдержки. Статус работ на настоящий момент — отработка технологии на опытных пирохимических установках с использованием имитаторов ОЯТ, включая плутонийсодержащие. Она обеспечит сепарацию отдельных компонентов ОЯТ.
На настоящий момент плазменная технология — на стадии НИОКР по обоснованию принципиальных аппаратурно-технологических решений. Подробнее о технологиях переработки ОЯТ, над которыми работают специалисты «Прорыва», читайте в материале «Повышая градус» — Прим. Промышленный энергокомплекс: роботы, а не человек Юрий Мочалов: На модулях фабрикации и переработки топлива ОДЭК будут применяться новейшие технологические решения. А в ПЭК, который построят вслед за ОДЭК, производство планируется полностью безлюдным, самую опасную работу вместо людей будут делать роботы. Разработка ПЭК началась с длительной предпроектной подготовки, включающей стадии концептуальной проработки закладываемых решений и технико-экономического обоснования конкурентоспособности по сравнению с передовыми способами генерации электроэнергии. При этом остальные требования, в частности по безопасности и экологичности, остаются неизменными.
Этот плутоний предполагалось выделять, часть его отправлять обратно в составе топливной сборки в реактор, добавив свежего U-238, а остальное использовать для легководников.
И вот тут-то и возник целый ворох проблем. Во-первых, плутоний нельзя просто так взять и запихнуть в обычный реактор. Совершенно иные параметры деления и тепловыделения у плутония требуют изменения многих параметров реакторной установки, в том числе и геометрии самих топливных сборок, из-за чего реакторы, рассчитанные на классическое урановое топливо, могут быть неспособны безопасно работать на смешанном урано-плутониевом топливе MOX-топливо. Упрощённая схема замкнутого цикла с реакторами типа БН Во-вторых, отработанное топливо в реакторах типа БН содержало кроме большого количества плутония ещё небольшое не больше процента содержание изотопов Америция, Нептуния и Кюрия — крайне радиотоксичных и сложных в утилизации. В-третьих, само наличие процесса выделения плутония оружейного качества из топлива ставил крест на любых попытках экспорта реактора. И МАГАТЭ, и США, заинтересованные в нераспространении технологий промышленного производства компонентов для ядерного оружия, сделали бы всё, чтобы не допустить экспорт такого реактора. Нерадужные перспективы экспорта реакторов типа БН стали последним гвоздиком в крышку надежд на новое будущее.
Есть у реакторов типа БН и ещё один недостаток, который может проявиться при увеличении их мощности — натриевый пустотный эффект. Выражается он в росте реактивности при закипании натрия, что приводит к росту процесса деления атомных ядер. Поэтому для реакторов на натриевом теплоносителе удалось получить стабильный коэффициент воспроизводства отношение скорости образования ядерного горючего к скорости выгорания ядерного горючего лишь немногим больше 1 от 1 до 1,05. Все эти вместе взятые причины привели к тому, что у серийных реакторов серии БН нет никаких преимуществ перед легководными собратьями, а даже в случае реализации ЗЯТЦ рентабельность всё равно была сомнительной. Коллеги по опасному бизнесу Свинец всему голова Одной из ключевых проблем реакторов на натриевом теплоносителе был сам натрий. Выход из ситуации казался очевидным — нужно сменить теплоноситель. Но сделать это было непросто.
В 60-70е в СССР для подводных лодок создавались реакторы на быстрых нейтронах с теплоносителем эвтектического жидкий гомогенный сплав состава свинец-висмут. Кроме того, из-за редкости висмута и сам теплоноситель влетал в копеечку, будучи дороже натрия в 7-8 раз. Для АПЛ всё это было не столь критично, так как выигрыш по весу и линейным размерам относительно легководных реакторов компенсировал все недостатки. А вот для АЭС это было уже более серьёзной проблемой. Относительный успех реакторов на свинцово-висмутовом теплоносителе оживил работы по другому направлению — свинцу. Хорошо же? А ещё лучше, если не заморачиваться с двухчастным ЗЯТЦ, а замкнуть цикл сразу для одного реактора: в отработанную топливную сборку просто подмешивать немного U-238 и снова в реактор.
Никаких тебе сепарирований плутония, минимум радиоактивных отходов, всё можно делать прямо рядом со станцией в специальном здании-фабрикаторе. Вариант идеальный. Комплекс фабрикации и реактор БРЕСТ-30 Звучит всё хорошо, но, как водится, при переходе от идеи к реализации образуется множество подводных камней. ITER от мира ядерных реакторов Реализация реактора на свинцовом теплоносителе не просто так стала обсуждаться именно в конце 80-х. Первые проработки таких реакторов были ещё в 50-е, но натолкнулись на то, что существующие конструкционные материалы неспособны выдерживать условия работы со свинцовым теплоносителем. Одна из первых проблем — сам теплоноситель. Решение этой проблемы требует разработки новых стальных сплавов.
Кроме того, неизвестно поведение свинцовой коррозии и степень нейтронной активации свинца при длительной работе. Расплавленный свинец хоть и не вступает в мгновенную бурную реакцию с водой, но при попадании в него воды может случиться «паровой взрыв». Исследования например вот это позволяют предполагать, что даже при разрыве трубки теплоносителя и попадании струи воды в свинец, взрыва случиться не должно.
Он отметил, что атомные технологии, разработанные российскими организациями и научно-исследовательскими институтами, являются лидирующими в мировой энергетике. На торжественной церемонии А. Лихачев зачитал обращение первого заместителя руководителя администрации президента России С. Кириенко, который назвал строительство атомного энергоблока БРЕСТ-ОД-300 прорывом в новую эру мировой энергетики, добавив, что Россия начинает переход к бесконечно возобновляемой ресурсной базе чистой и безопасной энергетики. Кириенко подчеркнул, что труд всех, кто участвует в проекте «Прорыв», в очередной раз подтверждает право Госкорпорации «Росатом» называться одной из самых эффективных компаний в мире, которая обеспечивает лидерство России в развитии технологий на благо людей. Мы создаем основу развития и укрепления лидерства России в новом технологическом укладе, создаем повестку страны до конца текущего столетия, — подчеркнул А. Адамов отметил, что проектное направление «Прорыв» по своей системе организации работ сравнимо с атомным проектом СССР. На основных предприятиях созданы Центры ответственности, объединяющие работающих по проекту специалистов.
Говоря о развитии генерации в регионе, Павел Якис отметил также запланированную на 2025 год реконструкцию тепловой электростанции в городе Северске. Замена двух турбоагрегатов позволит повысить надежность электро- и теплоснабжения промышленных объектов Сибирского химического комбината и жилых микрорайонов города. Связанные публикации.