Калининская АЭС расположена на севере Тверской области в 150 км от города Тверь. Расстояние до Москвы - 330 км; до Санкт-Петербурга - 400 км. Площаадка АЭС примыкает к южному берегу озера Удомля, сообщающимся естественной протокой с озером Песьво. Общая площадь, занимаемая КАЭС, составляет 287,37 га. Выдача электроэнергии осуществляется по сетям РАО "ЕЭС России": линия "Опытная", 750 кВ (на Москву) - 22%; - линия "Ленинградская", 750 кВ - 21%; - линия "Владимир", 750 кВ - 27%; - линия "Новая-1", "Новая-2", 330 кВ (Тверьэнерго) - 30% (в равных долях).

Основные технические характеристики.

  Тепловая схема КАЭС - двухконтурная. Первый контур состоит из одного реактора типа ВВЭР-1000 (В-320, малая серия) и четырёх циркуляционных петель охлаждения. Теплоносителем и замедлителем служит обычная вода с дозированным содержанием бора. Второй контур состоит из одной турбоустановки с системой регенерации, испарительной и водопитательной установок. На Калининской АЭС используются реакторные установки типа ВВЭР-1000 ПО "Ижорский завод", конструкция которой соответствует требованиям национальных стандартов, действовавших в период проектирования АЭС: - автоматическая остановка реактора при незначительных нарушениях в работе основного оборудования; - трехканальное построение систем безопасности, каждая из которых функционирует совершенно независимо и автономно; - наличие защитной герметичной оболочки, в которой расположено всё реакторное оборудование; - способность реакторной установки к саморегуляции. Основные технические характеристики реактора; - Тепловая мощность реактора, МВт 3000 - Температура теплоносителя (на входе/ на выходе) град, С 289/322 - Масса сухого реактора, т. 468,2 o Давление в корпусе, МПа 16 - Расход воды, м3 76000 Парогенератор ПГВ-1000 - однокорпусный теплообменный аппарат горизонтального типа с погруженным трубным пучком. Парогенератор предназначен для производства сухого насыщенного пара из воды второго контура. Калининская АЭС - единственная из атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000, построенных по российским проектам, эксплуатирует парогенераторы первого энергоблока более 100 000 часов, без замены. Сегодня опыт реконструктивных работ на парогенераторах ПГВ-1000 готовится к внедрению на всех родственных АЭС России.

Основные технические характеристики парогенератора:

  - Паропроизводительность, т/ч 1470
-Тепловая мощность, МВт 750
- Давление насыщенного пара, МПа 6,4
- Длина корпуса, м. 15 o Масса, т. 321,2
Турбина К-1000-60/1500 - паровая, конденсационная, одновальная четырёхцилиндровая, Турбина является приводом электрического генератора переменного тока типа ТВВ-ЮОО-4УЗ мощностью 1000 МВт и напряжением 24 кВ. Основные технические характеристики турбины: - Теплофикационная нагрузка, Гкал/ч 6430 - Начальное давление пара, МПа 5,9 o Расход пара в номинальном режиме, кг/ 1711,1 o Начальная температура пара 274.3 °С - Расчётное давление в конденсатор, МПа 0,0039 Система технического водоснабжения - оборотная. В качестве пруда-охладителя используется естественная система озёр Удомля - Песьво. В феврале 2000 г. на 3 энергоблоке в реакторном отделении продолжается монтаж трубопроводов аварийного и планового расхолаживания реактора, начато проектное раскрепление корпуса реактора, продолжается монтаж металлоконструкций площадок обслуживания парогенератора № 3. График строительства предусматривает пуск энергоблока в 2003-2004 гг. Выработка электроэнергии на АС за одиннадцать месяцев 1999 г. составила 12770 млн. кВт·ч. при этом КИУМ составил 72,89 %. Расход на собственные нужды 4,94 %. Население г. Удомля составляет 33700 человек, население района - 11600, всего 45300 человек.

История создания.

  Проектом строительства станции было предусмотрено строительство четырех энергоблоков по 1 000 МВт (эл.) каждый. 1970 год: Май - На заседании НТО Минэнерго принято решение Центральную АЭС №1 построить в пункте оз. Удомля в Калининской области. 1973 год: Ноябрь - Совет Министров СССР утвердил технический проект Калининской АЭС. 1975 год: Март - Началось строительстве открытого отводящего канала. Сентябрь - Началось строительство главного корпуса. 1978 год: Ноябрь - Началось строительство БНС Na1 и №2. Декабрь - Началась укладка бетона на РО №1. 1978 год: Май - Началось строительство объединенного вспомогательного корпуса. 1981 год: Ноябрь - Началось строительство блока №1. 1983 год: Декабрь - ВПО "Союзатомэнерго" утвержден график энергетического пуска и освоения мощности блока №1. 1984 год: Началось строительство второй очереди Калининской АЭС Май - Энергетический пуск блока №1. 1985 год: Июнь - Блок №1 выведен на проектную мощность 1000 МВт. Октябрь - Приказом Минэнерго утвержден проект 2-ой очереди Калининской АЭС. 1986 год: Декабрь - Блок №2 принят в эксплуатацию. 1987 год: Апрель - Блок №2 выведен на проектную мощность 1000 МВт. 1991 год: Июнь - Приказ Минатомэнергопрома СССР о прекращении строительства блока №4 до завершения государственной экологической экспертизы. 1997 год: Декабрь - Корпус реактора блока №3 установлен на штатное место. 1998 год: Февраль - Установлен генератор электрического тока блока №3. Март - Октябрь - Получены парогенераторы для блока №3. 1999 год: Январь - Ноябрь - Проведена ревизия турбины строящегося энергоблока №3 Февраль - Начат монтаж главных циркуляционных насосов реакторного отделения. Октябрь - Начат монтаж главного циркуляционного контура. Подано напряжение 0,4кВ по схеме собственных нужд. В настоящее время в эксплуатации находятся два энергоблока первой очереди АЭС с корпусными реакторами водо-водяного типа ВВЭР-1000, которые введены в строй в 1984 и 1986 гг. С пуском второго энергоблока в декабре 1996 г. закончилось строительство первой очереди АЭС установленной мощностью 2000 МВт. Третий блок имеет 50% готовности. Его пуск ещё точно не определен, в настоящее время речь идет о 2003-2004 гг.

Показатели безопасности

Проекты "малой серии" атомных станций с ВВЭР-1000 по принятым техническим решениям и безопасности соответствуют существующим нормам и требованиям, предъявляемым к АЭС с ВВЭР-1000. Показатель срабатывания АЗ-1 характеризует интенсивность достижения предельных параметров, требующих заглушения реакторной установки, и представляет средний за ответный период параметр потока срабатываний АЗ-1. Показатель неготовности систем безопасности характеризует способность систем безопасности выполнять требуемые функции, а также эффективность деятельности эксплуатации, направленной на поддержание работоспособности систем безопасности . Показатель надежности ядерного топлива контролирует обеспечение целостности оболочек топливных элементов. Поддержание целостности оболочек топливных сборок снижает радиологическое воздействие при работе энергоблока и при обслуживании. Пожарная безопасность на АЭС.