Etats-Unis : Salem : arrêt manuel du réacteur suite à la faille survenue sur le générateur d’un moteur de commande de barres de contrôle

 

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source : Sortir du Nucléaire

25 mars 2020

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© OpenStreetMap contributors

Le 25 mars à 0 h 56, alors que le réacteur était en cours de démarrage à 17 % de sa puissance, est survenu une défaillance sur l’alimentation du moteur de commande de 11 grappes de contrôle. Alors qu’une partie de la commande de la puissance du cœur du réacteur n’était plus opérationnelle, la NRC affirme qu’il n’y a pas eu de problème. Les opérateurs ont pourtant du jouer fortement sur le niveau de bore du cœur pour compenser l’absence de mouvement d’une série de barres de contrôle.

Type : PWR - Puissance : 3 459 MWth - Première divergence : 12/1976

Available in english only.

Event Number : 54607

Facility : SALEM - State : NJ

Unit : [1] - RX Type : [1] W-4-LP

Event Date : 03/25/2020 - Event Time : 00:56 [EDT]

Emergency Class : NON EMERGENCY 10 CFR Section : 50.72(b)(2)(iv)(B) - RPS ACTUATION - CRITICAL 50.72(b)(3)(iv)(A) - VALID SPECIF SYS ACTUATION

Initial PWR  : 17 % Current PWR  : 0 %

Event Text

MANUAL TRIP DUE TO FAILURE OF A ROD CONTROL MOTOR GENERATOR

"At 0056 EDTon March 25, 2020, with Unit 1 at 17 percent power during a unit power ascension, the reactor was manually tripped due to the failure of the 11 Rod Control Motor Generator caused by a malfunction of its associated Voltage Regulator. The trip was not complex, with all systems responding normally post-trip. An actuation of the Auxiliary Feedwater system occurred following the manual reactor trip as expected due to low level in the steam generators. The unit is stable in Mode 3. Decay heat is being removed by the Atmospheric Steam Dumps and Auxiliary Feedwater System. Salem Unit 2 was not affected.

"Due to the actuation of the Reactor Protection System actuation while critical, this event is being reported as a four-hour, non-emergency notification per 10 CFR 50.72(b)(2)(iv)(B), This event is also being reported as an eight hour non-emergency notification in accordance with 10 CFR 50.72(b)(3)(iv)(A) as an event that results in a valid actuation of the Auxiliary Feedwater System.

"There was no impact to the health and safety of the public or plant personnel.

"The NRC Resident lnspector has been notified."

https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/event-status/event/2020/20200325en.html