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Des accidents nucléaires partout

Etats-Unis : Braidwood : Problème de fuite de liquide sur une des pénétrations situées sur le dôme du réacteur




3 avril 2015


Un défaut de 0.95 cm a été découvert sur une pénétration alors que les règles de sûreté prévoient un maximum de 0.47 cm. Ce passage de tige de contrôle avait pourtant déjà été réparé. La déclaration est effectuée suite à la découverte d’une dégradation sérieuse sur une des principales barrières de sûreté.

Type : PWR - Puissance : 3 587 MWTh - Première divergence : 05/1987

Available in english only.


Event Number : 50953

Facility : BRAIDWOOD - State : IL

Unit : [1] - RX Type : [1] W-4-LP

Event Date : 04/03/2015 - Event Time : 16:31

Emergency Class : NON EMERGENCY 10 CFR Section : 50.72(b)(3)(ii)(A) - DEGRADED CONDITION

Unit SCRAM Code RX CRIT Initial PWR Initial RX Mode Current PWR Current RX Mode 1 N N 0 Refueling 0 Refueling

Event Text

LIQUID PENETRATION EXAMINATION RESULTS IN INDICATION ON REACTOR VESSEL HEAD PENETRATION

"On April 3, 2015, during the Braidwood Station Unit 1 refueling outage (A1R18), an in-service Liquid Penetration examination was performed on the previously repaired control rod drive mechanism (CRDM) penetration 69. During the examination on the weld build up for CRDM penetration 69, a 3/8 inch rounded indication was discovered located at 0 degrees on the reactor head portion of the weld build up, and it is 4 inches from the transition of the head to penetration. 0 degrees is located at the outermost portion of the penetration on the flange side. The transition is the point where the vertical portion of the penetration meets the horizontal area of the reactor head.

"Rounded indications that exceed 3/16 inch are rejectable per ASME Code Case N-729-1.

"This is reportable pursuant to 10CFR50.72(b)(3)(ii)(A), ’Any event or condition that results in the condition of the nuclear power plant, including its principal safety barriers, being seriously degraded’ since the as found indication did not meet the applicable acceptance criteria referenced in ASME Code Case N-729-1 to remain in-service without repair.

"The NRC Resident Inspector has been informed."

https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/event-status/event/2015/20150406en.html#en50953


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