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Des accidents nucléaires partout

Etats-Unis : Saint-Lucie 2 : arrêt automatique du réacteur suite à une perte de charge




26 octobre 2017


Cette perte est due au démarrage du système de protection du coeur dont l’origine est en cours de recherche. Suite à cet évènement, un signal sur niveau bas de vapeur dans le générateur de vapeur n°2 a enclenché la fermeture de deux vannes d’isolation dont une ne s’est pas fermée. Le niveau du générateur a été rétabli par l’alimentation auxiliaire en eau. Les barres de contrôle se sont correctement insérées dans le coeur. Le retrait de chaleur du coeur est réalisé par une circulation forcée avec des conditions d’alimentation par l’eau auxiliaire, l’eau principale et le système de contrôle de bypass de vapeur. La pression est maintenue à 150 bars et la température de refoidissement à 278 °C.

 Type : PWR - Puissance : 2 700 MWth - Première divergence : 6 / 1983 -

Available in english only


Event Number : 53036

Facility : SAINT LUCIE - State : FL

Unit : [2] - RX Type : [2] CE

Event Date : 10/26/2017 - Event Time : 02:12 [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  : 100 % Current PWR  : 0 %

Event Text

AUTOMATIC REACTOR TRIP FOLLOWING A LOSS OF LOAD

"On October 26, 2017 at 0212 EDT St. Lucie Unit 2 experienced a reactor trip due to a loss of load event resulting in an RPS [Reactor Protection System] actuation. The cause of the loss of load is currently under investigation. Following the reactor trip, an Auxiliary Feedwater Actuation Signal occurred due to low level in the 2A Steam Generator. One of the two Main Feed Isolation Valves to the 2A Steam Generator did not close on the Auxiliary Feedwater Actuation Signal. 2A Steam Generator level was restored by Auxiliary Feedwater. The 2B Steam Generator level is being maintained by Main Feedwater. All CEAs [Control Element Assemblies] fully inserted into the core. Decay heat removal is being accomplished through forced circulation with stable conditions from Auxiliary Feedwater/Main Feedwater and Steam Bypass Control System. Currently maintaining pressurizer pressure at 2250 psia and Reactor Coolant System temperature at 532 degrees F.

"St. Lucie Unit 1 was unaffected and remains in Mode 1 at 100 percent power.

"This report is submitted in accordance with 10 CFR 50.72(b)(2)(iv)(B) for the reactor trip and 10 CFR 50.72(b)(3)(iv)(A) for the Specified System Actuation."

The licensee notified the NRC Resident Inspector.

https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/event-status/event/2017/20171027en.html