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Des accidents nucléaires partout

Etats-Unis : Braidwood : arrêt manuel du réacteur n°1 suite à l’atteinte d’un niveau bas de vapeur dans le générateur de vapeur




6 avril 2018


Ce niveau bas a été atteint suite à la tombée de la pompe d’alimentation principale du cœur en eau. La cause de cette tombée n’est pas connue et est en cours de recherche.

La pompe alimentation auxiliaire en eau a démarré automatiquement suite au problème de niveau trop bas dans le générateur de vapeur. L’évacuation de la chaleur du cœur s’effectue par le condenseur.

 Type : PWR- Puissance : 3 586 MWth - Première divergence : 05 / 1987-

Available in english only[


Event Number : 53443

Facility : BRAIDWOOD - State : IL

Unit : [1] - RX Type : [1] W-4-LP

Event Date : 06/04/2018 - Event Time : 00:00 [CDT]

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

MANUAL REACTOR TRIP ON LOWERING STEAM GENERATOR WATER LEVEL

"At 0920 CDT, Braidwood Unit 1 reactor was manually tripped due to lowering steam generator water levels following a trip of the 1C main feedwater pump. The cause of the 1C main feedwater pump trip is unknown at this time and is under investigation.

"Both trains of Braidwood Unit 1 auxiliary feedwater started automatically following the reactor trip to maintain steam generator water levels.

"All systems responded as expected. Steam generator power operated relief valves lifted momentarily and reseated as designed in response to the secondary transient due to the reactor trip. The main steam dump valves are in service to the main condenser to provide heat sink cooling. The plant is being maintained at normal operating pressure and temperature. AC power is being provided by offsite power with the diesel generators in standby and all safety systems available. There is no impact to Unit 2.

"This report is being made per 10CFR50.72(b)(2)(iv)(B) for a RPS actuation, 4-hr. notification, and per 10CFR50.72(b)(3)(iv)(A) for an automatic actuation of the auxiliary feedwater system, 8-hr. notification."

All rods inserted into the core during the trip. Concerning the relief valves momentarily lifting and reseating, there is no known primary-to-secondary leakage.

The licensee has notified the NRC Resident Inspector.

https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/event-status/event/2018/20180605en.html