Etats-Unis : Browns Ferry : Arrêt automatique d’urgence du réacteur n° 3 suite à un niveau d’eau trop bas dans le coeur du réacteur

6 mai 2014

Cet arrêt d’urgence est survenu lors de tests sur le réacteur à pleine puissance.

Le cœur étant critique, les systèmes de protection du réacteur se sont enclenchés

Type Fukushima 1 (BWR Mark 1) - Puissance : 3458 MWth - Première divergence : 08/1978

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Ces tests consistaient justement à simuler la perte des systèmes analogiques de commande du confinement et de refroidissement du cœur. Les vannes de vapeur principale sont restées ouvertes avec un contrôle de pression du réacteur par les soupapes de la ligne de contournement de vapeur à la turbine. Les pompes d’alimentation en eau sont en service pour contrôler le niveau d’eau. Aucune information sur le fait que les barres de contrôle de la réaction en chaîne se soient correctement insérées.

Suite : une note complémentaire du 9 mai - produite par la NRC - précise qu’un bloc d’alimentation défectueux est à l’origine de l’état transitoire sans arrêt d’urgence et sans insertion de barres de contrôle. Quand le niveau d’eau a baissé, l’arrêt d’urgence automatique s’est alors enclenché... ce qui paraît très heureux, puisque les circuits de sécurité avaient été mis hors service par le défaut : les barres de contrôle se seraient correctement insérées dans le cœur.

Event Number : 50090

Facility : BROWNS FERRY - State : AL - Unit : [3] - RX Type : GE-4

Event Date : 05/06/2014 - Event Time : 08:30

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 SCRAM DUE TO LOW REACTOR WATER LEVEL DURING INSTRUMENT TESTING

"At 0830 [CDT] on 05/06/2014, the Unit 3 reactor automatically scrammed due to low reactor water level as a result of a trip of both recirculation pumps. Main Steam Isolation Valves remained open with main turbine bypass valves controlling reactor pressure. Reactor feedwater pumps are in service to control reactor water level.

"Primary Containment Isolation System Groups 2, 3, 6, and 8 containment isolation and initiation signals were received. Upon receipt of these signals all required components actuated as required. The Reactor Feedwater System controlled and maintained water level above the level 2 initiation setpoint.

"Prior to the Scram, the reactor was operating at 100% power. A Core and Containment Cooling Systems Analog Trip Unit Functional Test was in progress. The cause of the recirculation pump trip is under investigation.

"This event is reportable within 4 hours per 10CFR 50.72(b)(2)(iv)(B) ’any event or condition that results in actuation of the reactor protection system (RPS) when the reactor is critical except when the actuation results from and is part of a pre-planned sequence during testing or reactor operation.’ It is also reportable within 8 hours per 10CFR 50.72(b)(3)(iv)(A) and requires an LER within 60 days per 10CFR 50.73(a)(2)(iv)(A).

https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/event-status/event/2014/20140507en.html

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