Etats-Unis : Indian Point : Manual reactor trip on low steam generator water level

13 février 2013

Le réacteur n° 2 de la centrale d’Indian Point a été arrêté manuellement en urgence suite à l’impossibilité de maintenir un niveau d’eau suffisant dans le circuit des générateurs de vapeur.

Première divergence : mai 1973 - Puissance : 1 022 - Type : PWR -

Available in english only.

Les barres de contrôle se sont correctement insérées.

Les autres opérations se sont déroulées normalement à l’exception d’une série de détecteurs de puissance intermédiaires qui se sont avérés inutilisables.

Le réacteur est en arrêt normal et l’autre réacteur n° 3 qui était à 100% de sa puissance a continué à fonctionner normalement.

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Facility : INDIAN POINT - Region : NY - Unit : [2] Event Date : 02/13/2013 - Event Time : 13:55 Emergency Class : NON EMERGENCY 50.72(b)(2)(iv)(B) - RPS ACTUATION - CRITICAL 50.72(b)(3)(iv)(A) - VALID SPECIF SYS ACTUATION

Unit SCRAM Initial PWR 100 % - Power Operation 0 Hot Standby

Event Text

MANUAL REACTOR TRIP ON LOW STEAM GENERATOR WATER LEVEL

"At 1352 [hrs. EST], the Unit 2 CCR [Central Control Room] noted a trip of both heater drain tank pumps and entered Abnormal Operating Procedure 2-AOP-FW-1, ’Loss of Feedwater’. Prior to the event, Instrumentation and Controls personnel were performing testing on the heater drain tank level control system. Turbine load was reduced per plant procedures, however a manual reactor trip was initiated at 1355 due to an inability to maintain steam generator water levels. The team subsequently entered E-0, ’Reactor Trip or Safety Injection’. All control rods fully inserted. All safety systems responded as expected with the exception of source range detector N-31 and intermediate range detector N-35. N-31 and N-35 were declared inoperable. The auxiliary feedwater system actuated as expected and provided feedwater to maintain steam generator water level. Decay heat removal is via the steam generators to the main condensers. Offsite power and plant electrical lineups are normal. No primary or secondary code safety relief valves lifted. The reactor is in Mode 3 and stable. Unit 3 was unaffected and remains at 100% power. An investigation is in progress."

Unit 2 is currently at normal operating pressure and temperature. The licensee plans to issue a press release on this event.

The licensee notified the State of New York Public Service Commission and the NRC Resident Inspector.

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