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Des accidents nucléaires partout

Etats-Unis : Palo Verde : arrêt du réacteur n°2 suite à l’atteinte d’un niveau trop bas dans un des générateurs de vapeur




3 mars 2020


A 3 h 50 UTC, le 3 mars 2020, le réacteur de la tranche 2 s’est arrêté automatiquement sur un signal de niveau bas du générateur de vapeur basse pression. Ce niveau bas s’est produit à la suite d’un déclenchement des deux pompes principales d’eau d’alimentation. Leur déclenchement a été provoqué pendant le rétablissement de l’alimentation électrique du panneau de contrôle de l’huile de la pompe d’alimentation principale en eau. L’eau d’alimentation auxiliaire s’est activée opportunément en raison du faible niveau dans les deux GV après le déclenchement du réacteur. Ce problème est signalé suite à la mise en service du système de protection du réacteur. Après l’arrêt du réacteur, toutes les barres de contrôle se sont complètement insérées dans le cœur. Tous les systèmes ont fonctionné comme prévu.

Type : PWR - Puissance 3 990 MWth - Première divergence 04/1986 -

Available in english only


Event Number : 54560

Facility : PALO VERDE - State : AZ

Unit : [2] - RX Type : [2] CE

Event Date : 03/03/2020 - Event Time : 20:50 [MST]

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 REACTOR TRIP DUE TO LOW STEAM GENERATOR LEVEL

"At 2050 MST on March 3, 2020, Unit 2 reactor automatically tripped on Low Steam Generator (SG) Number 1 level signal from the Reactor Protection System. The low SG level occurred as the result of a trip of both Main Feedwater Pumps, which tripped during restoration of power to the Main Feedwater Pump Lube oil control panel. Auxiliary Feedwater (AFAS-1 and AFAS-2) actuated due to low SG levels in both SG post reactor trip as designed. This event is being reported as a reactor protection system and a specified system actuation in accordance with the reporting criteria of 10 CFR 50.72(b)(2)(iv)(B) and 10 CFR 50.72(b)(3)(iv)(A).

"Following the reactor trip, all [control element assemblies] CEAs inserted fully into the core. All systems operated as expected. No emergency plan classification was required per the Emergency Plan. Safety related busses remained powered during the event from offsite power and the offsite power grid is stable. Unit 2 is stable and in Mode 3. Steam Generators are being fed via the class 1 E powered motor driven auxiliary feedwater pump.

"The NRC Senior Resident Inspector has been informed."

Units 1 and 3 were unaffected by the trip and remain at 100 percent power.

https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/event-status/event/2020/20200305en.html


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