3 mars 2020
Texte de révision
A 09 h 32 UTC, le 12/12/19, l’unité 2 de Sequoyah a été arrêté manuellement suite à la perte de débit de la pompe du réservoir de drainage du réchauffeur d’eau numéro 3. Avec une puissance supérieure à 80 % les procédures prévoient cet arrêt manuel.
Le système auxiliaire d’alimentation en eau (AFW) s’est enclenché automatiquement suite aux besoins en eau. La température du système de refroidissement du réacteur (RCS) est assurée par le système de décharge de vapeur via le fonctionnement des 4 pompes de refroidissement.
Toutes les barres de contrôle et d’arrêt sont insérées dans le cœur. Tous les systèmes de sûreté ont fonctionné comme prévu. Aucune soupape de sûreté primaire ou secondaire n’a été actionnée pendant ou après le transitoire. Le réacteur n° 2 est actuellement stable à une température et une pression de fonctionnement normale. Le système électrique est dans un lignage normal.
Selon la NRC, il n’y a pas eu d’impact sur la santé et la sécurité du public ou du personnel de la centrale ni sur l’unité n°1.
En raison du déclenchement du système de protection du réacteur (RPS) alors que le cœur était en état de criticité, cet événement est signalé en tant que notification non urgente de quatre heures conformément à 10CFR50.72(b)(2)(iv)(B) et une notification non urgente de huit heures conformément à 10CFR50.72(b)(3)(iv)(A).
* * * MISE À JOUR LE 03/03/2020 À 13 h 20 * * *
La mise à jour suivante est réalisée pour fournir des éclaircissements sur les critères du rapport écrit la NRC. Etrangement on retrouve les mêmes référence que celes utilisées en décembre dernier... : "Cet événement est signalé conformément au 10 CFR 50.72(b)(2)(iv)(B) et au 10 CFR 50.72(b)(3)(iv)(A).
Type : PWR - Première divergence : novembre 1981 - Puissance : 1 126 MW -
Available in english only
Event Number : 54438
Facility : SEQUOYAH - State : TN
Unit : [2] -RX Type : [2] W-4-LP
Event Date : 12/12/2019 - Event Time : 04:33 [EST]
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
EN Revision Imported Date : 3/4/2020
EN Revision Text : MANUAL REACTOR TRIP DUE TO A LOSS OF HEATER DRAIN TANK PUMP FLOW
"At 0432 EST, on 12/12/19, Sequoyah Unit 2 experienced a manual reactor trip. The trip was initiated due to a loss all number 3 Feedwater Heater Drain Tank pump flow ; plant procedures directed a manual reactor trip if power is greater than 80 percent.
"The Auxiliary Feedwater System (AFW) automatically actuated as required when the expected post trip feedwater isolation actuation actuated. Reactor Coolant System (RCS) temperature is being maintained by the steam dump system with all 4 Reactor Coolant Pumps (RCPs) in service.
"All control and shutdown rods fully inserted. All safety systems responded as designed. No primary or secondary safety valves actuated during or after the transient. Unit 2 is currently stable at normal operating temperature and normal operating pressure in Mode 3. The electrical system is in a normal alignment.
"There was no impact on U1. There was no impact to the health and safety of the public or plant personnel.
"Due to the Reactor Protection System (RPS) actuation while critical, this event is being reported as a four hour, non-emergency notification per 10CFR50.72(b)(2)(iv)(B) and an 8 hour non-emergency notification accordance with 10CFR50.72(b)(3)(iv)(A) as an event that results in a valid actuation of the AFW system."
The NRC Resident Inspector was notified.
* * * UPDATE ON 03/03/2020 AT 1320 FROM JAKE OLIVIER TO OSSY FONT * * *
"The following update to the EN submitted on 12/12/19 is being made to provide clarification on reporting criteria originally described in paragraph five of EN 54438 :
"This event is being reported pursuant to 10 CFR 50.72(b)(2)(iv)(B) and 10 CFR 50.72(b)(3)(iv)(A)."
The NRC Resident Inspector was notified.
Notifed R2DO (Davis).
https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/event-status/event/2020/20200304en.html
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