Événements 2022

31 août 2022 – Sûreté

Indisponibilité partielle du système d’aspersion dans l’enceinte de confinement du réacteur 2

Déclaration d’EDF >>

Avis d’incident de l’ASN >>

 

30 août 2022 – Sûreté

Réparation et remise en service d’un matériel réalisées au-delà du délai prescrit

10 août 2022 – Sûreté

8 août 2022 – Sûreté

29 juillet 2022 – Sûreté

Détection tardive de l’indisponibilité d’un capteur du circuit RIS sur l’unité de production N°5

Déclaration d’EDF >>

Avis d’incident de l’ASN >>

 

27 juillet 2022 – Radioprotection

Contamination corporelle externe d’un intervenant, ayant entraîné une exposition supérieure au quart d’une limite de dose individuelle annuelle réglementaire.

Déclaration d’EDF >>

Avis d’incident de l’ASN >>

 

19 juillet 2022 – Radioprotection

Contamination corporelle externe de deux intervenants, inférieure à la limite annuelle.

Déclaration d’EDF >>

Avis d’incident de l’ASN >>

 

15 juillet 2022 – Sûreté

Indisponibilité de deux voies du circuit du refroidissement d’eau de mer

Déclaration d’EDF >>

Avis d’incident de l’ASN >>

 

11 mars 2022 – Sûreté

Détection tardive de l’indisponibilité d’une ligne de décharge sur l’unité de production n°6

Déclaration d’EDF >>

Avis de l’ASN >>

 

10 mars 2022 – Sûreté

Indisponibilité d’une pompe du système de contrôle volumétrique et chimique de l’unité de production n°2

Déclaration d’EDF >>

Avis de l’ASN >>

8 mars 2022 – Sûreté

31 Janvier 2022 – Radioprotection

Contamination corporelle externe d’un intervenant.

Déclaration d’EDF >>

Avis de l’ASN >>

24 novembre 2022 – Sûreté

Le 22 novembre 2022, l’unité de production n°2 est en fonctionnement. Lors d’une visite terrain, des agents constatent un défaut de pose d’un système de blocage physique d’une vanne (appelé condamnation administrative). La vanne concernée est dans la position attendue, ouverte et la pancarte d’information d’une condamnation administrative est en place, mais la chaîne empêchant de manœuvrer la vanne n’est pas correctement positionnée. Après en avoir été informée, l’équipe de conduite repositionne correctement la chaîne sur la vanne, afin de bloquer physiquement sa manœuvre. Cet écart, qui n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations dans la mesure où la vanne est toujours restée dans une position conforme, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 24 novembre 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

14 novembre 2022 – Sûreté

Le 29 octobre 2022, l’unité de production n°4 est à l’arrêt programmé pour maintenance. Les opérations de nettoyage (mollusques, algues…) de l’arrivée d’eau de mer démarrent pour une durée maximale de 7 jours. Pour pouvoir réaliser l’intervention, les pompes d’arrivée d’eau de mer sont arrêtées et les circuits sont totalement vidangés. Le 05 novembre 2022 à 01h39, après nettoyage et remise en eau, une première pompe du circuit de refroidissement intermédiaire (voie A) est remise en service. L’équipe de conduite constate alors une baisse du débit du circuit. A 02h28, le débit d’eau du circuit passe sous la valeur minimale requise par nos Spécifications Techniques d’Exploitation (STE). Cette baisse de débit étant due à un encrassement rapide des échangeurs, la voie A du circuit est déclarée indisponible et arrêtée afin de réaliser le nettoyage des échangeurs. Le 06 novembre à 00h30, après ce nettoyage et un essai de fonctionnement satisfaisant, la voie A du circuit de refroidissement intermédiaire est déclarée à nouveau disponible. L’indisponibilité d’une voie du circuit de refroidissement intermédiaire, même si elle n’a pas eu de conséquence sur la sureté de l’installation (la voie B étant restée fonctionnelle), constitue un écart à nos spécifications techniques. Il a été déclaré le 14 novembre 2022 à l’Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

8 novembre 2022 – Radioprotection

Le 31 octobre 2022, les équipes du site sont sollicitées pour un transfert de coques béton contenant des déchets nucléaires d’un local aux unités 3 et 4 vers un local commun aux unités 1 et 2, situé en partie nucléaire du site. Le service Radioprotection du site est en assistance pour ce transfert. Pour préparer cette arrivée, vers 11h30, un déchet irradiant entreposé initialement au centre du local commun aux unités 1 et 2 est déplacé. Ce déplacement génère un débit de dose sur une partie de la voirie située à proximité immédiate du local mais en dehors de la partie nucléaire des installations. Cet écart est détecté vers 22h à la fin de l’activité de transfert de la coque béton. Suite à ce constat, un balisage est immédiatement mis en place sur une partie de cette voirie. Les équipes du site éloignent ensuite le déchet, le couvrent de protections contre les rayonnements, ce qui permet de revenir à une situation normale et de lever le balisage au niveau de la voirie le 2 novembre. Le 31 octobre entre 11h30 et 22h, une Zone Contrôlée (nucléaire) existait donc sur une partie non balisée de l’installation. Cet écart à nos règles de radioprotection a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 8 novembre 2022, au niveau 0 en-dessous de l’échelle INES.

 

4 novembre 2022 – Sûreté

Le 2 novembre 2022, l’unité de production n°3 est à l’arrêt pour sa quatrième visite décennale. Une activité de maintenance est programmée sur le système de ventilation des locaux électriques du diesel d’ultime secours (DUS). Cette intervention nécessite de mettre hors tension les cellules électriques de deux ventilateurs. Conformément à la procédure d’intervention, les ventilateurs concernés sont mis hors tension. Une alarme apparait aussitôt en salle de commande. Suite à la remise en configuration normale du système de ventilation, les alarmes en salle de commande s’acquittent. Après analyse, l’équipe en salle de commande identifie que la mise hors tension des deux ventilateurs conduit à l’indisponibilité du système de ventilation des locaux électriques du DUS. Or, compte-tenu de l’état dans lequel se trouve le réacteur, le fait de rendre indisponible ce système pour une opération de maintenance constitue un écart à nos règles d’exploitation. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 4 novembre 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

3 novembre 2022 – Sûreté

Le 30 octobre 2022, l’unité de production n°4 est à l’arrêt programmé pour maintenance. Une alarme relative à l’atteinte du seuil de la limite basse radiologique se déclenche dans le bâtiment réacteur. Le personnel présent évacue le bâtiment et les SAS d’accès sont fermés. Le service prévention des risques réalise les contrôles radiologiques nécessaires qui s’avèrent corrects. L’alarme s’est déclenchée intempestivement. En l’absence de contrainte radiologique, le correspondant du service demande la réouverture d’un des SAS d’accès du bâtiment réacteur, sans attendre l’autorisation de l’équipe en salle de commande. Or, une des conditions requises pour l’ouverture du SAS n’était pas respectée. Cette action, même si elle n’a pas eu de conséquence sur la sureté de l’installation et sur la radioprotection des travailleurs, constitue un écart à nos spécifications techniques d’exploitation. Il a été déclaré le 03 novembre 2022 à l’Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

31 octobre 2022 – Sûreté

Le 26 octobre 2022, le réacteur n°4 de la centrale nucléaire de Gravelines est en arrêt programmé et entame la visite partielle de ses installations. A 07h57, une alarme apparait en salle de commande indiquant la perte d’un appareil de mesure analysant l’activité des purges du générateur de vapeur n°1. En se rendant sur le terrain, les équipes du site constatent qu’une vanne positionnée en aval de l’appareil de mesure est en position fermée alors qu’elle aurait dû se trouver en position ouverte, provoquant ainsi une lecture d’absence de débit via l’appareil de mesure. Les équipes mobilisées ont donc procédé à la réouverture de la vanne et l’appareil de mesure a retrouvé la lecture du débit du fluide. Une analyse est en cours pour comprendre les raisons de l’anomalie constatée. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) le 31 octobre 2022 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

 

31 octobre 2022 – Sûreté

Mardi 25 octobre, l’unité de production n°2 est en production. Alors qu’une première pompe du réseau d’injection de sécurité (RIS) du circuit primaire est en fin de maintenance programmée, donc indisponible, la deuxième pompe est, elle aussi, déclarée indisponible de manière fortuite à 2h24. La conduite à tenir dans cette situation est de mettre le réacteur en arrêt normal, refroidi par les générateurs de vapeur (AN/GV) sous 8 heures, soit pour 10h24. Les équipes se mobilisent alors sur la remise en conformité de la première pompe qui sera finalement déclarée à nouveau fonctionnelle à 11h20. Dans l’intervalle, la décision d’amorcer le repli de l’unité N°2 avait été prise à 9h20. Repli qui sera finalement levé à 11h20 également. L’indisponibilité des deux pompes RIS n’est pas autorisée par nos spécifications techniques d’exploitation. Cet écart, qui n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 31 octobre 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

20 octobre 2022 – Sûreté

Le 8 octobre 2022, l’unité de production n°5 est en fonctionnement. Des essais périodiques sont réalisés pour contrôler le débit des filtres des systèmes de ventilation des locaux des pompes de sauvegarde d’alimentation des générateurs de vapeur. Les débits sont conformes et permettent de valider le critère d’encrassement des filtres. Le 10 octobre 2022, après analyse, les équipes s’interrogent sur l’écart de temps entre les deux dernières mesures de débit sur l’un des filtres de ventilation. Après investigation, ils s’aperçoivent que la périodicité de deux mois a été dépassée, le dernier essai datant du 15 juillet 2022. Les mesures de débit réalisées sur le filtre le 08 octobre montrent toutefois que le système de ventilation est toujours resté disponible. Ce dépassement de la butée réglementaire du contrôle d’encrassement du filtre n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement dans la mesure où le système de ventilation est toujours resté disponible. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 20 octobre 2022, au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

18 octobre 2022 – Sûreté

Le 13 octobre 2022, l’unité de production n°3 est à l’arrêt dans le cadre de sa quatrième visite décennale. Lorsque le réacteur est à l’arrêt, le refroidissement du circuit primaire est assuré par le circuit de refroidissement du réacteur à l’arrêt (RRA*). Conformément à nos règles d’exploitation, les deux pompes du circuit RRA sont disponibles : la première (voie A) est en service, la seconde (voie B) à l’arrêt, et disponible. L’équipe de conduite doit réaliser un essai de requalification sur le diesel permettant d’alimenter en secours la voie électrique A. Cet essai implique une coupure de l’alimentation électrique durant quelques secondes des matériels alimentés par la voie électrique A. Avant de réaliser cet essai, alors qu’il est nécessaire de mettre en service les matériels alimentés par la voie électrique B, l’équipe de conduite ne met pas en service la pompe du circuit RRA voie B. A 03h14mn12s, suite à la coupure électrique provoquée par l’essai, la pompe RRA en service, s’arrête. A 03h14mn28s, suite à la réalimentation des matériels voie A par le diesel, la pompe RRA redémarre. La prescription des Spécifications techniques d’exploitation qui requiert qu’au moins une pompe du circuit RRA soit en service n’a pas été respectée durant 16 secondes. Cet événement n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 18 octobre 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

*Le circuit de refroidissement du réacteur à l’arrêt (RRA) assure l’évacuation de la puissance résiduelle dégagée par le combustible, quand il est dans la cuve, pendant les périodes d’arrêt. Il est équipé de deux pompes (voie A et voie B) pouvant chacune assurer le fonctionnement du circuit.

 

14 octobre 2022 – Sûreté – Générique

Lors d’une opération de maintenance sur l’unité de production n°3 de la centrale de Tricastin, une anomalie relative à la taille de la boulonnerie installée au niveau des brides des aéroréfrigérants du circuit d’huile des pompes du système de contrôle volumétrique et chimique du réacteur est détectée. La taille de la boulonnerie utilisée, non conforme, conduit à des serrages inadaptés sur les brides. Des écarts de conformité de même nature sont détectés sur les trois autres unités de production de la centrale de Tricastin. Un programme de contrôles étendu à l’ensemble des réacteurs du palier CPY révèle des écarts de conformité similaires pour plusieurs réacteurs. Un programme de remise en conformité est engagé. Cet événement n’a eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations. La détection de cet écart de conformité a toutefois conduit EDF à informer l’Autorité de sûreté nucléaire, le 14 octobre 2022, de la survenue d’un événement significatif pour la sûreté à caractère générique, au niveau 0 en dessous de l’échelle INES qui en compte 7, pour les réacteurs de Blayais 1-2-3, Chinon B3, Cruas 2, Dampierre 2-3-4, Gravelines 3, Saint-Laurent B1-B2, Tricastin 1-2-3-4.

 

3 octobre 2022 – Sûreté

Le 21 septembre 2022, l’unité de production n°2 est en fonctionnement. Dans le cadre d’une modification de l’installation, les intervenants procèdent au remplacement d’un composant électrique participant à l’alimentation d’une pompe du circuit de refroidissement, située en partie nucléaire de l’installation. Suite à cette intervention, ils réalisent les essais de bon fonctionnement conformément à leur procédure. A 10h31, l’exploitant constate l’apparition d’une alarme durant 2 minutes, indiquant un défaut d’isolement sur un tableau d’alimentation électrique. Il considère alors le tableau électrique indisponible de 10h31 à 10h33. A 13h25, les essais de bon fonctionnement sont terminés. Après analyse des résultats, aucun dysfonctionnement n’a été détecté sur le tableau électrique durant la période où le défaut d’isolement est apparu. Le respect du mode opératoire est confirmé, les critères sont atteints. L’indisponibilité du tableau électrique durant 2 mn, qui n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 3 octobre 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

29 septembre 2022 – Transport

Le 23 septembre 2022, le transport par voie ferroviaire d’un convoi de combustible usé provenant de la centrale nucléaire de Gravelines arrive au terminal ferroviaire de Valognes (Normandie). Lors du contrôle du wagon, un point de contamination est détecté par mesure directe à l’avant du convoi, en fond d’un dispositif de rétention. Après réalisation d’un frottis de la zone identifiée, la valeur de la particule radioactive (émetteurs béta/gamma) s’élève à 53 Bq/cm². Cette valeur est supérieure au critère réglementaire de 4 Bq/cm² mais ne présente pas de danger pour la santé des personnes. La particule a été immédiatement enlevée par une personne habilitée. Cet événement significatif qui relève du domaine du Transport, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire par la société ORANO, exploitant du centre de recyclage de la Hague pour le compte de la centrale de Gravelines, le 29 septembre 2022, au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

28 septembre 2022 – Sûreté

Le 25 septembre 2022, l’unité de production n°6 est en phase de redémarrage après son arrêt pour intervention sur une soupape d’admission de la turbine. L’équipe en salle de commande doit réaliser le lancement et la montée en vitesse de la turbine en vue de la reconnexion de l’unité de production au réseau d’électricité. A 9h02, en conséquence d’un appel de vapeur dû à l’ouverture inattendue d’une soupape réglante de la turbine, le niveau d’eau dans un des trois générateurs de vapeur atteint un niveau supérieur aux valeurs autorisées. Les protections du réacteur se sont déclenchées, conduisant à l’arrêt automatique du réacteur. Les analyses ont mis en évidence un dysfonctionnement au niveau d’un système de régulation de la turbine. Un module a fait l’objet d’un remplacement. L’unité de production n°6 a été reconnectée au réseau d’électricité le 28 septembre 2022. Cet événement, sans conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 28 septembre 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

28 septembre 2022 – Radioprotection

Le 22 juin 2022, l’unité de production n°3 est à l’arrêt pour sa quatrième visite décennale. Les contrôles par tirs radios se terminent sur le pressuriseur situé en partie nucléaire de l’installation. Ces contrôles ont été réalisés au moyen d’une source gammagraphique à haute activité. Avant de regagner son local source, l’appareil de gammagraphie doit être contrôlé radiologiquement dans un local situé à l’extérieur de la zone contrôlée. Le gammagraphe fait l’objet d’un premier contrôle avant de quitter la zone contrôlée, puis il est chargé et arrimé par l’équipe de tir dans un conteneur scellé, pour être acheminé par un cariste jusqu’au local de contrôle de la radioactivité. Le cariste transporte le conteneur scellé jusqu’au local de contrôle, le dépose à l’entrée, puis repart. L’équipe de tir rejoint le conteneur à pied, il lui faut une dizaine de minutes pour arriver sur place. Le conteneur est donc resté posé devant le local de contrôle pendant environ 10 mn sans surveillance. Cet écart à nos règles de radioprotection a fait l’objet d’une déclaration d’événement intéressant pour la radioprotection (EIR) à l’Autorité de sûreté nucléaire le 30 juin 2022. A la demande de l’ASN, cet événement a été reclassé le 28 septembre 2022 en événement significatif de radioprotection (ESR) au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

26 septembre 2022 – Sûreté

Le 21 septembre 2022, l’unité de production n°5 est en fonctionnement. A 16h41, une chaîne de mesure du système KRT* s’arrête et l’équipe de conduite ne détecte pas immédiatement cette indisponibilité. A 17h30, un essai périodique visant à tester les réglages des systèmes de protection du réacteur est réalisé. Pour les besoins de l’essai, un capteur est rendu volontairement indisponible. Or, le cumul de ces deux indisponibilités de matériels n’est pas autorisée par les spécifications techniques d’exploitation. Dès détection, le chef d’exploitation demande à l’équipe en charge de l’essai de restituer le capteur rendu volontairement indisponible et des actions sont engagées pour remettre en service la chaîne de mesure. Cet écart à nos règles d’exploitation, qui n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 26 septembre 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

* Le système de mesure du système de surveillance de la radioactivité (KRT) permet de surveiller les rejets radioactifs et les niveaux d’activité à l’intérieur des bâtiments et sur le site. La chaîne concernée est dédiée au contrôle de la mesure d’activité du circuit d’échantillonnage et de purge de l’un des générateurs de vapeur.

 

23 septembre 2022 – Sûreté

Le 11 septembre 2022, dans le cadre du redémarrage de l’unité de production n°2, à l’arrêt pour renouvellement du combustible, un essai de calibrage des chaines de mesure de la puissance du réacteur est entrepris au palier 85/90% de puissance. Cette activité est suspendue suite au dysfonctionnement d’un capteur du système d’instrumentation dans le coeur. Suite à une intervention de maintenance sur ce capteur, le calibrage des chaines de mesure de puissance reprend en totalité, le lendemain. Lors de l’analyse des résultats de cet essai, il s’avère que la carte de flux de la puissance neutronique de référence utilisée le 12 septembre 2022 jour de l’essai réel, est la carte de flux paramétrée pour les conditions d’essai de la veille. Cet écart n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté, ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 23 septembre 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

20 septembre 2022 – Sûreté

Le 8 septembre 2022, l’unité de production n°1 est en fonctionnement. Lors d’une visite terrain dans le local du Diesel d’Ultime Secours (DUS), un agent constate que les départs électriques de la liaison inter-tranches entre les deux tableaux des DUS* sont débrochés. La liaison inter-tranches est donc considérée indisponible, car manœuvrable uniquement en local, et non depuis la salle de commande. Les règles d’exploitation imposent que la liaison inter-tranches soit disponible lorsque le DUS est indisponible. Or, le DUS de la tranche 1 a été rendu indisponible à deux reprises les 19 juin 22 et 26 juillet 22 dans le cadre d’essais programmés. Cet écart n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 20 septembre 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

* En situation accidentelle avec échec du démarrage du DUS du réacteur accidenté, le DUS du réacteur voisin peut être utilisé pour réalimenter le tableau électrique normalement alimenté par le DUS. Ce secours est réalisé par des actions en salle de commande, avec la mise en service de la liaison inter-tranches.

 

2 septembre 2022 – Sûreté

Le 22 juillet 2022, l’unité de production n°5 est à l’arrêt programmé dans le cadre de sa visite partielle. La fermeture de la cuve du réacteur doit être réalisée à la suite de plusieurs activités, effectuées en fond de piscine du Bâtiment Réacteur (BR) sous couvert d’une autorisation appelée Régime Exceptionnel de Travail. Dans le cadre de ces activités, les cellules électriques des pompes du circuit d’injection de sécurité basse pression (RIS BP)* sont débrochées pour garantir l’absence d’arrivée d’eau dans la piscine du BR et ainsi assurer la sécurité des intervenants vis-à-vis d’un risque de noyade. Les règles d’exploitation autorisent de rendre indisponible le circuit RIS BP lorsque la sécurité du personnel l’impose, sous réserve de pouvoir ré-embrocher les cellules électriques des pompes sous un délai de 15 minutes. A 23h46, suite à la présence d’une indisponibilité fortuite sur un matériel, sans lien avec le système d’appoint RIS BP, mais interdisant de procéder à la fermeture de la cuve, le Chef d’Exploitation décide de suspendre les activités effectuées en fond de piscine du BR. Les cellules électriques des organes du circuit RIS BP sont laissées débrochées, malgré l’absence de personnel en fond de piscine, ce qui constitue un écart à nos règles d’exploitation. Le 23 juillet 2022 à 08h29, après analyse de la situation, et n’ayant pas de visibilité sur la levée de l’indisponibilité de matériel fortuite, le Chef d’Exploitation du poste du matin fait ré-embrocher les cellules électriques des pompes du circuit RIS BP. Cet événement n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations ni sur l’environnement. La fonction d’appoint au circuit primaire par le circuit RIS BP n’a pas été nécessaire durant la période où les cellules électriques des organes concourant à cette fonction étaient débrochées. Après analyse et échanges avec l’Autorité de sûreté nucléaire, la direction du site a décidé de le déclarer le 2 septembre 2022 en événement significatif de sûreté au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

* Le circuit d’injection de sécurité permet, en cas d’accident causant une brèche importante au niveau du circuit primaire du réacteur, d’introduire de l’eau borée dans celui-ci.

 

24 août 2022 – Sûreté

Le 20 août 2022, l’unité de production n°5 est à l’arrêt programmé, en phase de redémarrage. Suite à la levée du batardeau ayant permis de réaliser les travaux de nettoyage de l’arrivée d’eau en fond de station de pompage, un colmatage rapide du circuit d’arrivée d’eau de mer (voie A) est rapidement constaté. Le débit à l’intérieur du circuit d’eau de mer passe en-dessous de la valeur minimale autorisée de 1 540 m3/h. Tous les matériels refroidis par ce circuit sont alors considérés comme indisponibles. En cas de cumul d’indisponibilités de matériels, les spécifications techniques d’exploitation demandent de ramener le réacteur dans un état de pression et de température où la remise en conformité de ces différents matériels peut être réalisée dans les meilleures conditions de sûreté des installations. Conformément à nos procédures, le repli de l’unité de production n°5 est amorcé sous 1 heure.
Ce repli, qui n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 24 août 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

19 août 2022 – Sûreté

Le 15 août 2022, l’unité de production n°2 est à l’arrêt programmé, en phase de redémarrage. Un essai périodique est réalisé sur la turbopompe d’alimentation de secours des générateurs de vapeur, nécessitant sa mise en service. Suite au démarrage de la turbopompe, un sprinkler (système de protection incendie et d’extinction automatique à eau) présent dans le local, déclenche, provoquant un arrosage du matériel. Par conséquence, la turbopompe est considérée comme indisponible. En parallèle, un défaut sur une balise de surveillance de la radioactivité a généré une autre indisponibilité de matériel. En application de la règle des cumuls d’indisponibilité de matériel, le réacteur n°2 a été ramené dans un état de pression et de température, permettant de remettre en conformité l’ensemble des matériels concernés, dans les meilleures conditions de sûreté.
Ce repli de l’unité de production n°2 lorsque le réacteur est à l’arrêt, n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, mais a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 19 août 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

17 août 2022 – Sûreté

Le 7 août 2022 à 5h00, l’unité de production n°5 est en phase de redémarrage après son arrêt pour visite partielle. Un des deux tambours filtrant l’eau de mer est indisponible suite à l’encrassement du dispositif de lavage du tambour. L’échéance du délai de réparation autorisé de 7 jours, est fixée au 14 août 2022 à 5h00. Les travaux commencent dès le 8 août et nécessitent la mise en place d’un batardeau en fond de cavité pour stopper l’arrivée d’eau de mer et permettre aux intervenants de travailler en sécurité (appelée amenée batardée). Suite à l’indisponibilité fortuite des moyens de manutention utilisés pour manipuler le batardeau, différentes solutions alternatives sont instruites sans pouvoir aboutir dans les délais impartis. Le 14 août 2022 à 05h00, la butée de réparation du tambour filtrant est dépassée. Le 15 août 2022, suite au retour en disponibilité complète des moyens de levage, les opérations de maintenance sous amenée batardée débutent pour une durée de 36 heures et permettent au tambour filtrant de retrouver sa disponibilité. Le dépassement du délai de réparation du dispositif de nettoyage du tambour filtrant constitue un écart à nos règles d’exploitation. Il n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté de l’installation, ni sur l’environnement.
Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 17 août 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

16 août 2022 – Sûreté

Le 12 août 2022, l’unité de production n°6 est en fonctionnement. Un essai périodique des actionneurs participant à l’aspersion enceinte est en cours. Pour ce faire, il est nécessaire d’inhiber l’ordre de démarrage d’un groupe électrogène (diesel) en local, via un commutateur. Sur place, l’agent de terrain exécute sa procédure en omettant une étape, ce qui l’amène à ne pas positionner le commutateur sur la position permettant d’inhiber le démarrage du groupe électrogène. Il informe l’opérateur en salle de commande que l’étape de sa procédure d’essai est terminée. L’opérateur poursuit l’essai, mais comme le commutateur n’est pas dans la position attendue, son action conduit au démarrage à vide du groupe électrogène. L’équipe, après analyse de la situation, procède à l’arrêt du groupe électrogène. Le démarrage automatique du diesel lors de sa sollicitation a bien fonctionné et il n’y a eu aucune conséquence sur la sûreté de l’installation. Mais ce démarrage à vide du diesel a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 16 août 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

9 août 2022 – Sûreté

Le 27 juillet 2022, l’unité de production N°1 est en fonctionnement. Une équipe de maintenance intervient sur un circuit d’extraction d’air des locaux périphériques au bâtiment réacteur, dans un local dont les portes sont laissées ouvertes. L’objet est le remplacement d’un manchon souple en aval d’un ventilateur. A 9h30, la salle de commande est avertie par alarme d’un débit d’air insuffisant dans le piège à iode situé en amont de ce même ventilateur. Le chantier est alors interrompu et des investigations sont menées pour comprendre les conditions d’apparition de ces alarmes. La première analyse indique que les portes ouvertes et la dépose simultanée du manchon sont à l’origine de ces alarmes. A 10h32, après remise en conformité de l’installation et fermeture des portes des locaux, l’opération de maintenance peut reprendre. Cet événement n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur la sécurité des intervenants.
Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 9 aout 2022, au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

1er août 2022 – Sûreté

Le 23 juillet 2022, l’unité de production N°5 est à l’arrêt programmé pour maintenance. L’équipe conduite procède à la mise en service d’une pompe de la voie A du circuit de refroidissement intermédiaire. Cette mise en service est effectuée sans réaliser le nettoyage d’un filtre visant à limiter l’encrassement des échangeurs de ce circuit, qui peut parfois se produire lors du redémarrage des pompes puisant l’eau de mer dans le canal d’amenée. A 14h39, le débit d’eau du même circuit est inférieur à la valeur minimum requise par nos Spécifications Techniques d’Exploitation (STE). Cette baisse de débit étant due à un encrassement rapide des échangeurs, la Voie A du circuit est déclarée indisponible et arrêtée afin de réaliser leur nettoyage. Le 24 juillet à 14h35, après ce nettoyage et un essai de fonctionnement satisfaisant, la Voie A est déclarée à nouveau disponible. L’indisponibilité d’une voie du circuit de refroidissement intermédiaire, même si elle n’a pas eu de conséquence sur la sureté de l’installation (la voie B étant restée fonctionnelle), constitue un écart à nos spécifications techniques.
Il a été déclaré le 1er août 2022 à l’Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

29 juillet 2022 – Sûreté

Le 27 juillet 2022, l’unité de production n°4 est en phase de redémarrage après avoir été arrêtée pour réaliser une intervention sur le circuit de réfrigération intermédiaire le 24 juillet. A 01h20, le système permettant de maintenir un volume d’eau constant dans le réservoir d’alimentation de secours* des Générateurs de Vapeur s’arrête, sans que les équipes ne le détectent. Une demi-heure plus tard, une alarme apparaît car le volume d’eau présent dans le réservoir d’alimentation de secours a atteint 615 m3, ce qui n’est pas conforme à nos règles d’exploitation. Par conséquent les équipes ont immédiatement réalisé un appoint au réservoir d’alimentation de secours pour retrouver un volume conforme aux règles d’exploitation, supérieur à 615 m3. Cet écart à nos règles d’exploitation, d’une durée de six minutes, n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 29 juillet 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.
* Le circuit d’alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG) est utilisé notamment lors des phases de démarrage et de mise à l’arrêt du réacteur. II est alimenté par un réservoir, qui doit contenir un volume d’eau répondant à des critères fixés par les règles d’exploitation.

 

27 juillet 2022 – Sûreté

Le 24 juillet 2022, l’unité de production n°4 est en fonctionnement. Dans le cadre de la surveillance de l’installation, les équipes constatent que l’encrassement des deux échangeurs de la voie B du circuit de refroidissement intermédiaire* est élevé et nécessite de procéder à un nettoyage. La voie A étant déjà à l’arrêt pour une intervention de nettoyage sur l’un de ses deux échangeurs et comme le prévoient nos règles d’exploitation le réacteur est déconnecté du réseau électrique national le 24/07/2022 à 19h25. Après le nettoyage des échangeurs des deux voies du circuit de refroidissement intermédiaire, des essais de fonctionnement sur l’ensemble du circuit de refroidissement intermédiaire sont réalisés et déclarés satisfaisants le 26 juillet. Le 28/07/2022 à 08h35, l’unité de production n°4 est reconnectée au réseau national d’électricité. L’indisponibilité simultanée des deux échangeurs d’une même voie du circuit de refroidissement intermédiaire, ainsi que d’un échangeur de la voie redondante, constitue un écart à nos spécifications techniques d’exploitation. Même s’il n’a pas eu de conséquence sur la sûreté ou l’environnement, cet écart a été déclaré le 27 juillet 2022 à l’Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.
* Le circuit de refroidissement intermédiaire assure le refroidissement des matériels importants pour la sûreté du réacteur. II est constitué de deux lignes redondantes (voie A et voie B), comportant chacune deux échangeurs thermiques, refroidis par l’eau de mer. En fonctionnement normal, seule une voie du circuit de refroidissement intermédiaire est en service. Ce circuit fonctionnant en permanence, les échangeurs s’encrassent et nécessitent un nettoyage régulier. Par conséquent, le taux d’encrassement de
ces échangeurs fait l’objet d’une surveillance quotidienne, afin de réaliser leur nettoyage lorsque les critères indiquant de procéder à un nettoyage sont atteints.

 

22 juillet 2022 – Sûreté

Afin de répondre aux critères de sûreté des études thermiques « grands chauds » prescrits dans le cadre des 4èmes visites décennales, le système de ventilation de la station de pompage (DVP) de l’unité de production n°1 a fait l’objet d’une modification de l’installation. En 2021, la modification a été partiellement réalisée dans les locaux des pompes du circuit d’eau de mer (SEC). Des essais de contrôle des débits d’extraction d’air sont réalisés en janvier 2022. Ces premiers essais relatifs au contrôle du débit de 4 ventilateurs mettent en évidence un risque de ne pas atteindre le débit minimal prescrit dans les règles générales d’exploitation, à savoir 5 200 m3/h. Entre janvier 2022 et mai 2022, la finalisation et les modifications complémentaires sur l’installation sont effectuées. Les débits obtenus suivant les modalités d’essais initialement prévues restent inférieurs à la valeur requise. En parallèle, il est identifié que la mesure du débit d’air des ventilateurs, réalisée au niveau des gaines de rejet, ne permet, en fait, pas de mesurer l’intégralité du débit d’air extrait des locaux des pompes du circuit d’eau de mer. Des essais exploratoires de mesure de débit sont engagés afin de caractériser cette sous-estimation. En mai 2022, le centre d’ingénierie d’EDF formalise une analyse sur le sujet et le site décide d’instruire une demande de modification temporaire de la règle d’essai afin d’assouplir les critères de débit en s’appuyant sur l’analyse faite par l’ingénierie nationale. Le 1er juin 2022, le CNPE de Gravelines entre en période « grands chauds », la fonction d’extraction d’air DVP devient requise. Le système de ventilation est alors considéré comme indisponible. Le délai de réparation est sous 1 mois mais la mise à jour des procédures d’essais n’a pas pu être réalisée sous ce délai. Néanmoins, l’analyse confirme que les débits sont finalement conformes aux critères actuellement applicables sur le CNPE de Gravelines. La modification temporaire de la procédure d’essai a été approuvée par l’ASN le 18 juillet 2022. Le délai d’un mois pour la remise en conformité du système de ventilation de la station de pompage a été dépassé sans qu’une autorisation de dérogation ne soit validée, ce qui constitue un non-respect de nos règles d’essai. Il n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations dans la
mesure où les ventilateurs sont toujours restés disponibles et que les valeurs de débits des ventilateurs sont toujours restées conformes à la modification temporaire de la procédure.
Cet écart a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 22 juillet 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

21 juillet 2022 – Sûreté

Le 18 juillet 2022, l’unité de production n°6 est en fonctionnement. Des vibrations sont détectées au niveau d’une soupape d’admission vapeur de la turbine, située en partie non nucléaire de l’installation. L’équipe en salle de commande décide de déclencher manuellement la turbine et de se déconnecter du réseau national d’électricité à 1h23. Suite à investigations et analyses, le site décide de changer la configuration des soupapes pour maintenir fermée la soupape concernée. Le chargé de travaux propose de profiter de l’intervention pour remplacer un module sur une soupape voisine, dont l’intervention était programmée au prochain arrêt. Après validation, les intervenants procèdent au remplacement du module. Ils ne détectent pas que la configuration du module de rechange est en mode « Essai », ce mode n’étant pas autorisé sur un réacteur en fonctionnement. Les activités de maintenance terminées, l’opérateur en salle de commande procède à la montée en vitesse de la turbine. La mauvaise configuration du module va entrainer un appel de vapeur et une variation de puissance du réacteur trop rapide : à 22h15, les protections automatiques de la turbine s’activent provoquant l’Arrêt Automatique du Réacteur n°6. Les opérateurs stabilisent la situation le 19 juillet 2022 à 3h15.
L’Arrêt Automatique du Réacteur a correctement fonctionné mais il est redevable d’un événement significatif de sûreté qui a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 21 juillet 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

17 juin 2022 – Sûreté

Des essais périodiques consistant à contrôler la mise en service des climatiseurs des locaux des deux diesels de secours sont à réaliser chaque année, en dehors de la période Grand Chaud. En octobre 2021, les dossiers d’interventions préventifs de l’unité de production n°6 sont déclenchés dans le logiciel de gestion des activités de maintenance.
Les dossiers relatifs à ces essais ont une butée maximum de réalisation au 31 mai 2022. Lors de la planification des activités, le préparateur n’identifie pas les butées de réalisation, ni l’exigence hors grand chaud et planifie les essais en dehors des butées de réalisation les 12 et 27 juillet 2022.
Le 1er juin 2022, le chargé d’affaires réalise une extraction des activités préventives et détecte que les essais sur les climatiseurs des locaux diesels sont programmés en retard. Après analyse, les essais sont réalisés le 1er juin 2022 dans l’après-midi et sont conformes aux spécifications techniques d’exploitation. Le 7 juin 2022, l’Ingénieur Sûreté analyse les critères des essais et détecte qu’ils ont été réalisés en dehors des butées de réalisation réglementaires.
Ce non-respect des spécifications techniques d’exploitation n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations car la température du local des diesels est restée inférieure à 34°C durant la période et le diesel n’a pas été sollicité. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 17 juin 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

17 juin 2022 – Sûreté

Le 10 mars 2022, l’unité de production n°1 est en cours de redémarrage après sa quatrième visite décennale. A 11h15, le service Conduite délivre une autorisation exceptionnelle de travail (Régime Exceptionnel de Travail-RET) pour intervenir en fond de piscine du bâtiment réacteur sur la déconnexion des thermocouples. Pour des raisons de sécurité du personnel, les pompes d’alimentation du système d’injection de sécurité (RIS BP) sont mises hors service. Les spécifications techniques d’exploitation autorisent de débrancher ces pompes dans la configuration où se trouvait le réacteur uniquement pour des raisons de sécurité, à condition de pouvoir les remettre sous tension sous 15 minutes.
Le responsable de l’équipe intervenante prend le RET pour réaliser son activité en fond de piscine. Le 10 mars 2022 à 20h00, l’équipe quitte son chantier. Le responsable d’équipe omet de prévenir le service conduite et de lui restituer le RET. Le 11 mars 2022 à 03h30, les pompes (RIS BP) étant toujours débranchées, le Chef d’Exploitation dépêche un gardien sur le chantier pour connaitre l’avancement des travaux en fond de piscine. Celui-ci confirme qu’il n’y a plus d’activité en cours. Aucune raison de sécurité du personnel ne justifie donc la coupure de l’alimentation des pompes RIS, cette situation est redevable d’un non-respect des spécifications techniques d’exploitation.
Le Chef d’exploitation prend la décision de ré-embrocher les pompes RIS et de bloquer le badge du responsable d’équipe, toujours en possession du RET. Le 11 mars 2022 à 3h45, un rondier remet sous tension les pompes RIS BP.
Après analyse de l’événement, qui n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations, ni sur la sécurité des intervenants, la direction du site décide de le déclarer à l’Autorité de sûreté nucléaire le 17 juin 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

9 juin 2022 – Transport

Le 8 juin 2022 la centrale nucléaire de Cattenom (Moselle) réceptionne un conteneur 20 pieds expédié par la centrale de Gravelines en tant que colis « excepté », c’est-à-dire dont le débit de dose est inférieur 5μSv/h. Le conteneur contient du matériel provenant de la partie nucléaire de la centrale de Gravelines.
Les contrôles réglementaires à la réception du conteneur réalisés par la centrale de Cattenom ont montré la présence d’une zone, sur une des surfaces externes latérales du colis, qui présente un débit de dose par irradiation supérieure à 5μSv/h pour une valeur maximale mesurée de 13 μSv/h.
L’ouverture du conteneur montre l’absence de défaut de calage et d’arrimage du matériel. Une analyse est en cours pour déterminer l’origine de cet écart de mesure.
Cet écart réglementaire qui n’a pas eu de conséquence sur la santé des intervenants, ni sur l’environnement, a été déclaré par la centrale nucléaire de Cattenom (mais comptabilisé pour la centrale de Gravelines) à l’Autorité de sûreté nucléaire en événement significatif du domaine Transport le 9 juin 2022, au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

3 juin 2022 – Sûreté

Le 07 mai 2022, l’unité de production n°5 est à l’arrêt programmé pour visite partielle. Des travaux, dont des contrôles réglementaires, doivent être réalisés sur les tableaux électriques voie B. Le chargé d’affaires informe que l’ensemble des tableaux électriques peuvent être déconsignés. La condition limite autorisant la coupure électrique de la voie B durant laquelle sont réalisés ces contrôles est levée.
Le 12 mai 2022, en préalable au basculement de la voie électrique B vers la voie A, un bilan détaillé des activités à solder avant ce basculement est réalisé afin de s’assurer de la disponibilité des matériels requis. Les contrôles réglementaires sur 2 tableaux électriques sont identifiés à l’état « Prêt »mais le chargé d’affaires en charge du suivi des contrôles réglementaires indique que ces activités n’ont pas été réalisées sur ces deux tableaux. Après consultation des experts nationaux, ces contrôles réglementaires ne peuvent pas être couverts par une nouvelle pose de la condition limite (qui autorise la maintenance préventive mais pas la réalisation de contrôles réglementaires uniquement) et nécessitent l’instruction d’une Modification Temporaire des Spécifications Techniques d’Exploitation (MT STE) pour autoriser une nouvelle coupure électrique de la voie B.
Le 02 juin 2022 à 23h10 : une seconde occurrence de condition limite voie B sous modification temporaire des spécificités techniques d’exploitation entre en vigueur pour réaliser les contrôles réglementaires sur les 2 tableaux électriques. Ces contrôles sont réalisés et satisfaisants. La seconde condition limite de la voie B est levée le 3 juin 2022 à 18h50.
Cette défaillance organisationnelle, qui a nécessité une seconde occurrence d’une condition limite sous MT STE, n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations car la voie A est toujours restée disponible. Elle a été déclarée à l’Autorité de sûreté nucléaire le 3 juin 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

3 juin 2022 – Sûreté – Générique

Le circuit d’aspersion de l’enceinte (EAS) a pour objectif de conserver l’intégrité de l’enceinte du réacteur, en diminuant notamment la pression et la température à l’intérieur du bâtiment réacteur. Le système d’injection de sécurité (RIS) permet d’injecter dans le circuit primaire, de l’eau contenant du bore (matière neutrophage) afin de refroidir le réacteur. Le système de contrôle chimique et volumétrique (RCV) permet, en fonctionnement normal, de réguler le volume d’eau, d’ajuster la concentration en bore et d’assurer des caractéristiques chimiques adéquates dans le circuit primaire. Le circuit RRA contribue au refroidissement à l’arrêt du réacteur.
Depuis 2017, EDF réalise sur l’ensemble du parc nucléaire en exploitation une campagne de contrôles de la conformité des dispositifs de freinage de la visserie de matériels requis en conditions accidentelles. Ces dispositifs de freinage sont destinés à limiter les risques de desserrage des assemblages vissés lors du fonctionnement normal ou sous sollicitation particulière.
En fin d’année 2018, sur les deux réacteurs de Penly, des anomalies de ces dispositifs de freinage des visseries sur des pompes des circuits EAS et RIS ont été mises en évidence. Les anomalies concernant le circuit EAS ont pu être justifiées. L’absence d’impact potentiel sur ces matériels en condition accidentelle n’a pas pu être formellement démontrée sur quelques anomalies du circuit RIS. Cet événement a été déclaré le 7 décembre 2018 par la centrale de Penly à l’Autorité de sûreté nucléaire en tant qu’événement significatif au niveau 0 sous l’échelle INES. La poursuite des contrôles a conduit à intégrer, le 03 juin 2022, de nouveaux réacteurs [3] dans le périmètre de déclaration de l’évènement significatif à caractère générique de niveau zéro sous l’échelle INES venant compléter la liste des réacteurs préalablement déclarés le 20 mars 2020[1] et le 28 mai 2021[2].
Cet événement n’a eu aucun impact sur la sûreté des installations. En complément, l’analyse des conséquences potentielles de ces anomalies a démontré la possibilité maintenir les réacteurs dans un état sûr en situation accidentelle. Cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0 sous l’échelle INES qui en compte 7.

La campagne de contrôles sur les dispositifs de freinage des visseries de matériels requis en conditions accidentelles se poursuit sur l’ensemble du parc nucléaire en exploitation.
[1] Réacteurs de Bugey 4 pour le circuit EAS et Belleville 1 et 2 et Flamanville 1 pour le circuit RIS.
[2] Réacteurs de Cattenom 1 et 4, Golfech 1, Nogent 2 et Paluel 4 pour le circuit RIS, Paluel 2 pour le circuit EAS et Cruas 4 pour les circuits RIS et RCV.
[3] Réacteurs de Cattenom 2, Golfech 2, Gravelines 5, Nogent 1, Saint-Alban 1 pour le circuit RIS, Cattenom 3 pour les circuits RIS et RRA, Paluel 1 pour les circuits RIS et EAS, Cruas 3 et Saint-Alban 2 pour le circuit EAS.

 

2 juin 2022 – Radioprotection

Le 30 mai 2022, un intervenant d’une entreprise prestataire entre en zone contrôlée (bâtiment des auxiliaires nucléaires commun aux unités de production n°3 et 4) afin de réaliser une activité sur des conteneurs d’effluents radioactifs. Cette activité est identifiée à risque zone orange dont le débit de dose est compris entre 2 mSv/h et 100 mSv/h.
Après une heure d’intervention en zone nucléaire, l’intervenant constate, lors de son contrôle au portique de sortie de zone contrôlée l’absence de son dosimètre passif. L’intervenant portait bien son dosimètre actif qui mesure la radioactivité en temps réel et était en possession de son autorisation de travail (RTR zone orange).
L’accès de l’intervenant à la zone contrôlée a été bloqué le temps de l’analyse. Cet écart à nos règles de radioprotection a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 2 juin 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

25 mai 2022 – Radioprotection

L’organisation du site prévoit pour les agents de terrain qui effectuent des rondes quotidiennes sur les installations, la mise à disposition d’autorisations génériques de travail en zone orange, appelées RTR (Régime de Travail Radiologique). L’accès en zone orange est strictement réglementé et valable uniquement pour les locaux listés sur le formulaire du RTR.
Le 28 mars 2022, un premier rondier se rend dans un local commun aux unités de production n°5 (en fonctionnement) et n°6 (à l’arrêt programmé) pour y réaliser une activité d’exploitation. Son dosimètre qui mesure la dose intégrée en temps réel se met en alarme, le rondier sort immédiatement du local et prévient sa hiérarchie.
Le 29 mars 2022, un second rondier se rend dans le même local pour y réaliser une autre activité d’exploitation. Son dosimètre se met également en alarme, le rondier sort immédiatement du local et informe sa hiérarchie.
Après analyse, il s’avère que le local en question est exclu des locaux autorisés par le RTR générique car le rayonnement ambiant y est supérieur à la dosimétrie prévue pour des activités d’exploitation courantes.
Un rappel sur les conditions d’accès aux locaux non autorisés est immédiatement effectué auprès de toutes les équipes postées.
Cet événement du domaine radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé des deux rondiers qui ont quitté local dès l’apparition de l’alarme sur leurs dosimètres. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 31 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.
Un événement similaire s’était produit le 1er janvier 2022 et avait fait l’objet d’une déclaration d’Evénement Intéressant la Sûreté. Il concernait un autre rondier qui effectuait la même activité d’exploitation que celle du premier rondier (le 28 mars). Son dosimètre s’était mis en alarme, le rondier était alors immédiatement sorti du local et avait prévenu sa hiérarchie. Suite à une visite en avril, l’ASN a demandé au site d’indicer l’ESR pour y inclure ce dernier événement.
Cet événement de radioprotection de niveau 0 a fait l’objet d’un indiçage de la déclaration le 25 mai 2022.

 

24 mai 2022 – Sûreté

Le 23 décembre 2021, l’unité de production n°1 est à l’arrêt dans le cadre de sa quatrième visite décennale. Lors d’un essai périodique du système de détection incendie, un clapet coupe-feu ne se ferme pas automatiquement. Le test ne permettant pas de vérifier son bon fonctionnement, le clapet est donc indisponible. Dans ce cas, les règles générales d’exploitation octroient un délai de réparation de 30 jours maximum, soit le 22 janvier 2022. Les équipes du site testent le clapet manuellement à deux reprises et ne constatent aucune anomalie. Les essais étant conformes, la demande de traitement est soldée le 12 janvier 2022.
Le 15 avril 2022, un nouveau test de bon fonctionnement est réalisé sur le système de détection incendie et le clapet coupe-feu à nouveau ne se ferme pas. Plusieurs interventions et l’attente d’une pièce de rechange entrainent un remplacement du clapet le 20 mai 2022. Les essais de bon fonctionnement sont réalisés : la fermeture automatique du clapet sur détection incendie
est fonctionnelle et la requalification est satisfaisante.
Après analyse, les équipes du site détectent le non-respect du délai de réparation du clapet de 30 jours. L’écart, qui n’a pas eu de conséquences sur la sûreté des installations, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 24 mai 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

19 mai 2022 – Sûreté

Le 13 mai 2022, l’unité de production n°6 est en fonctionnement. Le réglage du coefficient d’un capteur de mesure de puissance du flux neutronique est cours. Pour ce faire, l’équipe d’intervention utilise la valeur du bilan thermique, transmise par l’exploitant. Il existe plusieurs types de bilans thermiques, notamment le bilan secondaire (BIL100) et le bilan primaire (BILKIT). Lors de la transmission du bilan thermique à l’équipe d’intervention, l’exploitant a inversé ces deux données et a transmis la valeur du BILKIT en lieu et place du BIL100. L’équipe d’intervention n’a pas détecté l’erreur et a réalisé le réglage du coefficient du capteur de mesure à partir de ces valeurs. Toutefois ces valeurs étant très rapprochées, les données utilisées pour établir le réglage restaient conformes aux critères requis par les spécifications techniques d’exploitation. L’inversion des données a été détectée par l’équipe d’intervention avant la réalisation du réglage des capteurs suivants pour lesquelles les valeurs ont été corrigées. Ce défaut d’assurance qualité, qui n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 19 mai 2022 au niveau 0 en-dessous de l’échelle INES.

 

18 mai 2022 – Sûreté

Le 13 mai 2022, l’unité de production n°3 est à l’arrêt pour sa quatrième visite décennale. Lors de sa ronde de surveillance dans les locaux électriques, l’équipe de terrain constate un défaut de pose d’un système de blocage physique par un système de cadenas (appelé condamnation administrative) d’une cellule électrique visant à garantir l’absence de mise en service des moyens de chauffe du pressuriseur. La cellule électrique concernée ainsi que la pancarte d’information d’une condamnation administrative en place sont conformes à l’attendu, mais le cadenas empêchant de rebrancher la cellule n’est pas correctement positionné. Après avoir informé leur manager, l’équipe repositionne correctement le cadenas sur la cellule électrique, afin de bloquer physiquement sa manœuvre. Ce défaut d’assurance qualité qui n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations dans la mesure où la cellule électrique est toujours restée dans une position conforme, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 18 mai 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

17 mai 2022 – Sûreté

Le 13 mai 2022, l’unité de production n°3 est à l’arrêt pour sa quatrième visite décennale. Les deux tambours filtrant l’eau de mer sont en fonctionnement, alimentés électriquement par la voie A. A 3h59, les équipes procèdent à la coupure programmée de la voie électrique A pour pouvoir réaliser des travaux de maintenance. Le tableau électrique alimentant les tambours filtrants est mis hors tension, entrainant l’arrêt des deux tambours. Avant de procéder à la coupure de la voie A, l’exploitant aurait dû procéder à l’alimentation des tambours filtrants par une autre voie d’alimentation (Voie B). A 7h, les opérateurs en salle de commandes s’interrogent sur la configuration du système de refroidissement en station de pompage et demandent un contrôle en local. Le rondier confirme l’arrêt des deux tambours filtrants alors qu’ils devraient être disponibles pour la filtration d’arrivée d’eau de mer. A 8h36, les opérateurs procèdent à la remise en service des tambours filtrants par la voie d’alimentation électrique redondante (voie B). Cet écart aux spécificités techniques d’exploitation a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 17 mai 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

12 mai 2022 – Sûreté

Le 12 mai 2022, la tranche 1 est en fonctionnement. Des essais de requalification sont en cours suite à une modification apportée au système d’instrumentation et de protection du cœur (SIP) au titre de la 4e visite décennale (VD4). Dans ce cadre, les intervenants doivent réaliser une mesure sur le bornier d’une sonde de mesure du circuit primaire. L’intervenant raccorde son connecteur sur le bornier de la mauvaise sonde. Se rendant compte de son erreur, l’intervenant se déconnecte immédiatement.
La sonde connectée par erreur entre directement dans les systèmes de surveillance de la température élevée et de sur puissance du cœur ainsi que dans la surveillance de la variation de flux neutronique.
Pendant la phase de mesurage, le système de protection du réacteur par température basse a été indisponible pendant 6 secondes. L’erreur de mesurage au niveau de la sonde a eu pour conséquence d’activer des ordres d’arrêt automatique du réacteur sur les systèmes de surveillance de la température, de la pression et du flux neutronique avec l’apparition des alarmes associées en salle de commande, significatives d’une variation de ces valeurs.
Cette indisponibilité durant 6 secondes d’un système de protection du réacteur n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations et n’a pas généré d’arrêt automatique du réacteur car les systèmes de surveillance redondants étaient toujours en fonctionnement. Elle a été déclarée à l’Autorité de sûreté nucléaire est au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

12 mai 2022 – Sûreté – Générique

Le pilotage d’un réacteur s’inscrit dans un cadre de prescriptions, parmi lesquelles les spécifications techniques d’exploitation (STE), qui recueillent l’ensemble des règles à respecter pour la conduite des installations.
Les STE sont basées sur les études de la démonstration de sûreté et définissent par exemple la durée autorisée de fonctionnement prolongé à puissance intermédiaire (FPPI) d’un réacteur en phase de prolongation de cycle.
Des marges ont été introduites entre les STE et la démonstration de sûreté du réacteur concernant la durée autorisée de fonctionnement prolongé à puissance intermédiaire. Ce sont les études de sûreté qui ont été déclinées dans l’outil informatique utilisé pour le suivi des durées autorisées de FPPI et non les règles des STE. Ainsi, l’utilisation de l’outil informatique pourrait donc conduire à ne pas respecter les STE.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, puisqu’il n’a pas remis en cause la démonstration de sûreté des réacteurs. Toutefois, en raison du potentiel non-respect des spécifications techniques d’exploitation, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire, le 12 mai 2022, un événement significatif pour la sûreté à caractère générique au niveau 0 (en dessous de l’échelle INES qui en compte 7), pour l’ensemble des réacteurs et des paliers du parc.

 

6 mai 2022 – Sûreté

Le 28 avril 2022, EDF a informé l’Autorité de Sûreté Nucléaire de la survenue d’un événement significatif pour la sûreté relatif à la détection de défauts de tenue en condition de séisme de certains outillages du circuit de filtration de l’eau brute. Les centrales nucléaires sont équipées de circuits filtrants l’eau brute issue de la source froide, qui permet d’alimenter en eau les systèmes de refroidissement. Le 21 décembre 2021, la centrale nucléaire du Blayais a déclaré un événement significatif pour la sûreté de niveau 0 en dessous de l’échelle INES qui en compte 7, relatif à la découverte de défauts de qualification en condition de séisme de certains outillages (contre-brides) présents en amont ou en aval de pompes situées sur le circuit de filtration de l’eau brute. A la suite de cet événement, des contrôles exhaustifs ont été réalisés sur les centrales du parc nucléaire équipées d’outillages sur le circuit de filtration de l’eau brute suspectés de présenter des défauts similaires. Il apparait que ce défaut de qualification concerne certaines contre-brides du circuit de filtration de l’eau brute de la centrale nucléaire de Gravelines, ainsi que d’autres contre-brides que celles déjà identifiées à la centrale nucléaire du Blayais. Ces défauts n’ont eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations. L’analyse effectuée conclut en l’absence d’impact sûreté en conditions réalistes, en cas de séisme. Toutefois, la détection de ces défauts a conduit EDF à informer le 28 avril 2022 l’ASN de la survenue d’un événement significatif pour la sûreté à caractère générique, au niveau 0 en dessous de l’échelle INES qui en compte 7, pour les centrales nucléaires du Blayais et de Gravelines. S’agissant de la centrale nucléaire de Gravelines, cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 6 mai 2022.

 

28 avril 2022 – Sûreté

Le 20 avril 2022 à 18h05, l’unité de production n°4 est en fonctionnement. Suite à la détection d’un écoulement provenant d’un flexible sur un circuit d’échantillonnage d’eau du circuit primaire, le boremètre (instrument qui mesure la quantité de bore dans l’eau du circuit primaire) est considéré comme indisponible ainsi que l’instrument de surveillance de l’activité ambiante (chaîne KRT). Le délai de réparation fixé par les Spécifications Techniques d’Exploitation concernant la chaîne de surveillance KRT est de 3 jours. Les 21 et 22 avril 2022, les équipes de maintenance préparent l’intervention de remplacement du flexible. Le 23 avril, les travaux de réparation commencent. Suite à la découpe de la tuyauterie, les équipes constatent un écoulement goutte à goutte qui empêche le remplacement du flexible. Les équipes soudent alors un bouchon au niveau aval du flexible et raccordent le boremètre au circuit d’échantillonnage. Un nouvel écoulement est constaté sur le circuit d’échantillonnage. La tuyauterie de raccordement du boremètre au circuit est isolée pour stopper l’écoulement. Le boremètre et la chaîne de surveillance KRT restent indisponibles. Le 23 avril 2022 à 18h05 le délai de réparation est dépassé. Ce non-respect du délai de réparation imposé par les Spécifications Techniques d’Exploitation n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. La rénovation de l’étanchéité de la tuyauterie de raccordement du boremètre sera réalisée au plus tôt. Cet écart de sûreté a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 28 avril 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

22 avril 2022 – Sûreté

Le 18 avril 2022, l’unité de production n°5 est à l’arrêt pour visite partielle. Une opération de maintenance préventive est en cours sur un robinet d’un circuit de refroidissement situé en partie non nucléaire de l’installation. Les intervenants déposent le servomoteur du robinet en vue de son remplacement. Ce dernier reste connecté électriquement en 48 Volts. Un reliquat d’eau s’écoule du robinet lors de sa manipulation et pénètre dans le presse-étoupe du servomoteur inétanche, provoquant un court-circuit. Une alarme signalant un défaut d’isolement sur le tableau 48V apparaît en salle de commande, redevable d’un écart aux Spécifications Techniques d’Exploitation (STE). Après investigation, les équipes du site identifient le défaut d’isolement sur le robinet en maintenance. Elles procèdent aussitôt au débranchement de l’alimentation électrique du servomoteur. L’alarme signalant le défaut d’isolement disparait en salle de commande. Cet écart a été déclaré le 22 avril 2022 à l’Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

20 avril 2022 – Radioprotection

Le 15 avril 2022, l’unité de production n°6 est en fonctionnement et une évacuation du combustible usé est programmée. Un technicien prestataire du service SPR est sollicité pour effectuer les contrôles d’absence de contamination, ainsi que les mesures de débit de dose lors de l’évacuation. A 10h15, il récupère un dosimètre opérationnel neutron, élément nécessaire pour son activité de cartographie qui est à risque neutron. Cet équipement intègre la dosimétrie neutron en temps réel et génère des alarmes dès lors que le débit de dose mesuré dépasse le seuil d’alarme du dosimètre. L’intervenant se rend au niveau de la borne d’activation pour le mettre en fonctionnement et se rend en zone contrôlée pour réaliser son activité. Il est accompagné d’un collègue qui a lui aussi un dosimètre neutron activé. A 12h13, l’intervenant sort de zone contrôlée. A 12h30, en restituant son dosimètre opérationnel neutron, il se rend compte que celui-ci n’était finalement pas activé. Ce non-respect d’une règle de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé de l’intervenant. la dosimétrie neutron prise par son collègue étant de 5 μSv (très faible dose). Cet évènement a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 20 avril 2022 en Evènement Significatif en Radioprotection au niveau 0 sur l’échelle INES.

 

13 avril 2022 – Radioprotection

Le 4 avril 2022, un salarié effectue une visite terrain dans des galeries situées dans les sous-sols des locaux électriques des unités de production n°1 et n°2, classés en zone nucléaire. Il est habilité, possède son autorisation de travail en zone nucléaire (RTR) et porte son dosimètre individuel à lecture différée. Il circule dans ces galeries durant 10 mn. Après avoir quitté les galeries, le salarié s’aperçoit qu’il ne porte pas son dosimètre électronique, obligatoire dans ces locaux. Cet appareil mesure la dosimétrie reçue en temps réel et déclenche une alarme dès lors que le débit de dose maximal autorisé par son RTR est atteinte. Le salarié informe le service en charge de la radioprotection, qui après analyse de l’événement, décide de déclarer un événement significatif du domaine radioprotection le 13 avril 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

7 avril 2022 – Sûreté

Le 25 mars 2022, l’unité de production n°1 est à l’arrêt programmé pour sa quatrième visite décennale. Un essai périodique est en cours sur un système contribuant à la protection du réacteur. Il consiste à tester l’ouverture des vannes règlantes de l’alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG), dès lors que le niveau d’eau et le débit atteignent un seuil très bas dans les Générateurs de Vapeur (GV). Lors de cet essai, les vannes ne répondent pas à l’ordre d’ouverture : elles ne s’ouvrent pas. Les équipes du site testent l’ouverture manuelle de ces dernières : les vannes s’ouvrent correctement. Seul l’ordre automatique d’ouverture sur détection d’un très bas débit et d’un niveau bas GV n’est pas opérationnel ; il est donc considéré comme indisponible. Les investigations menées par les automaticiens mettent en évidence un fil du relayage de l’alimentation de secours des générateurs de vapeur qui est trouvé débranché. Les derniers essais ayant été satisfaisants, la déconnexion de ce fil date de l’arrêt en cours. Les intervenants reconnectent le fil sur sa borne et informent l’équipe en salle de commande. Une procédure de requalification est réalisée pour valider le bon fonctionnement de l’ordre d’ouverture des vannes et lever l’indisponibilité rencontrée. La requalification est satisfaisante et les essais du système de protection du réacteur reprennent et sont satisfaisants. Cette indisponibilité des ordres automatiques d’ouverture des vannes ASG a été déclarée à l’Autorité de sûreté nucléaire le 7 avril 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

7 avril 2022 – Sûreté

Le 29 mars 2022, l’unité de production n°5 est en fonctionnement. Un lot de batteries industrielles conditionnées sur palettes et emballées est livré en prévision d’un chantier sur le prochain arrêt de l’unité de production n°5 pour maintenance programmée. Après analyse des différentes solutions d’entreposage, la solution retenue concerne un local situé dans le bâtiment électrique (partie non nucléaire de l’installation), avec une fiche d’identification de chantier, le temps de rédiger la fiche d’entreposage, comme le stipule les règles de gestion du site. Dans la soirée, lors de sa ronde de surveillance des installations, un agent de terrain détecte cet entreposage et alerte aussitôt le chef d’exploitation, car l’entreposage est situé dans un local à risque majeur incendie : la charge calorifique y est strictement réglementée. Dès le lendemain, le chef d’exploitation demande le retrait de l’entreposage du local. L’ensemble des palettes de batteries présentes dans le local est évacué dans l’après-midi du 30 mars 2022. Ce non-respect des règles d’entreposage dans un local à risque majeur incendie a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 7 avril 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

31 mars 2022 – Radioprotection

L’organisation du site prévoit pour les agents de terrain qui effectuent des rondes quotidiennes sur les installations, la mise à disposition d’autorisations génériques de travail en zone orange, appelées RTR (Régime de Travail Radiologique). L’accès en zone orange est strictement réglementé et valable uniquement pour les locaux listés sur le formulaire du RTR. Le 28 mars 2022, un premier rondier se rend dans un local commun aux unités de production n°5 (en fonctionnement) et n°6 (à l’arrêt programmé) pour y réaliser une activité d’exploitation. Son dosimètre qui mesure la dose intégrée en temps réel se met en alarme, le rondier sort immédiatement du local et prévient sa hiérarchie. Le 29 mars 2022, un second rondier se rend dans le même local pour y réaliser une autre activité d’exploitation. Son dosimètre se met également en alarme, le rondier sort immédiatement du local et informe sa hiérarchie. Après analyse, il s’avère que le local en question est exclu des locaux autorisés par le RTR générique car le rayonnement ambiant y est supérieur à la dosimétrie prévue pour des activités d’exploitation courantes. Un rappel sur les conditions d’accès aux locaux non autorisés est immédiatement effectué auprès de toutes les équipes postées. Cet événement du domaine radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé des deux rondiers qui ont quitté local dès l’apparition de l’alarme sur leurs dosimètres. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 31 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

29 mars 2022 – Sûreté

Le 24 mars 2022, l’unité de production n°6 est à l’arrêt programmé pour renouvellement du combustible. Une activité de maintenance est programmée sur un capteur de débit d’une des trois pompes du circuit primaire, située en partie nucléaire de l’installation. Le chargé d’affaire intègre dans sa demande d’autorisation de travaux la fermeture de quatre vannes d’isolement du circuit primaire. Après analyse, la demande d’autorisation de travail est accordée par l’exploitant. À 10h50, le dossier d’intervention est validé et un rondier procède en local à la fermeture des quatre vannes.
À 15h50, le chef d’exploitation est alerté sur le fait que la fermeture des vannes d’isolement impacte le système de protection anti-dilution de l’acide borique contenu dans le circuit primaire par l’absence de détection d’une perte d’une pompe primaire.
À 16h50, après analyse, le chef d’exploitation considère le système de protection anti-dilution non disponible. Un rondier procède aussitôt à la réouverture des quatre vannes concernées en local, rendant à nouveau disponible le système de capteurs de débit associés.
L’indisponibilité de la protection anti-dilution durant 6 heures et 8 mn suite à l’isolement des capteurs de débit sans mise en position de sécurité n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations. Elle a été déclarée à l’Autorité de sûreté nucléaire le 29 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

25 mars 2022 – Radioprotection

Un intervenant d’une entreprise prestataire valide sa formation aux risques radiologiques le 1er mars 2019. Son habilitation à travailler en partie nucléaire des installations (DATR)* est valable 3 ans, jusqu’au 1er mars 2022. Il intervient sur le CNPE de Gravelines à partir du 4 octobre 2021 et a réalisé depuis de multiples interventions en zone nucléaire. Du 1er mars 2022 au 17 mars 2022, il a effectué 11 accès en zone contrôlée, avant de s’apercevoir que sa date d’habilitation était échue. Après analyse, il s’avère que la date de fin de validité de son habilitation DATR renseignée dans l’application informatique qui gère les habilitations indique le 1er mars 2023 au lieu du 1er mars 2022, ce qui explique l’absence de blocage automatique en entrée de zone contrôlée. Cet écart du domaine radioprotection, qui n’a pas eu de conséquence pour la santé de la personne, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 25 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

L’habilitation DATR* « Directement Apte aux Travaux sous Rayonnements Ionisants » est soumise à une réglementation très stricte : elle impose des contrôles médicaux réguliers avec une visite médicale à jour, un recyclage de la formation tous les 3 ans et l’attribution d’un dosimètre passif personnel développé à échéance régulière selon les catégories de travailleurs.

 

24 mars 2022 – Sûreté

Le 21 mars 2022, l’unité de production n°2 est en fonctionnement. Des essais périodiques d’un des systèmes de protection du réacteur participant à l’injection de sécurité sont en cours. L’opérateur en salle de commande met en configuration d’essai un circuit de refroidissement auxiliaire. Sa procédure lui demande de contrôler qu’une des motopompes d’alimentation du circuit de refroidissement auxiliaire (système SEC/RRI) de la voie A est à l’arrêt. Celle-ci étant en fonctionnement, il décide de l’arrêter, comme le demande sa procédure, à 17h56.
À 17H56 et 49 secondes, l’opérateur arrête par erreur la motopompe de la voie B. Il se rend compte immédiatement de son erreur et remet en service la motopompe voie B à 17h56 et 52 secondes. Il met ensuite hors service la motopompe voie A et informe son supérieur à 18h. Ce non-respect durant 2,8 secondes d’une prescription de nos Spécifications Techniques d’Exploitation associée au refroidissement des circuits auxiliaires par une voie du système SEC/RRI en service n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, compte-tenu de sa durée courte (2,8 secondes). Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 24 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

24 mars 2022 – Sûreté

Le 21 mars 2022, l’unité de production n°3 vient d’être mise à l’arrêt dans le cadre de sa quatrième visite décennale. Une baisse du niveau du même réservoir est identifiée à 14h31, estimée à 7,3 m3/heure. A nouveau, la voie du circuit de refroidissement auxiliaire associée au réservoir d’alimentation est considérée comme indisponible et l’appoint de secours en eau au réservoir s’active automatiquement depuis une autre source d’alimentation. L’origine de la fuite est détectée quelques minutes plus tard : une autre vanne de purge est trouvée totalement ouverte. Les équipes du site procèdent à sa fermeture à 15h11 et le niveau d’eau dans la bâche redevient conforme. Le réservoir est à nouveau disponible. Les investigations menées n’ont pas permis d’identifier le ou les intervenants à l’origine de l’ouverture des deux vannes de purge dans le local où ces dernières sont situées. La fuite sur le circuit auxiliaire à l’origine de la baisse de niveau à deux reprises dans le réservoir d’eau du circuit de refroidissement RRI n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement, la fuite étant totalement collectée dans des rétentions prévues à cet effet. Cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 24 mars 2022, au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

23 mars 2022 – Sûreté

Le 19 mars 2022, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour sa quatrième visite décennale. Lors des essais de requalification de la modification du relayage associé aux automatismes de la piscine de désactivation qui sont sollicités en situation incidentelle ou accidentelle, les équipes du site détectent l’inversion des connectiques permettant d’identifier les niveaux bas et niveaux très bas de la piscine de désactivation des assemblages combustible. Dès détection de cette non-qualité, cette information, nécessaire à la conduite post-accidentelle, est considérée comme indisponible. Les équipes du site procèdent aussitôt à la remise en conformité du système de câblage. L’essai de requalification est soldé satisfaisant le 20 mars à 9h50. Cet événement n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations, la redondance du système d’information du refroidissement de la piscine étant toujours assurée. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 23 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

22 mars 2022 – Sûreté

Le 19 mars 2022, l’unité de production n°3 est mise à l’arrêt programmé pour sa quatrième visite décennale. Lors d’un essai périodique du dispositif d’appoint en eau borée du circuit primaire, le critère de débit en borication directe n’est pas satisfaisant. La pompe d’appoint en eau borée est déclarée indisponible. Le 20 mars 2022, les équipes du site constatent un mauvais sens de rotation du groupe motopompe, ils remettent aussitôt le câblage du moteur en conformité. Le 22 mars 2022, un nouvel essai de la pompe d’appoint en eau borée est réalisé et le critère de débit en borication directe est satisfaisant. Les investigations ont permis d’identifier que cette inversion de câblage au niveau de la boite à bornes du moteur de la pompe a été générée lors d’une intervention de maintenance réalisée le 15 décembre 2021. En raison de sa détection tardive, cet événement qui n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, a été déclaré le 22 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

18 mars 2022 – Sûreté

En décembre 2021, dans le cadre de la préparation du passage au nouveau référentiel de prescriptions pour la maîtrise du risque agressions (RASA)* de l’unité de production n°1, les équipes identifient une activité de maintenance préventive à réaliser sur des clapets de ventilation. La réalisation de cette intervention nécessite d’arrêter les ventilateurs associés et d’obtenir une modification temporaire des règles générales d’exploitation (DMT RGE). Le 13 février 2022, le nouveau référentiel de prescriptions RASA entre en vigueur. Les clapets de ventilation sont considérés comme indisponibles car leur fonctionnalité n’est pas garantie, la maintenance préventive n’ayant pas été effectuée dans les délais prescrits. La demande de modification temporaire (DMT RGE) est transmise à l’ingénieur dédié qui après validation, la transmet à son tour pour autorisation à l’Autorité de sûreté nucléaire. Le 13 mars 2022, le site n’ayant pas obtenu l’autorisation pour réaliser la maintenance préventive sur les clapets, le délai d’un mois prescrit pour retrouver la disponibilité de la ventilation a été dépassée. La maintenance préventive sur les clapets concernés est programmée dans les meilleurs délais. Cet écart à la Règle d’Application des Spécifications Agressions, qui n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 18 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

*La RASA, Règle d’Application des Spécifications Agressions, fait partie des modifications intellectuelles apportées dans le cadre des quatrièmes visites décennales.

 

18 mars 2022 – Sûreté

Le 14 mars 2022, l’unité de production n°6 est à l’arrêt programmé pour maintenance, en phase de redémarrage. Les équipes détectent une anomalie de fonctionnement sur une vanne d’une turbopompe d’alimentation de secours d’un générateur de vapeur (ASG). Pour établir le diagnostic, les intervenants se rendent dans le local concerné pour réaliser des mesures dans le relayage électrique. Les intervenants rendent compte de leur diagnostic aux opérateurs en salle de commande par téléphone, puis ils rangent leur chantier. A 17h23, le responsable d’équipe débranche son voltmètre sans s’apercevoir que les fils ne sont pas débranchés au niveau du relayage. Les deux fiches entrent en contact, entrainant le déclenchement d’une unité de polarité et par conséquence l’indisponibilité de la turbopompe alimentaire de secours et des vannes réglantes d’alimentation des générateurs de vapeur. Dès détection de son erreur, le responsable d’équipe débranche les fils du relayage et réenclenche l’unité de polarité à 17h24, puis informe l’équipe en salle de commande. Après analyse, le chef d’exploitation considère que la turbopompe et les vannes réglantes d’alimentation des générateurs de vapeur sont indisponibles à compter de 17h23. A 18h30 et après vérification d’absence d’impact supplémentaire sur les installations, le chef d’exploitation considère de nouveau disponibles ces matériels et autorise la levée des évènements associés. Cet écart à nos règles générales d’exploitation, qui n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 18 mars 2022 au niveau 0 sur l’échelle INES.

 

16 mars 2022 – Radioprotection

Entre les années 2000 et 2005, une rénovation complète du système de détection incendie a été réalisée sur l’ensemble des unités de production de la centrale de Gravelines. Elle consistait notamment à retirer et à désaffecter les détecteurs incendie à source ionique puis à les remplacer par d’autres détecteurs sans source radioactive. Le 25 janvier 2022, des intervenants travaillant sur la détection incendie dans un local situé en partie nucléaire de l’installation, repèrent la présence d’un ancien détecteur incendie à source ionique fixé au plafond et situé à proximité d’un détecteur nouvelle génération opérationnel. Après contrôle en local et analyse de la documentation technique de la détection incendie, il s’agit bien d’un détecteur à source ionique désaffecté mais qui est resté fixé sur son socle. Le 26 janvier 2022, les équipes du site déposent le détecteur et le stockent dans le local prévu à cet effet avant de l’évacuer conformément aux exigences définies. Cet écart du domaine radioprotection, sans conséquence sur l’environnement et la santé des intervenants a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 28 janvier 2022 au niveau 0 en-dessous de l’échelle INES. Dans le cadre du chantier de rénovation du système de détection incendie dans les bâtiments tertiaires (partie non nucléaire de l’installation), 4 détecteurs à source ionique désaffectés mais qui sont restés fixés sur leurs socles ont été trouvés le 11 mars 2022 dans quatre locaux tertiaires différents et un cinquième le 15 mars 2022 dans un local administratif. Les 5 détecteurs ont été déposés et stockés dans le local prévu à cet effet en attente de leur évacuation, conformément à la réglementation. La déclaration de l’événement significatif de radioprotection déclaré le 28 janvier 2022 a fait l’objet d’un indiçage, déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 16 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

14 mars 2022 – Sûreté

En 2018, le site décide de réaliser une maintenance préventive d’un tableau électrique commun aux unités de production n°1 et n°2, dont la dernière visite de maintenance a été faite en 2014. Cette activité est généralement réalisée lorsque l’unité est à l’arrêt mais peut, sous certaines conditions, se réaliser lorsqu’elle est en production. Ce tableau électrique permet notamment d’enclencher une voie électrique de secours alimentant la pompe d’essai commune aux deux unités. En cas de perte totale des alimentations électriques, cette pompe aurait pour fonction de protéger les groupes motopompes primaires nécessaires à la circulation de l’eau borée dans le circuit primaire. Après un report successif de cette activité de maintenance le 22/04/2021, puis le 03/05/2021 et le 28/10/2021, la réalisation de la maintenance préventive est effectuée le 17/01/2022. Elle confirme la fonctionnalité du tableau électrique et assure que les performances électriques du matériel ont toujours été assurées. Néanmoins, suite à ce report successif de l’activité, l’ASN transmet au CNPE le 25/02/2022 une demande de positionnement sur l’aspect déclaratif de Programme de Base de Maintenance Préventive (PBMP). Le 10/03/2022, le site statue sur l’impact potentiel significatif de ce retard qui aurait pu rendre indisponible la réalimentation d’une pompe nécessaire en cas de perte totale des alimentations électriques. Cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 14 mars 2022, au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

12 mars 2022 – Sûreté

Le 12 mars 2022, l’unité de production n°3 est en fonctionnement. Des agents de conduite doivent réaliser l’essai périodique d’un système de protection du réacteur. L’équipe en charge de l’essai se prépare et se déclare prête à intervenir. Pendant l’intervention, un opérateur fait une erreur qui rend l’essai non-concluant. Après analyse, les conditions sont validées pour que les opérateurs puissent réaliser une nouvelle fois le test. Lors de la mise en configuration de ce nouvel essai, la procédure n’est pas correctement respectée. Cela a pour effet de rendre indisponible une partie d’un système d’injection de sécurité du réacteur. Quelques heures plus tard, le même jour, la partie du matériel d’injection est remise en service. L’essai périodique est réalisé une troisième fois et est déclaré satisfaisant. L’indisponibilité d’un système d’injection de sécurité constitue un non-respect des spécifications techniques d’exploitation. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations ni sur l’environnement, il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 12 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

10 mars 2022 – Sûreté

Le 28 février 2022 l’unité de production n°1 est à l’arrêt programmé pour visite décennale. Un défaut d’isolement apparait sur un tableau électrique. Les équipes du site dépêchées sur place diagnostiquent un défaut d’isolement provenant d’un départ électrique concerné par une intervention sur l’instrumentation du cœur, constituée de sondes de mesure du flux neutronique. En accord avec le chef d’exploitation, le départ électrique est déclenché et l’alarme est acquittée après disparition du défaut d’isolement. Les investigations permettent de constater la présence d’un brin de cuivre à l’intérieur d’une prise créant ce défaut d’isolement. L’anomalie est traitée et les installations sont remises en service. Le 3 mars 2022, un nouveau défaut d’isolement apparaît sur le tableau électrique lors de l’essai d’insertion d’une sonde de flux dans le cœur. Le tableau électrique est aussitôt considéré comme indisponible. La sonde est retirée du cœur et le défaut d’isolement disparaît. Après analyse et contrôles des matériels, les équipes du site détectent un défaut d’isolement sur l’actionneur d’une vanne motorisée dû à l’écrasement d’un fil à l’intérieur du connecteur, lors du remontage de celui-ci. Les intervenant procèdent au remplacement immédiat des composants abîmés et terminent leurs activités. Cet événement n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 10 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

8 mars 2022 – Transport

Le 3 mars 2022, un transport routier, avec à son bord de l’outillage très faiblement contaminé provenant de la centrale nucléaire de Gravelines, arrive à la Base de maintenance d’EDF située à St Dizier en Haute Marne. Lors des contrôles du conteneur effectués à l’arrivée, il est constaté une légère perforation du bardage, au-dessus d’un passage de fourche. Le contrôle de radioprotection confirme l’absence de contamination sur l’unité de transport et les colis. La perforation du conteneur a été immédiatement occultée par les équipes sur place et une réparation du conteneur a été programmée. La centrale de Gravelines a été aussitôt informée du constat. Après analyse, un événement significatif du domaine du transport a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 8 mars 2022 au niveau 0 de l’échelle INES.

 

7 mars 2022 – Sûreté

Le 26 février 2022, l’unité de production n°6 est à l’arrêt programmé pour rechargement du combustible. Suite aux activités de décontamination de la piscine du bâtiment réacteur, les intervenants d’une entreprise prestataire procèdent à la pose d’un filtre « gros barreaux » qui sert, en situation accidentelle, à filtrer l’eau en fond la piscine du bâtiment réacteur, d’éventuelles chutes d’objets. A la fin de leur intervention, les intervenants s’aperçoivent que le filtre est posé à l’envers et préviennent aussitôt le donneur d’ordre EDF. Le 27 février 2022, suite à la pose des filtres en fond de piscine, le chef d’exploitation lève la condition limite liée au refroidissement du dispositif d’aspersion de l’enceinte de confinement. Les 27 et 28 février 2022, les équipes d’exploitation et de maintenance s’interrogent sur la conséquence du mauvais positionnement du filtre en fond de piscine. En l’absence d’analyse complète de positionnement, le chef d’exploitation considère que le système d’aspersion de l’enceinte est indisponible. Le 1er mars 2022, les ingénieurs de la centrale confirment la non-disponibilité de la fonction de refroidissement du système d’aspersion de l’enceinte suite au mauvais positionnement du filtre. Le filtre à gros barreaux est aussitôt remis en position conforme et le système d’aspersion de l’enceinte de confinement est à nouveau considéré disponible. Cet événement significatif du domaine sûreté, qui n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 7 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

4 mars 2022 – Sûreté

Le 11 février 2022, l’unité de production n°6 est à l’arrêt programmé pour remplacement des générateurs de vapeur. Dans le cadre de ce chantier, les équipes procèdent à la remise en service d’un capteur de mesure de débit sur une tuyauterie véhiculant de la vapeur non radioactive. Située dans le bâtiment réacteur, la ligne du capteur contribue en outre à l’intégrité de l’enceinte de confinement. Le 14 février 2022, la procédure d’essai demande de déposer le bouchon de l’évent du pot de condensation de ce capteur puis de le reposer à la fin de l’intervention. La bonne mise en place du bouchon a fait l’objet d’un contrôle technique assuré par une personne différente de l’intervenant en charge de la repose, conformément à la procédure. Le 25 février 2022, le coeur du réacteur est rechargé et l’unité de production n°6 s’apprête à changer de domaine d’exploitation. Les équipes du site procèdent à la mise en configuration des circuits préalables au changement d’état. Lors de ces opérations, les agents de terrain détectent l’absence du bouchon sur l’évent du pot de condensation du capteur. Par cet interstice, l’air de l’enceinte peut alors être en contact avec l’air extérieur ce qui n’est pas autorisé dans cet état de tranche. Le bouchon est reposé sur l’évent du pot de condensation par les équipes du site le 25 février 2022 à 20h08. Cet événement n’a pas eu de conséquence radiologique compte-tenu de l’absence de contamination atmosphérique dans l’air du bâtiment réacteur durant l’événement. Dans le cas hypothétique d’un accident, compte tenu du faible interstice de l’évent les conséquences radiologiques externes auraient été négligeables. Cet événement significatif de sûreté a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 4 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

4 mars 2022 – Sûreté

Le 25 février 2022, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour visite décennale. Les équipes réalisent un essai visant à tester les informations provenant des chaines de mesures du flux neutronique lorsque le réacteur est à l’arrêt, ainsi que les alarmes associées. Ces dispositifs de surveillance de la réactivité lorsque le réacteur est à l’arrêt ont fait l’objet d’une modification VD4 durant l’arrêt. L’essai s’avère non satisfaisant pour l’une des chaînes, suite à la détection de valeurs hors critères. Après analyse, le remplacement de certains composants électroniques est programmé dans le cadre de la garantie du prestataire qui a procédé à la modification. Avant d’intervenir, l’entreprise prestataire rédige une note d’analyse validée par les experts nationaux d’EDF. L’entreprise procède au remplacement des composants électroniques sur les chaînes de mesures et les alarmes associées. Le 27 février, les essais sont réitérés sur la chaine de mesure apparue en défaut et sont conformes aux critères des règles d’exploitation. Lors de cette requalification, une simulation d’un seuil de flux élevé est réalisée à partir d’une valeur de calcul pour générer l’alarme, mais l’actualisation du seuil de l’alarme n’est pas réalisée sur la nouvelle carte électronique, car non demandée dans la note d’analyse. A 16h42, les équipes de la centrale réalisent des essais sur les chaînes de mesures du flux neutronique. Ils mettent en position de sécurité la seconde chaîne, ce qui génère l’apparition de l’alarme flux neutronique élevé à l’arrêt. Cette alarme est aussitôt considérée comme indisponible par le chef d’exploitation. A 17h59, le recalage du seuil de flux élevé à l’arrêt sur la chaîne de mesure remplacée a permis la disparition de l’alarme et celle-ci est à nouveau disponible. La chaine de mesure redondante est toujours restée fonctionnelle, de même que le boremètre qui mesure la concentration en bore dans le réacteur. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 4 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

3 mars 2022 – Sûreté

Le 24 octobre 2021, l’unité de production n°4 est phase de redémarrage suite à son arrêt pour visite partielle. Lors des essais réalisés durant la montée en puissance du réacteur, un décalage est détecté sur les valeurs transmises par un capteur de niveau de l’alimentation en eau d’un générateur de vapeur. Le même décalage est observé sur un capteur situé sur une tuyauterie véhiculant de la vapeur et qui est alimenté par la même ligne d’impulsion. Une équipe est dépêchée sur place et constate que le critère de validation fonctionnelle des capteurs est dépassé. Le 25 octobre 2021, conformément à nos règles d’exploitation, la chaine de protection du réacteur à laquelle contribuent ces deux capteurs est considérée comme indisponible et l’unité de production n°4 est ramenée dans un domaine d’exploitation où la chaine de protection n’est pas requise. Du 2 au 11 novembre 2021, l’unité de production n°4 a été mise à l’arrêt pour mener des investigations et actions mais le 16 novembre 2021, lors des essais de redémarrage, les décalages de mesures réapparaissent sur les mêmes capteurs. A nouveau la chaine de protection du réacteur est considérée comme indisponible et les deux capteurs sont placés en position de sécurité. L’unité de production n°4 est à nouveau mise à l’arrêt pour mener des investigations plus approfondies. Des contrôles et expertises intrusives ainsi qu’une analyse des dossiers d’interventions sur ces matériels mettent en évidence une inversion de montage de la sphère tranquilisatrice (ligne de prise d’impulsion de la vapeur), située dans le Générateur de vapeur. Celle-ci avait été déposée lors d’une activité de maintenance durant la visite partielle. Les équipes concluent que le défaut de comportement du capteur d’alimentation en eau du générateur est en lien avec cet écart de montage. Une nouvelle sphère tranquilisatrice a été mise en place. L’unité de production n°4 a redémarré le 20 janvier 2022, malgré une valeur conforme, le capteur d’alimentation en eau du générateur de vapeur est maintenu en position de sécurité. Une intervention réalisée le 16 mars 2022 sur le capteur a permis de le rendre à nouveau disponible. Cet événement significatif du domaine sûreté, qui n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 3 mars 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

25 février 2022 – Sûreté – Générique

Le 25 février 2022, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire un événement significatif pour la sûreté relatif à un défaut d’étanchéité de joints de soupapes SEBIM du pressuriseur. Le pressuriseur est un réservoir cylindrique permettant de contrôler la pression du circuit primaire lors de son fonctionnement. Le circuit primaire est protégé des surpressions par 3 lignes indépendantes, reliées au pressuriseur et composées d’un tandem de deux soupapes dites SEBIM. Ces soupapes sont équipées de têtes de détection qui permettent la mesure de pression et l’ouverture des soupapes. Ces têtes peuvent être de type monobloc ou bi-bloc. Des contrôles réalisés par les équipes d’EDF sur certains réacteurs des paliers 900 et 1300 MW ont révélé que la présence de têtes de détection monobloc pouvait potentiellement induire un défaut d’étanchéité de joints situés dans les têtes de détection des soupapes SEBIM. Ces têtes de détection monobloc sont présentes sur 35 réacteurs* du parc en exploitation, tous paliers confondus. L’analyse effectuée ayant montré l’absence d’impact sûreté en conditions réalistes, il n’y a eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations. La détection de ce potentiel défaut d’étanchéité a toutefois conduit EDF à déclarer le 25 février 2022 à l’Autorité de sûreté nucléaire un événement significatif pour la sûreté à caractère générique au niveau 0, en dessous de l’échelle INES qui en compte 7.

 

25 février 2022 – Sûreté – Générique

Le 21 février 2022, EDF a informé l’Autorité de sûreté nucléaire de la survenue d’un événement significatif pour la sûreté relatif à la détection de la non prise en compte des conditions de réalisation d’un essai périodique. Afin de s’assurer du bon fonctionnement du réacteur nucléaire, de nombreux paramètres sont contrôlés et suivis en permanence notamment via des chaînes neutroniques. Ces dernières permettent de contrôler, grâce à de nombreux capteurs, le flux neutronique à l’intérieur de la cuve du réacteur. Lorsque le réacteur est en fonctionnement, un contrôle, appelé “essai périodique”, est réalisé à la maille hebdomadaire sur ces chaines neutroniques pour s’assurer de leur bon fonctionnement. Lorsque le réacteur est arrêté, ces contrôles périodiques sont toujours réalisés via d’autres capteurs spécifiques. Les règles générales d’exploitation stipulent que, lorsque le réacteur est arrêté, l’essai périodique de ces matériels est également réalisé de manière hebdomadaire, avec une tolérance de réalisation de cet essai de 42h après l’arrêt de la réaction en chaine. A la suite d’un défaut d’analyse des conditions de réalisation de cet essai, certaines centrales nucléaires n’ont pas réalisé le premier contrôle dans le délai requis. Cet événement n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations, l’analyse montrant que ces matériels sont toujours restés disponibles. Toutefois, la détection de ces écarts a conduit EDF à informer le 21 février 2022 l’Autorité de sûreté nucléaire de la survenue d’un événement significatif pour la sûreté à caractère générique, au niveau 0 en dessous de l’échelle INES qui en compte 7, pour les réacteurs nucléaires des centrales du Bugey, du Tricastin, de Gravelines, de Dampierre-en-Burly, du Blayais, de Saint-Laurent-des-Eaux, de Cruas-Meysse, de Paluel, de Saint-Alban, de Flamanville, de Cattenom, de Belleville-sur-Loire, de Nogent-sur-Seine, de Penly et de Golfech. S’agissant de la centrale nucléaire de Gravelines cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 25 février 2022.

*Réacteurs de Belleville 1-2, Blayais 2-3, Bugey 2-3-4, Cattenom 1-3, Chinon 1-2-3, Civaux 1, Cruas 1-2-3, Dampierre 1-2-3, Golfech 1-2, Gravelines 1-2-3-4-5, Nogent 1, Paluel 1-3, Penly 2, Saint-Laurent 1-2 et Tricastin 1-2-3.

 

25 février 2022 – Sûreté

Le 23 février 2022, l’unité de production n°1 est à l’arrêt dans le cadre de sa quatrième visite décennale. Une activité de maintenance programmée consiste à mettre en place un boitier d’essai sur une cellule d’un tableau électrique, pour tester l’alarme associée à une pompe de sauvegarde. La mise en place du boitier d’essai a pour effet la perte totale d’informations nécessaires en cas de conduite accidentelle. Cette indisponibilité est prise en compte et analysée par l’équipe de conduite en salle de commande, qui autorise l’intervention. A 1h44, le chargé de consignation dispose la cellule électrique de la pompe de sauvegarde sur le boitier d’essai, qui génère une alarme.
Quelques minutes plus tard, le chef d’exploitation remarque que l’alarme apparait dans un autre tableau des spécifications techniques d’exploitation. Il identifie alors que l’indisponibilité générée par la mise en place du boitier d’essai n’est pas autorisée dans le domaine d’exploitation où se trouvait le réacteur au moment de l’activité. A 2h04, le chargé de consignation qui vient d’être prévenu, retire le boitier d’essai de la cellule du tableau électrique et l’alarme est acquittée en salle de commande.
La perte totale d’information de l’alarme du tableau électrique associée à une pompe de sauvegarde durant 20 mn dans l’état où se trouvait le réacteur constitue un non-respect des spécifications techniques d’exploitation. Elle a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 25 février 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

22 février 2022 – Sûreté

Le 20 février 2022, l’unité de production n°5 est en fonctionnement. Des essais périodiques du relayage du système de protections du réacteur sont en cours. Durant la simulation des ordres d’arrêt automatique du réacteur, le disjoncteur d’arrêt automatique s’est ouvert à 10h42. L’unité de production est ainsi déconnectée automatiquement du réseau d’électricité. L’équipe en salle de commande applique les procédures adaptées à la gestion d’un arrêt automatique du réacteur. Les premières investigations s’oriente sur la défaillance de deux relais qui participent à l’inhibition des ordres d’arrêt automatique durant l’essai périodique. Le remplacement des relais défectueux est immédiatement entrepris. Les équipes du site contrôlent ensuite les signaux dans le système de relayage, qui s’avèrent conformes. Elles reprennent alors les essais périodiques du relayage du système de protection du réacteur. Le 21 février 2022 à 12h15, les essais sont terminés et sont satisfaisants. L’unité de production n°5 a été raccordée au réseau d’électricité le 22 février à 12h20. Le transitoire d’arrêt automatique du réacteur n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations. Les systèmes de protection ont fonctionné conformément à l’attendu. Cet événement du domaine sûreté a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 22 février 2022, au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

19 février 2022 – Radioprotection

En novembre 2021, l’unité de production n°6 est à l’arrêt programmé pour renouvellement du combustible et remplacement des générateurs de vapeur. Les coudes des générateurs de vapeur usés sont évacués du bâtiment réacteur situé en partie nucléaire de l’installation, vers le bâtiment d’entreposage des générateurs usés, situé du côté opposé du site. Compte-tenu de leurs dimensions, les coudes sont transférés dans des caisses métalliques conçues à cet effet. Celles-ci sont contrôlées radiologiquement et soudées pour garantir leur étanchéité lors du transport. Le 12 novembre 2021, un premier coude est transféré dans sa caisse. Le 15 novembre 2022, un second coude est transféré de la même manière.
Le 15 décembre 2021, lors d’une inspection de l’Autorité de sûreté nucléaire dans le domaine Transport, il est constaté l’absence de certificat de conformité règlementaire pour ces caisses, ce qui constitue un non-respect des règles générales exploitation du domaine transport interne. Devant l’absence de conséquence significative au niveau radiologique, la centrale déclare un événement intéressant la radioprotection. Le certificat de conformité est rédigé en janvier 2022 par le propriétaire des caisses. En février 2022, l’ASN demande de déclarer l’événement en événement significatif Transport Interne. Après consultation des services centraux, le site décide de déclarer le 19 février 2022 cet événement documentaire qui n’a pas eu de conséquence sur l’environnement, ni sur la santé des intervenants, en événement significatif relevant du domaine radioprotection au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

 

16 février 2022 – Sûreté

Le 14 février 2022, l’unité de production n°3 est en fonctionnement. A 10h09, quatre vannes du circuit d’échantillonnage d’eau du circuit primaire et de purge des générateurs de vapeur situées en partie nucléaire des installations, se ferment quasi simultanément. La fermeture de ces vannes entraine l’indisponibilité des chaines de mesure de la radioactivité, qui permettrait de détecter une montée d’activité au niveau des générateurs de vapeur en situation accidentelle. Les équipes du site lancent immédiatement les investigations et s’aperçoivent que les quatre vannes concernées sont alimentées par la même tuyauterie d’air de commande. Ils recherchent aussitôt une fuite en local. A 10h25, un agent de terrain est dépêché sur place, il constate la fermeture complète de la vanne d’alimentation en air, ce qui peut conduire à la dépressurisation du réseau d’air et à la fermeture des vannes régulées par ce réseau, par manque d’air. Après autorisation de l’opérateur en salle de commande, l’équipe en local procède à la réouverture de la vanne du réseau d’air. Elle procède ensuite à l’ouverture des quatre vannes du circuit d’échantillonnage et de purge des générateurs de vapeur. Ces manœuvres permettent de retrouver la disponibilité des chaines de mesure de la radioactivité et de rétablir le débit de purge sur les trois générateurs de vapeur. Les chaines de mesures de la radioactivité sont restées indisponibles durant 24 mn. Les chaines de mesures redondantes sont, quant à elles, toujours restées disponibles. Cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 16 février 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

11 février 2022 – Sûreté

Le 26 mars 2021, l’unité de production n°1 est en fonctionnement. Lors d’une visite du Service Ingénierie Fiabilité du site en station de pompage, située en partie non nucléaire des installations, les ingénieurs constatent l’absence de deux vis de fixation au niveau d’une bride de robinet, situé sur le circuit d’arrivée d’eau de mer. Suite à la détection de l’écart, les robinetiers remettent aussitôt en place les deux vis au niveau du robinet concerné. Le 29 mars 2021, les équipes du site sollicitent les experts nationaux pour déterminer l’impact de l’absence de deux vis au niveau de cette liaison sur la tenue mécanique et au séisme du robinet. Le 5 juillet 2021, les experts d’EDF informent le CNPE de Gravelines de leur incapacité à modéliser la configuration du robinet. Entre l’été 2021 et la fin d’année 2021, l’anomalie de vis étant remise en conformité sur l’installation, les équipes du site ne priorisent pas l’analyse de la tenue au séisme du robinet. Début 2022, suites aux échanges avec les experts EDF, les équipes du site ne sont pas en mesure de démontrer la tenue au séisme du robinet suite à l’absence de deux vis de fixation. L’écart a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 11 février 2022, au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

11 février 2022 – Sûreté

Le 9 février 2022, dans le cadre des activités liées à l’arrêt programmé en cours sur l’unité de production n°6, les équipes EDF procèdent à la consignation totale d’une armoire électrique pour effectuer des travaux de maintenance.
Le 10 février 2022, alors que le réacteur n°5 est en production, le service conduite observe une fermeture automatique de plusieurs protections de gaines de ventilation. La fonction de ventilation n’est alors plus assurée dans les locaux le nécessitant. Cet évènement pourrait, sur du long terme, entrainer une surchauffe de certains matériels et par conséquent, leurs dégradations. Une équipe est alors mobilisée pour rétablir la situation. Après investigation, elle constate que la consignation de l’armoire sur l’unité de production n°6 a généré la perte d’alimentation des protections des gaines de ventilation de l’unité de production n°5 et a ainsi causé leurs fermetures de manière automatique. L’équipe sur place a procédé immédiatement à la réouverture des protections des gaines de ventilation afin de faire circuler à nouveau l’air frais dans les locaux le nécessitant. L’indisponibilité aura duré 24
minutes. Cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 11 février 2022, au niveau 0 en-dessous de l’échelle INES.

11 février 2022 – Sûreté

En 2019, un procédé innovant d’examen non destructif a été utilisé pour réaliser des mesures d’épaisseur sur des tronçons
de tuyauteries du circuit d’arrivée d’eau de mer, situé en partie non nucléaire de l’unité de production n°3, alors en fonctionnement. Les analyses des résultats ont mis en évidence des points en sous-épaisseurs par rapport à l’épaisseur minimale de fabrication sur 9 tronçons de tuyauteries. Il a alors été décidé, en collaboration avec les experts nationaux d’EDF, d’établir des fiches de justification par calculs en fonction des dimensions et positions de chacun des tronçons concernés. Le site a pris la décision de mettre en place un suivi en fonctionnement des portions de tuyauteries concernées, par contrôles ultrasonores, afin de vérifier que la justification par calcul soit toujours applicable. Début juin 2021, l’ensemble des contrôles de suivi en fonctionnement sont réalisés. Après analyse des résultats, le 11 janvier 2022, il s’avère que la tenue au séisme d’un des 9 tronçons concernés par les mesures de sous-épaisseur n’a pas pu être justifiée par la note de calculs. Ce tronçon, qui se situe en aval d’une pompe d’aspiration du circuit d’eau de mer, fera l’objet d’un remplacement lors du prochain arrêt pour maintenance programmée de l’unité de production n°3. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 11 février 2022, au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

11 février 2022 – Sûreté

Le 5 février 2022 à 10h, le réacteur n°1 est en arrêt programmé pour visite décennale et le réacteur n°2 est en production. A 10h, un dégagement de fumée est détecté dans des gaines de ventilation de l’unité de production n°1, situées en partie nucléaire des installations, suite à la rupture de courroie d’un ventilateur. L’équipe d’intervention du site qui s’est immédiatement rendue sur place a constaté un échauffement au niveau d’un caisson de ventilation comprenant une résistance qu’ils ont mis hors tension. Les sapeurs-pompiers mobilisés sur site à 10h15 sont intervenus aux côtés de l’équipe d’intervention afin de maitriser les points chauds situés à l’intérieur du caisson de ventilation. Ils ont ensuite effectué une reconnaissance commune des locaux pour s’assurer de la maîtrise de la situation. Le dispositif de mobilisation a été levé à 11h10. Aucun intervenant n’a été blessé.
Cet événement n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations. Ce type de courroie fait l’objet de défaillances récurrentes. Le traitement déjà effectué n’a pas permis d’éviter son occurrence. L’événement a donc été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 11 février 2022, au niveau 0 en-dessous de l’échelle INES.

 

10 février 2022 – Sûreté

Le 10 février 2022, l’unité de production n°2 est en cours de redémarrage suite à son arrêt pour intervention sur le transformateur de soutirage réalisé le 07 février 2022. Le poste d’eau est isolé et les générateurs de vapeur sont alimentés par un système de sauvegarde. Les équipes EDF procèdent au démarrage de la turbo-pompe alimentaire* n°1. Une alarme de sur-débit d’eau s’active, conduisant à la mise à l’arrêt de cette turbo-pompe. La turbo-pompe alimentaire n°2 se déclenche par la suite, conduisant au démarrage automatique d’un deuxième système de sauvegarde. La mise en service automatique d’un système de sauvegarde sur une unité de production constitue un écart à nos règles d’exploitation. Cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 10 février 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.
*Les turbo-pompes alimentaires sont des matériels qui servent à alimenter en eau les générateurs de vapeurs. Elles sont au nombre de deux et sont situées dans le poste d’eau, dans la partie secondaire de l’installation.

 

5 février 2022 – Sûreté

Le 02 février 2022, l’unité de production n°2 est en fonctionnement. Une équipe EDF réalise un contrôle thermographique sur un transformateur de soutirage, matériel permettant d’alimenter l’installation en électricité. Le contrôle révèle un échauffement au niveau d’un câble du transformateur, nécessitant un arrêt pour intervention.
Le 05 février 2022, l’unité de production est mise à l’arrêt pour remplacement du câble à l’origine de l’échauffement.
Le 07 février 2022, le transformateur de soutirage est rendu indisponible, le câble est remplacé et des vérifications de conformité de l’installation sont réalisées par les équipes EDF. Après dépose de la logistique nécessaire à l’intervention, les opérations de redémarrage de l’unité de production sont engagées. Les contrôles thermographiques après remise en service du transformateur sont conformes à l’attendu.
L’échauffement de ce câble du transformateur de soutirage a nécessité l’arrêt de l’unité de production n°2 pour intervention. Cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 05 février 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

4 février 2022 – Sûreté

En mai 2021, dans le cadre du programme de maintenance de la visite partielle de l’unité de production N°2 de la centrale de Saint Laurent, les équipes de la centrale détectent des anomalies sur certains dispositifs autobloquants des tuyauteries du circuit primaire.
Les dispositifs autobloquants permettent les mouvements lents des tuyauteries, liés aux dilatations par exemple. Ils bloquent les mouvements brusques qui pourraient être provoqués par un coup de bélier ou un séisme. En cas de mouvements rapides, ces dispositifs supportent l’effort dynamique en le reportant sur la structure fixe, protégeant ainsi les tuyauteries. Lors de la mesure des cotes à mener dans le cadre de leur remplacement, certains dispositifs sont apparus hors critères et ont été remis en conformité. Ils ont fait l’objet d’une déclaration à l’Autorité de sureté nucléaire d’un événement sûreté au niveau 0 en dessous de l’échelle INES qui en compte 7. Une extension de ces contrôles aux autres sites du parc nucléaire a conduit à la détection d’autres dispositifs hors critères sur les réacteurs n°1 et 2 de Belleville, n°2 de Cruas, n°1 à 6 de Gravelines, n°2 de Nogent et n°1 de Saint-Laurent B. Bien que ces dispositifs hors critères n’aient eu aucune conséquence réelle sur la sûreté, ils conduisent toutefois à une information de l’Autorité de sûreté nucléaire, le 4 février 2022, faisant état d’un événement significatif pour la sûreté à caractère générique au niveau 0 (en dessous de l’échelle INES qui en compte 7).

 

4 février 2022 – Sûreté

Le 27 janvier 2022, l’unité de production n°6 est à l’arrêt pour renouvellement du combustible. Un chantier de modification de l’installation est programmé dans un local industriel, situé hors zone nucléaire, classé à risque majeur incendie. Le préparateur du chantier avait bien réalisé l’analyse de risques avec une demande de permis de feu associée mais n’avait pas identifié que le chantier était à fort en jeu incendie. A 10h30, l’entreprise prestataire qui va réaliser le chantier a bien mis en place toutes les protections et parades nécessaires avant de démarrer son activité. Le permis de feu est activé en salle de commande puis l’entreprise commence le chantier sans effectuer la levée du point d’arrêt par un préventeur, comme le prévoit l’organisation lorsqu’il s’agit d’un chantier à fort en jeu incendie.
Vers 16h, le préventeur sécurité se rend sur place et demande l’arrêt immédiat de l’activité en raison de l’écart détecté sur le permis de feu.
Le chantier est mis en sécurité et l’outillage est laissé sur place. Or la demande d’entreposage du matériel d’outillage n’avait été validée que pour une seule journée. Le lendemain, dès la détection de l’écart, le matériel entreposé est évacué du local.
Ce non-respect de l’organisation incendie dans un secteur de feu à risque majeur, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 04 février 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

4 février 2022 – Sûreté

Le 25 janvier 2022 à 20h14, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour sa quatrième visite décennale. Une alarme incendie apparait en salle de commande signalant une présence de fumée dans un local électrique situé en partie nucléaire des installations. Les équipes d’intervention se rendent aussitôt sur place et confirment la présence d’un dégagement de fumée. Conformément à nos procédures, les sapeurs-pompiers sont appelés et sont dépêchés sur place.
Les investigations menées permettent d’identifier rapidement l’origine du dégagement de fumée.
Une résistance de chauffe dont la mise en service est associée au fonctionnement de ventilateurs ne s’est pas arrêtée lors de la mise à l’arrêt de la ventilation pour maintenance. Le fonctionnement prolongé de la résistance sans ventilateurs a conduit à son échauffement puis à un dégagement de fumée. La mise hors tension de la résistance est provoquée par déclenchement automatique du disjoncteur d’alimentation. Une caméra thermique mise en place a permis de confirmer la décroissance de la température. A 20h55, le dispositif de mobilisation des secours est levé. Cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 4 février 2022, au niveau 0 en-dessous de l’échelle INES.

 

3 février 2022 – Radioprotection

Le 25 janvier 2022, l’unité de production n°1 est à l’arrêt programmé pour maintenance. Une équipe d’échafaudeurs s’apprête à intervenir en partie nucléaire de l’installation, dans un local dont le débit de dose cartographié est inférieur à 2 mSv. Avant de démarrer l’activité, le responsable du chantier effectue, comme le demandent nos règles de radioprotection, des mesures de débit de doses au sol, qui sont conformes à l’attendu. Néanmoins, il n’effectue pas de mesure au poste de travail, qui se situe sur un palier à 6 mètres de hauteur. Un échafaudeur intérimaire réalise une opération au palier 6 mètres, lors que son dosimètre passe en alarme. Le salarié s’éloigne immédiatement de la zone. Après analyse de son dosimètre, l’intervenant a été exposé à un débit de dose supérieure à 2 mSv/h durant quelques secondes. Ce débit de dose correspond à une zone «orange» réglementée, dont l’accès n’est pas autorisé aux salariés en contrat d’intérim.
Une signalisation «point chaud zone orange» identifiée par un tri secteur a immédiatement été mise en place et un rappel a été fait sur le référentiel radioprotection à l’ensemble des échafaudeurs.
Cet écart du domaine radioprotection a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 3 février 2022, au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES. Suite à deux évènements consécutifs survenus au mois de mars 2022, la déclaration d’Evénement significatif de sûreté est indicée le 14 avril 2022, afin d’analyser les deux situations qui se sont produites les 8 mars et 28 mars 2022. Le 8 mars 22, après avoir vérifié la conformité du débit de dose à son poste de travail avec son RTR, un intervenant intérimaire réalise une activité d’aspiration de poussières dans le couloir de circulation du bâtiment réacteur. L’alarme de son dosimètre opérationnel déclenche mais l’intervenant ne l’entend pas car il porte ses protections auditives et l’aspirateur est en fonctionnement. En cours d’activité, lorsqu’il contrôle le débit de dose au niveau de l’aspirateur, il détecte une valeur supérieure à 2mSv/h. Il s’éloigne de la zone d’exposition et prévient son hiérarchique. Le 28 mars 22, une équipe de deux intervenants se rend dans un local situé dans le bâtiment réacteur afin d’y mener une décontamination du sol. Le local est identifié zone jaune, autorisé aux salariés intérimaires, aucun point chaud n’est identifié. Les intervenants entrent dans le local et vérifient la conformité du débit de dose avec ce qui est indiqué sur leur RTR. Un des deux intervenants, intérimaire, s’équipe du Heaume Ventilé et aspire le sol. L’alarme du dosimètre opérationnel de l’intervenant déclenche mais ce dernier ne l’entend pas. Il porte le Heaume ventilé et l’aspirateur est en fonctionnement. L’équipe termine l’activité, replie le chantier et quitte la zone contrôlée. Dans les deux cas, les points chauds ont été identifiés et évacués conformément à nos règles de radioprotection.

 

1er février 2022 – Sûreté – Générique

Le 1er février 2022, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire un événement significatif pour la sûreté à caractère générique relatif à la non-prise en compte d’un élément d’étude conduisant à la non-réalisation d’un essai périodique. Dans l’étude relative à l’événement “rupture de tuyauterie vapeur”, il apparait que la survenue de ce dernier entraine des évolutions rapides au niveau du coeur du réacteur. Ces fluctuations seraient alors détectées par le système de protection du réacteur, composé de divers capteurs de pression, température et débit, qui ordonneraient l’arrêt automatique des pompes du circuit primaire. Ces pompes ont pour objectif de faire circuler l’eau au sein du circuit primaire. Lorsque ces pompes sont arrêtées, il n’y a plus de circulation d’eau dans le circuit primaire, on parle de décroissance lente du débit primaire. Lors du réexamen de sûreté des 4ème visites décennales des réacteurs de 1300 MWe, des calculs ont mis en exergue qu’un essai périodique aurait dû être réalisé pour mesurer le temps entre le signal d’arrêt des pompes du circuit primaire et le début de la décroissance lente du débit de ce circuit ainsi que du caractère majorant de la courbe théorique, afin de s’assurer du respect des critères de sûreté. Cette étude a ensuite été élargie à l’ensemble des réacteurs du parc nucléaire. Après analyse, il a été démontré que la non-réalisation de cet essai ne remet pas en cause la démonstration de sûreté. Ainsi, cet événement n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations. Toutefois, la détection de cet événement a conduit EDF à déclarer, le 1er février 2022 à l’Autorité de sûreté nucléaire, un événement significatif pour la sûreté à caractère générique, au niveau 0 en dessous de l’échelle INES qui en compte 7, pour les réacteurs des centrales nucléaires du Bugey, de Chinon, de Cruas-Meysse, de Dampierre-en-Burly, de Gravelines, de Saint-Laurent-des-Eaux, du Tricastin, de Chooz et de Civaux.

 

28 janvier 2022 – Radioprotection

Entre les années 2000 et 2005, une rénovation complète du système de détection incendie a été réalisée sur l’ensemble des unités de production de la centrale de Gravelines. Elle consistait notamment à retirer et à désaffecter les détecteurs incendie à source ionique puis à les remplacer par d’autres détecteurs sans source radioactive.
Le 25 janvier 2022, des intervenants travaillant sur la détection incendie dans un local situé en partie nucléaire de l’installation, détectent la présence d’un ancien détecteur incendie à source ionique fixé au plafond et situé à proximité d’un détecteur nouvelle génération opérationnel.
Après contrôle en local et analyse de la documentation technique de la détection incendie, il s’agit bien d’un détecteur à source ionique désaffecté mais qui est resté fixé sur son socle.
Le 26 janvier 2022, les équipes du site déposent le détecteur et le stockent dans le local prévu à cet effet avant de l’évacuer conformément aux exigences définies.
Cet écart du domaine radioprotection, sans conséquence sur l’environnement et la santé des intervenants a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 28 janvier 2022 au niveau 0 en-dessous de l’échelle INES.

 

28 janvier 2022 – Sûreté

Le 23 janvier 2022, l’unité de production n°1 est à l’arrêt programmé pour maintenance. Dans le cadre de l’épreuve de l’enceinte de confinement du bâtiment réacteur, un essai de réinjection d’eau dans un puisard de collecte des eaux situé en partie nucléaire des installations, est en cours de préparation.
La pompe de réinjection d’eau est actionnée et fonctionne correctement mais le niveau d’eau dans le puisard ne diminue pas comme escompté. Après investigation, les équipes du site émettent un doute sur le bon fonctionnement d’un clapet situé sur une vanne de purge du puisard.
Les intervenants procèdent alors à la visite interne du clapet et s’aperçoivent que le battant du clapet est absent. Le battant est immédiatement remis en position conforme à la fin de la visite de contrôle. Après analyse des dossiers d’intervention, il s’avère que le battant avait fait l’objet d’une maintenance lors du cycle Tranche en Marche. L’activité n’avait pas pu être terminée en raison de la réalisation de l’activité de vidange de la tuyauterie. La dépose du battant avait bien été tracée mais de façon incomplète : le clapet avait été à nouveau considéré comme disponible pour l’exploitation le 1er février 2022. Par conséquent, le délai de réparation de 30jours demandé par les spécifications techniques d’exploitation n’a pas été respecté.
Cet écart a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 28 janvier 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

21 janvier 2022 – Sûreté – Générique

En fonctionnement, les réacteurs nucléaires sont connectés à des lignes électriques externes qui alimentent notamment les matériels assurant la sûreté du réacteur, par deux voies électriques indépendantes l’une de l’autre. En cas de défaillance de ces lignes, deux groupes électrogènes de secours à moteur diesel, appelés “diesels de secours”, viennent alimenter les tableaux électriques des deux voies précitées, afin de conserver l’alimentation électrique des matériels nécessaires.
Après la détection d’un écart de conformité sur la fixation des vannes de vidange d’eau des diesels de secours de l’unité de production n°2 de la centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux, EDF a décidé de réaliser des contrôles sur l’ensemble des réacteurs nucléaires du même palier de puissance (900MWe).
L’ensemble des écarts détectés lors des contrôles ont été traités. L’analyse de sûreté réalisée à la suite de la détection de cet écart montre que la mise à l’arrêt dans un état sûr des réacteurs concernés aurait été garantie en appliquant les procédures de conduite incidentelle et accidentelle prescrites.
Toutefois, la détection de ces écarts a conduit EDF a déclaré, le 21 janvier 2022 à l’Autorité de sûreté nucléaire, un événement significatif pour la sûreté à caractère générique, au niveau 0 en dessous de l’échelle INES qui en compte 7, pour les réacteurs n°2 de la centrale nucléaire du Blayais, n°2, 4 et 5 de la centrale nucléaire du Bugey, n°2 de la centrale nucléaire de Chinon, n°1 et 2 de la centrale nucléaire de Cruas-Meysse, n°4 de la centrale nucléaire de Gravelines et n°2 de la centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux.

20 janvier 2022 – Radioprotection

Le 29 septembre 2021, l’unité de production n°6 est à l’arrêt programmé pour maintenance. Sur le chantier de remplacement des générateurs de vapeur, situé en partie nucléaire de l’installation, un salarié intérimaire achemine du matériel de logistique pour le chantier. En passant à proximité d’une tuyauterie contenant de l’eau radioactive, son dosimètre passe en alarme. Le salarié s’éloigne immédiatement de la zone. Après analyse de son dosimètre, l’intervenant a été exposé à un débit de dose supérieure à 2 mSv/h durant quelques instants. Néanmoins, la dose journalière intégrée par l’intervenant est 3 fois plus faible que celle qui était prévue pour son chantier. Mais, ce débit de dose relève d’une zone orange, dont l’accès est interdit aux salariés intérimaires par nos règles de radioprotection. Les techniciens du service radioprotection ont immédiatement mis en place une signalisation «point chaud zone orange» identifiée par un tri secteur à l’endroit de la zone de la tuyauterie où s’était rendu l’intervenant et l’accès à tous les salariés intérimaires y a été formellement interdit. Cet événement avait fait l’objet d’un événement intéressant du domaine radioprotection, déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire en octobre 2021. A la demande de l’Autorité de sûreté nucléaire, cet événement a été reclassé en événement significatif du domaine radioprotection le 20 janvier 2022, de niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

20 janvier 2022 – Sûreté

Le 30 décembre 2021, l’unité de production n°2 est en fonctionnement. Lors d’un essai périodique du système d’alimentation de secours de la pompe d’injection aux joints des groupes motopompes primaires, un dysfonctionnement dans la séquence de démarrage de cette pompe est constaté sur un disjoncteur de l’armoire électrique. Après une semaine d’investigations et d’analyses, les électriciens du site préconisent de remplacer trois composants situés dans cette armoire électrique.
Le 8 janvier 2022, les composants incriminés sont remplacés et un essai de bon fonctionnement est réalisé. Il s’avère toujours insatisfaisant. La pompe d’injection de sécurité ne démarre pas. Cette dernière est alors considérée comme indisponible, quelle que soit la source d’alimentation électrique. Le diagnostic des électriciens amène à remplacer un nouveau relai dans la même armoire électrique. Ils constatent alors la présence de limaille due à l’intervention sur les trois premiers composants et un fil débranché sur une polarité d’un autre relai de l’armoire. L’armoire électrique est nettoyée, puis le fil remis en conformité. L’ensemble des contacts sont testés et sont conformes. Le 9 janvier 2022, un nouvel essai de bon fonctionnement est réalisé, il est satisfaisant. La pompe d’injection de sécurité et le système d’alimentation d’ultime secours sont à nouveau disponibles.  La conduite à tenir par les équipes a été respectée et l’unité de production n°2 a toujours disposé des alimentations électriques de secours (groupes électrogènes de secours et d’ultime secours) durant les 24 heures d’indisponibilité de la pompe d’injection de sécurité. L’événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 20 janvier 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

 

14 Janvier 2022 – Sûreté

Le 4 janvier 2022, l’unité de production n°3 est en fonctionnement. Un opérateur en salle de commande constate l’absence d’une information relative à la réfrigération de la piscine du bâtiment combustible, transmise par une unité de polarité (sorte de disjoncteur). 25 secondes plus tard, l’alarme s’acquitte signifiant le réenclenchement de l’unité de polarité. Aucune activité n’est constatée en local, aucune manutention de combustible n’est en cours dans le bâtiment combustible. Le déclenchement de l’unité de polarité a entrainé l’indisponibilité d’une des voies de transmission d’information qui serait utilisée en conduite post-accidentelle, durant 25 secondes. Les systèmes de surveillance en salle de commande et les alarmes redondantes d’augmentation de la température de la piscine sont toujours restées disponibles. Cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 14 janvier 2022 au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

26 octobre 2022

Sur un site nucléaire comme Gravelines, le gaz SF6 (hexafluorure de soufre) est utilisé pour garantir l’isolement électrique des postes sous enveloppe métallique. Cela concerne notamment les postes d’évacuation d’énergie et les caissons croisés des transformateurs auxiliaires électriques du site. Le cumul des fuites de ce gaz, pour l’ensemble des 6 unités de production de Gravelines depuis le début de l’année 2022, nous amène à déclarer cet événement significatif environnement, car la limite annuelle fixée à 100 kg, vient d’être atteinte. Cet écart, du domaine environnement, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 26 octobre 2022.

 

16 février 2022

Le 29 janvier 2022, un prélèvement automatique d’eau est effectué lors d’un rejet d’eau pluviale dans l’environnement (canal de rejet). Les analyses sont réalisées par un laboratoire extérieur ce qui nécessite plusieurs jours. Les rapports d’analyses sont réceptionnés par les techniciens du service Environnement de la centrale le 14 février 2022. Ils constatent une concentration de 5,6 mg/l d’hydrocarbure pour un autorisé maximal de 5 mg/l. Les investigations sont en cours pour identifier l’origine de cette présence d’hydrocarbure. Ce dépassement ponctuel de la valeur limite de la concentration en hydrocarbure, qui n’a pas eu de conséquence sur l’environnement, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 16 février 2022 en événement relevant du domaine Environnement. Le 29 janvier 2022, un prélèvement automatique d’eau est effectué lors d’un rejet d’eau pluviale dans l’environnement (canal de rejet).
Les analyses sont réalisées par un laboratoire extérieur ce qui nécessite plusieurs jours. Les rapports d’analyses sont réceptionnés par les techniciens du service Environnement de la centrale le 14 février 2022. Ils constatent une concentration de 5,6 mg/l d’hydrocarbure pour un autorisé maximal de 5 mg/L. Les investigations sont en cours pour identifier l’origine de cette présence d’hydrocarbure.
Ce dépassement ponctuel de la valeur limite de la concentration en hydrocarbure, qui n’a pas eu de conséquence sur l’environnement, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 16 février 2022 en événement relevant du domaine Environnement.