Événements 2024

Janvier 2024 – Détection tardive de l’indisponibilité d’un ébulliomètre du réacteur 3

Le 9 janvier 2024, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) un événement significatif pour la sûreté relatif à la détection tardive de l’indisponibilité de l’ébulliomètre d’une voie de sûreté du réacteur 3.

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Janvier 2024 – Non-respect des spécificités techniques d’exploitation en lien avec la détection tardive de l’indisponibilité de la ligne de borication du réacteur 4

Le 12 janvier 2024, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) un événement significatif pour la sûreté relatif à la détection tardive de l’indisponibilité de la ligne de borication du réacteur 4.

Mai 2024 – Défauts d’encrages d’équipements importants pour la sûreté de 18 réacteurs de centrales nucléaires

Le 13 mai 2024, Le 13 mai 2024, EDF a déclaré à l’ASN un événement significatif pour la sûreté portant sur des défauts d’ancrage au génie civil de certains équipements importants pour la sûreté. Ces défauts concernent les réacteurs 1, 2 et 4 de la centrale nucléaire du Blayais, 2, 3 et 4 de la centrale nucléaire de Chinon B, 1 et 2 de la centrale nucléaire de Cruas, 2 et 3 de la centrale nucléaire de Dampierre, 2, 3 et 6 de la centrale nucléaire de Gravelines, 4 de la centrale nucléaire du Tricastin, 1 et 2 de la centrale nucléaire de Belleville et 1 et 2 de la centrale nucléaire de Civaux.

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Mai 2024 – Contamination corporelle externe d’un travailleur ayant entraîné une exposition supérieure au quart d’une limite de dose individuelle annuelle réglementaire.

Le 23 mai 2024, l’exploitant de la centrale nucléaire de Gravelines a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire un événement significatif relatif à la radioprotection concernant le dépassement du quart d’une limite de dose individuelle annuelle autorisée.

Octobre 2024 – Contamination externe d’un intervenant conduisant au dépassement du quart de la limite annuelle réglementaire pour la dose équivalente reçue par la peau

Le 21 octobre 2024, l’exploitant de la centrale nucléaire de Gravelines à déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire un évènement significatif relatif à la radioprotection concernant le dépassement du quart d’une limite de dose individuelle annuelle autorisée.

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Novembre 2024 – Indisponibilité d’une voie du système d’injection de sécurité à basse pression du réacteur 1

Le 7 novembre 2024, l’exploitant de la centrale nucléaire de Gravelines à déclare à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) un évènement significatif pour la sûreté (ESS) relatif à l’indisponibilité d’une voie du système d’injection de sécurité à basse pression (RIS BP) du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Gravelines, pendant une durée supérieure au délai d’indisponibilité autorisé par les règles générales d’exploitation (RGE)

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Janvier 2024

Tous les mois, un essai périodique doit être réalisé afin de contrôler le confinement des locaux à risque iode. Le 2 janvier 2024, il est constaté que cet essai, qui devait être effectué au plus tard le 22 décembre 2023 sur les unités de productions n°1 et 2, n’a pas été réalisé. L’essai est alors réalisé le jour même et les critères sont vérifiés. Cet écart à nos règles d’exploitation, qui n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement, a été déclaré le 4 janvier 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 29 décembre 2023, l’unité n°3 est en production. Des essais périodiques sur le Système de Protection du Réacteur sont en cours  sur la fonction d’isolement de l’enceinte. Pour cela, des tests de fermeture automatique de vannes sont engagés. L’une d’entre elles ne se ferme pas pendant l’essai périodique. La conduite à tenir est alors d’amorcer le repli du réacteur sous 14 jours car l’isolement de l’enceinte n’est plus garanti. Après diagnostic, l’actionneur de la vanne est remplacé pour permettre de retrouver une position fermée de la vanne. Le repli est alors levé et un autre essai périodique est réalisé. Après concertation, la levée du repli du réacteur est annulée car un test d’étanchéité n’avait pas été réalisé sur la vanne après le changement de l’actionneur et celui-ci ne sera pas levé tant que le test n’aura pas lieu. Cette levée injustifiée du repli du réacteur  n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations. Il a été déclaré le 9 janvier 2024 à l’Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Pour engager des travaux de maintenance, un transformateur électrique auxiliaire est consigné le 6 janvier à 8h53. En parallèle, un essai périodique portant sur la régulation de la turbine de l’unité N°1, en production, se révèle incompatible avec cette consignation du transformateur. Ce dernier est, en conséquence, remis en exploitation à 12h30. Mais cette consignation sans geste de maintenance sur le transformateur, constitue un événement que la direction du CNPE a déclaré le 12 janvier 2024à l’Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations.

Le 10 janvier 2024, l’unité de production n°2 est à l’arrêt pour 4e visite décennale.
A 14h 36, des applications de consignes incidentelles sont réalisées pour entamer les étapes de préparation au redémarrage de l’unité sur le réseau électrique national. Une erreur de lecture dans la réalisation d’un de ces tests conduit un opérateur à isoler le boremetre*. La salle de commande n’a alors plus accès à la retranscription des données concernant la concentration en bore du circuit primaire. A 14h55, l’opérateur remet en fonctionnement le boremètre.
Cet écart n’a eu aucun impact sur la sûreté de l’installation. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 16 janvier 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.
* boremètre : matériel qui permet de retranscrire numériquement la concentration en bore du circuit primaire en salle de commande.

Le 12 janvier 2024, l’unité de production n°2 est à l’arrêt pour 4e visite décennale. Les opérations de rechargement du combustible sont en cours. Ces opérations nécessitent une surveillance des variations du flux neutronique. L’organisation définit que le chef de chargement appelle l’opérateur en salle de commande avant la descente en cuve de l’assemblage combustible. Cela permet à l’opérateur de procéder au réglage des seuils d’alarme de « flux élevée à l’arrêt » en salle de commande, en cas d’évolution du flux neutronique au moment de l’insertion de l’assemblage combustible dans le cœur du réacteur. Le même jour, le chef de chargement autorise la descente d’un l’assemblage combustible, sans prévenir l’opérateur. L’alarme se déclenche en salle de commande. L’opérateur procède alors au réglage de celle-ci. Le déclenchement de cette alarme constitue un écart à nos règles d’exploitation.Il n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement et a été déclaré le 17 janvier 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 15 janvier 2024, l’unité n°3 est en production. Dans le cadre d’un essai périodique, les équipes du site branchent un banc de charge afin d’alimenter un diesel. Lors du démarrage de celui-ci, une alerte se déclenche et l’essai périodique est suspendu. Un diagnostic est réalisé et conclut à une mauvaise configuration du banc de charge. L’ecart est corrigé, l’essai périodique peut alors reprendre et est soldé conforme. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations Il a été déclaré le 18 janvier 2024 à l’Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 17 janvier 2024, l’unité de production n°4 est en fonctionnement. Un examen est réalisé sur le pont passerelle afin de vérifier l’efficacité des freins destinés à maintenir la charge. Les résultats ne sont pas conformes mais le technicien signe de manière erronée l’essai comme conforme.
Le 19 juillet, l’unité de production n°4 entames son redémarrage et des opérations de manutentions sont réalisées avec le pont passerelle, malgré l’écart non déclaré.
Le 18 novembre 2024, suite à une relecture du rapport, l’écart est relevé par les équipes du site, le pont passerelle est alors déclaré inutilisable.
Cet écart à nos règles d’exploitation n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 22 novembre 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Sur les centrales nucléaires, des essais périodiques sont régulièrement organisés afin de vérifier le bon fonctionnement des différents systèmes et matériels. Les règles d’essai précisent les matériels pouvant être sollicités lors de leur réalisation, conformément aux spécifications techniques d’exploitation (STE).
La réalisation d’un essai périodique sur un groupe électrogène attenant au diésel d’ultime secours a entrainé l’indisponibilité d’un tableau électrique. Dans certaines configurations du réacteur, conformément aux spécifications techniques d’exploitation, cette situation doit être identifiée par les équipes d’exploitation, ce qui n’a pas été le cas en 2023 pour certains réacteurs des paliers CP0 et CPY à l’état VD4*. Ces essais ont été réalisés à une seule reprise sur ces réacteurs.
Cet événement, sans conséquence réelle sur la sûreté des installations, a conduit EDF à informer le 19 janvier 2024 l’Autorité de sûreté nucléaire de la survenue d’un événement significatif pour la sûreté à caractère générique, au niveau 0 de l’échelle INES qui en compte 7, pour les réacteurs mentionnés précédemment.
*Réacteurs 2, 4 et 5 du Bugey, 1 et 2 de Dampierre, 1 et 3 de Gravelines, 1, 2 et 3 du Tricastin.

Le 24 janvier 2024, l’unité de production n°2 est à l’arrêt pour 4e visite décennale. Des essais périodiques sont réalisés chaque semaine et permettent d’envisager progressivement les étapes de son redémarrage.
A 20h30, une équipe d’intervention réalise un essai périodique dans le respect des critères indiqués sur le document officiel des Règles Générales d’Exploitation (RGE) qui leur a été fourni. Une erreur de version de ce document détectée à postériori de l’essai, a conduit l’équipe à ne pas contrôler certains équipements.
Cette absence de contrôle est un écart à nos règles d’exploitation. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) le 2 février 2024, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Février 2024

Le 8 février 2024, l’unité de production n°2 est à l’arrêt pour maintenance dans le cadre de sa visite décennale. Lors d’un essai périodique annuel, visant à contrôler la décroissance du débit sur arrêt de trois pompes du circuit primaire, un intervenant pose un raccordement provisoire sur le mauvais connecteur électrique. Cette action a pour conséquence l’arrêt des pompes n°1 et n°3. Une minute plus tard, lors du contrôle par un second intervenant, l’écart est remarqué. La dépose du raccordement provisoire est immédiatement demandée. A cause de l’arrêt des pompes n°1 et n°3, la pression dans le circuit primaire passe au-dessus des 157,1 bar réglementaire, avant de redescendre en dessous de cette jauge 1 minute et 5 secondes plus tard. Les deux pompes sont remises en services 8 minutes plus tard. L’arrêt simultané des deux pompes du circuit primaire et le dépassement des 157,1b constituent un écart à nos règles d’exploitation, mais n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 12 février 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 12 février 2024, l’unité de production n°2 est à l’arrêt dans le cadre de sa 4e visite décennale. Les équipes du site doivent réaliser un essai périodique mensuel permettant de tester la fiabilité de la mesure de position des grappes de la cuve. Selon la réglementation, cet essai doit être réaliser entre le 12 février et le 26 février. Cependant, à la suite d’un fortuit, les conditions de réalisation de l’essai périodique ne sont pas réunies avant le 25 février. Il est réalisé au plus tôt, le 27 février, soit un jour après la date réglementaire. A la suite d’un premier contrôle non satisfaisant, un module de mesure de position d’une grappe est changé. En conséquence, l’essai périodique est soldé non satisfaisant, cependant l’anomalie a pu être corrigée grâce au remplacement du module ; l’installation a retrouvé un état conforme suite à cette activité. Ce retard de l’essai périodique constitue un écart aux règles générales d’exploitation du site mais n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Cet écart a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) le 29 février 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 12 février 2024, l’unité N°5 est en production. Une série d’essais périodiques est lancée à 23h32. A 00h55, l’essai « pression enceinte » est soldé. Une alarme interrompt la série. Une fois levée par la salle des commandes, l’opérateur reprend les EP à 1h15 mais au lieu d’enchainer sur un essai « niveau remplissage piscine », il lance par erreur une seconde fois l’essai « pression enceinte ». Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement, mais la direction de la centrale a finalement décidé de le déclarer le 16 avril 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 14 février, l’unité N°1 est en production. La pose d’un revêtement de sol dans un local à proximité de la salle de commande, implique l’indisponibilité totale de la fonction climatisation. Celle-ci est coupée à 8h27. Après obtention d’un permis poussière, une activité de ponçage des sols est engagée à partir de 8h30. LE 15 février, une fois l’activité terminée, la fonction climatisation est remise en service à 16h55, déclenchant aussitôt une alarme feu et la fermeture de clapets. Cet événement entraine l’indisponibilité partielle ou totale de la fonction filtration iode. Après contrôle, le système de ventilation est remis en service à 17h21. L’événement n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement.. Il a été déclaré le 19 février 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 26 février 2024, l’unité de production n°2 est à l’arrêt depuis le 9 juin 2023 pour sa 4e visite décennale. Avant d’entamer les différentes étapes de redémarrage qui permettront au réacteur de faire son retour sur le réseau électrique national, plusieurs réglages sont réalisés sur les chaines de mesure neutroniques et notamment, des réglages de seuils de protection du réacteur. Ces derniers sont effectués selon un protocole chronologique strict et permettent à chaque étape du redémarrage d’enclencher un arrêt automatique du réacteur en cas de besoin. Dans la situation rencontrée, certains seuils doivent être modifiés pour vérifier le bon comportement de chambres de mesure remplacées durant l’arrêt de tranche. Suite à une série de défaillances organisationnelles, ces réglages n’ont pas été réalisés selon l’enchainement d’activités prévu. La réalisation de vérifications préalables a néanmoins permis de détecter et de corriger l’anomalie de manière réactive, avant engagement des opérations de divergence du réacteur. Le 23 avril 2024, après analyse postérieure de l’évènement, il est décidé de déclarer auprès de l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) un évènement significatif de sûreté au niveau 0 de l’échelle INES, qui en compte 7.

Le 27 février 2024, l’unité de production n°1 est en fonctionnement.
Les conditions météorologiques engendrent un encrassement rapide de la source froide. A 8h11, une alarme apparait en salle de commande, puis une seconde à 8h29, entrainant l’arrêt automatique de certains équipements dont la turbine. L’unité de production est alors déconnectée du réseau électrique suite à son arrêt automatique, conformément aux dispositifs de sûreté et de protection du réacteur.
Le 28 février 2024, à 17h04, après désencrassement de la source froide et requalification de l’installation, le réacteur n°1 est de nouveau connecté au réseau électrique national.
Cet événement n’a eu de conséquence ni sur la sûreté des installations ou la sécurité du personnel, ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) le 29 février 2024, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 28 février 2024, l’unité n°1 est en phase de redémarrage suite à un Arrêt Automatique du Réacteur survenu la veille. L’équipe de conduite procède au couplage de l’unité au réseau électrique. A 17h07, l’augmentation de la température du circuit primaire provoque l’insertion automatique des grappes de régulation de température au-delà de la limite basse autorisée par les règles d’exploitation. Conformément aux consignes de pilotage, les opérateurs insèrent alors les grappes de régulation de puissance puis augmentent la concentration en bore dans le circuit primaire afin d’extraire les grappes de régulation de température, et revenir à une situation conforme aux règles d’exploitation à 17h11. Cet écart aux règles d’exploitation n’a pas eu de de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 1er mars 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Mars 2024

Le 11 mars 2024, l’unité de production n°1 est en fonctionnement.
Des essais périodiques sont réalisés afin de vérifier la disponibilité des chaines de mesures de flux neutroniques. Ces derniers ne peuvent être engagés que si aucun fortuit n’est en cours. Or, le 13 mars 2024, lors de son évaluation indépendante, un Ingénieur Sûreté constate un décalage de valeurs d’un paramètre entre le générateur de vapeur n°2 et les générateurs de vapeur n°1 et n°3, sur un enregistreur de surveillance. Ce fortuit, après intervention du métier expert sur l’enregistreur de surveillance, est levé vers 22h30. Après analyse, il s’avère que ce décalage soit présent depuis le 10 mars 2024. L’absence de détection de ce fortuit, avant engagement des essais périodiques précités, constitue un écart à nos règles d’exploitation. Il n’a eu aucune incidence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement et a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) le 18 mars 2024, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 12 mars 2024, l’unité de production n°5 est en fonctionnement. Dans le cadre d’une intervention de rinçage d’une pompe d’un circuit annexe au circuit primaire, un dispositif de modification temporaire de l’installation est mis en place par les équipes du site afin de pouvoir effectuer les travaux. Conformément à nos règles d’exploitation, après l’intervention, un régime de consignation est prononcé par les équipes (procédure de sécurité essentielle dans le cadre de la maintenance et de l’entretien des équipements industriels). Cependant, le 23 juin, un essai périodique mensuel révèle que la modification temporaire de l’installation n’a pas été désactivée. Le 31 juillet, les équipes du site procèdent donc à la désactivation du dispositif. Le maintien du dispositif de modification temporaire n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, ni sur l’environnement mais constitue un écart à notre référentiel organisationnel et managérial, déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 14 novembre 2024 au niveau 0 en dessous de l’échelle INES.

Avril 2024

Le 12 avril, l’unité de production n°3 est en fonctionnement. Un essai périodique est réalisé afin de tester le préchauffage et le pré-graissage du Diesel d’Ultime Secours de l’unité n°3. Le DUS de l’unité n°4 est quant à lui indisponible dans le cadre de la 4e visite décennale. Pendant l’essai périodique, le DUS3 se met à l’arrêt. Après diagnostic, il s’avère qu’un commutateur était par erreur en position « hors service ». L’indisponibilité simultanée des DUS3 et DUS4 représente un écart à nos règles de conduite. Cet écart qui n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement, a été déclaré le 18 avril 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 12 avril 2024, l’unité de production n°6 est à l’arrêt pour maintenance dans le cadre de son arrêt pour simple rechargement. Les protections incendies des pompes de charge sont alors consignées, notamment pour éviter une mise en service intempestive durant les essais périodiques, grâce à la pose de goupilles. Le 16 avril, les protections incendies des pompes de charge sont déconsignées mais les goupilles restent en place. Le 8 juin 2024, l’unité de production n°6 est en fonctionnement et les équipes du site réalisent un essai périodique visant à contrôler l’état de certains matériels. La présence de goupilles est alors constatée, signifiant leur indisponibilité. L’ecart est corrigé vingt minutes plus tard. L’indisponibilité des protections incendie des pompes de charge, n’a pas eu de de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Cet événement a été déclaré le 12 juin 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Dans le cadre de la rénovation de tuyauteries du circuit alimentant les installations industrielles en eau déminéralisée (hors installation nucléaire), l’utilisation d’une installation provisoire permet d’assurer la fonctionnalité du système le temps de réaliser les travaux de remplacement des tuyauteries.

Le 26 avril, le 1er mai et le 4 mai 2024, des fuites sont détectées au niveau de raccords de flexibles de cette installation provisoire, entrainant des déversements d’eau sur la voirie, ces fuites sont liées au déboitement de certains raccords de flexibles. Les équipes de site isolent immédiatement chacune de ces 3 fuites et pompent l’eau déversée pour retrouver un fonctionnement normal. Une partie de ces fuites s’est déversée dans le réseau d’eaux pluviales du CNPE. Cet événement n’a pas eu de de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 13 mai 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Mai 2024

Le 27 mai 2024, l’unité de production n°4 est à l’arrêt pour maintenance dans le cadre de sa quatrième visite décennale. Le 1er diesel est disponible, tandis que le second, non requis, est consigné. Des essais sont réalisés afin de requalifier un tableau électrique, l’alimentation électrique de la batterie du tableau alimentant les auxiliaires du diesel disponible est alors en service. 3 heures plus tard, une alarme apparait, puis une seconde. Cette batterie commence à se décharger pour qu’au final, sa tension ne soit plus suffisante, ce qui entraine l’indisponibilité du diesel pendant 12 h. Celle-ci est remise en service mais l’indisponibilité du diesel, qui n’a pas eu de de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement, est un écart, déclaré le 30 mai 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Février 2024

Le 19 février 2024, les portiques véhicules de contrôle de la radioactivité de sortie de site passent en alarme lors du passage d’un camion hydrocureur. Celui-ci est ramené vers une zone de contrôle adaptée pour effectuer des investigations complémentaires. Les techniciens en radioprotection mettent en évidence une particule de contamination de 400 kBq provenant de déchets de boue et de sable. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la santé des personnes intervenant à proximité du camion, ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 23 février 2024 en événement relevant du domaine environnement.

Juillet 2024

Le vendredi 12 juillet à 16h30, la station de déminéralisation de l’eau industrielle du site est remise en service suite à des travaux. La régénération de la chaine de déminéralisation est lancée et un agent du service chimie surveille l’installation jusqu’aux phases d’injection de réactifs chimiques, notamment de l’acide sulfurique et de la soude. Il quitte ensuite son poste vers 20h alors qu’une séquence de rinçage est en cours. L’astreinte du lendemain s’aperçoit à 8h que la séquence de rinçage est toujours en cours. En cause : la défaillance d’un automatisme. Un mélange d’eau et de ces réactifs chimiques a donc débordé dans le réseau d’eaux à l’égout, contournant nos voies de rejets règlementaires. L’opération est stoppée à 8h15. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sureté de l’installation, ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 16 juillet 2024 en événement relevant du domaine environnement.

Septembre 2024

Le 20 septembre 2024, l’équipe environnement de la centrale effectue une analyse réglementaire au niveau d’une cheminée du bâtiment auxiliaire de conditionnement. L’équipe constate une activité globale d’origine artificielle mesurée à 3,99 mBq/m3, au-delà du seuil de 1 mBq/m3. Des investigations sont menées afin de vérifier le fonctionnement de la ventilation et la propreté radiologique des locaux qui n’ont révélées aucune anomalie. Les filtres de la cheminée ont été remplacés. Les seuils de rejet étant extrêmement faibles, ils n’ont pas eu de conséquences sur les personnes ou l’environnement. Cependant, cet évènement concernant le seuil de l’activité globale d’origine artificielle a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) le 26 septembre 2024.

Février 2024

Le 2 février 2024, un camion chargé de déchets conventionnels déclenche le portique C3 véhicules de l’aire de transit à l’intérieur du site. Après investigation du service prévention des risques, des gravats présentant une faible contamination sont découverts dans une surbotte. Le 5 février, un second camion chargé de déchets conventionnels déclenche le portique C3 véhicules. Il est également découvert des déchets faiblement contaminés dans un sac. La présence de déchets contaminés mélangés à des déchets conventionnels représente un écart à nos règles de propreté radiologique. Celui-ci n’a pas eu de conséquence sur la santé du personnel ni sur l’environnement, mais il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 8 février 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 7 février 2024, l’unité de production n°5 est en production. Un intervenant d’une entreprise prestataire se rend dans un local classé zone orange (zone contrôlée) pour y effectuer une visite de préparation avant travaux, lorsque son dosimètre opérationnel déclenche une alarme sur un critère de débit d’équivalent de dose. L’intervenant quitte alors immédiatement le local pour en informer son responsable radioprotection. Après vérification, l’alarme « débit de dose » s’est déclenchée car le régime de travail n’était pas conforme (accès de l’intervenant en local « zone orange » sans régime de travail « zone orange »). Cet écart aux règles de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé de l’intervenant. Cependant, il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 9 février 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 13 février 2024, un agent de la Direction Industrielle (DI) possédant une habilitation radioprotection (RP) accède en zone contrôlée de la tranche 4 du site de Gravelines dans le cadre d’une mission de contrôle de matériel. Il y accède également les 19 février 2024, 21 février 2024 et 22 février 2024.Ce même agent se rend sur le site de Flamanville et accède en zone contrôlée le 8 mars 2024 dans le cadre d’une mission de contrôle de matériel. Après vérification, le manager de l’agent découvre que le titre d’habilitation radioprotection de l’agent a été prolongé par erreur suite à son expiration en date du 12 février 2024. En effet, le titre d’habilitation radioprotection ne peut être prolongé comme certaines autres habilitations. Cet écart aux règles de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé de l’intervenant. Cependant, il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 19 mars 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 22 février 2024, un intervenant d’une entreprise prestataire se rend en zone contrôlée pour y effectuer des travaux de désamiantage sur une dalle béton donnant accès à une casemate classée en zone rouge. Pour réaliser ses travaux l’intervenant découpe l’anneau de levage de la dalle béton sur laquelle se trouve une condamnation zone rouge. Il dépose ainsi la condamnation zone rouge alors qu’il n’y est pas autorisé. Cet écart aux règles de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé de l’intervenant puisque l’accès à la zone classée rouge restait impossible (impossible de lever la dalle sans l’anneau qui a été coupé). Cependant, il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 5 mars 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Avril 2024

Le 12 avril 2024, l’unité de production n°4 est à l’arrêt dans le cadre de sa 4e visite décennale.
Deux intervenants se rendent dans le bâtiment réacteur de l’unité n°4 pour y effectuer la dépose d’un sas dans des locaux classés zone orange (zone contrôlée). Pour déposer le sas, les intervenants déposent le balisage prévenant de l’entrée en zone orange (zone contrôlée) puis le remettent en fin d’intervention. Pourtant, lors de leur tournée le lendemain, le service Prevention des Risques constate l’absence de balisage zone orange dans ces locaux. Cet écart aux règles de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé des intervenants. Cependant, cet événement a fait l’objet d’une déclaration à l’Autorité de sûreté nucléaire le 17 avril 2024, au niveau 0 en-dessous de l’échelle INES.

Le 24 avril, dans le bâtiment des auxiliaires nucléaires commun aux unités 1 et 2, un technicien effectue le tri de déchets à partir de 14h15. En sortie de zone nucléaire vers 15h10, il déclenche à 3 reprises au portique C1 avant d’être pris en charge par la gardienne de vestiaire. Aucune particule n’est découverte sur l’intervenant qui passe au portique C2 sans déclencher. Par contre, après cartographie de la zone dans le vestiaire chaud, une particule irradiante est localisée au sol à 15h45 et récupérée, à proximité du C2. Cet écart de propreté radiologique n’a pas eu de conséquence sur la santé des divers intervenants et a été déclaré le 26 avril 2024 à l’Autorité de sûreté nucléaire, au niveau 0 en-dessous de l’échelle INES.

Juin 2024

Le 12 juin 2024, un véhicule transportant de la matière radioactive passe à proximité d’un portique de détection de matière radioactive à l’intérieur du site. Le portique déclenche ce qui est conforme à l’attendu. 10 minutes plus tard, ce même véhicule passe devant le portique situé en sortie de site. Celui-ci ne se déclenche pas ce qui n’est pas la situation attendue. Le véhicule est alors stoppé et après investigation, il est constaté que le portique n’est plus alimenté électriquement depuis la veille au soir. Plusieurs véhicules sont donc sortis du site sans contrôle, ce qui constitue un écart à notre référentiel. Une heure plus tard, celui-ci est remis en service. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la santé des personnes intervenant à proximité du camion, ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 19 juin 2024 en événement relevant du domaine environnement.

Le 22 juin 2024, plusieurs intervenants se rendent dans un SAS en zone contrôlée (à l’atelier chaud) pour réaliser une activité de maintenance. A leur sortie du SAS, les intervenants ne contrôlent pas le dossier papier qu’ils transportent. En sortie de zone contrôlée, plusieurs intervenants déclenchent les portiques de contrôle et sont donc pris en charge par le service médical. Il est alors détecté une légère contamination corporelle externe au niveau de la main et du genou d’un intervenant. Le dossier papier quant à lui est détecté fortement contaminé. Cet écart aux règles de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé de l’intervenant. Cependant, il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 28 juin 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Août 2024

Le 9 août, l’unité de production N°5 est à l’arrêt dans le cadre de sa visite partielle. Un intervenant se rend en zone contrôlée pour la réalisation d’une activité en partie nucléaire de l’installation. À 4h25, après s’être vêtu de sa tenue de zone, il quitte le vestiaire en oubliant son dosimètre opérationnel sur le banc, l’ultime contrôle que permet le tripode de sortie du vestiaire chaud étant inopérant. Il ne s’en rend compte que lors de l’appel du gardien vers 4h50.
Sa dosimétrie instantanée n’a donc pas pu être mesurée et il n’a pas bénéficié de l’alarme “débit de dose” en cas de dépassement du prévisionnel dosimétrique lié à son régime de travail. Cet écart aux règles de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé de l’intervenant. Cependant, il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 12 août 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 30 août 2024 l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour maintenance. Des agents de terrain chargent du matériel dans un conteneur au bâtiment réacteur de l’unité N°1, pour le transférer vers un atelier en zone contrôlée. Une fois le transfert réalisé, lors de l’ouverture de ce dernier, deux matériels tombent au sol dû à une mauvaise réalisation de l’arrimage. Cet écart aux règles de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé des intervenants. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 3 septembre 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Septembre 2024

Le 4 septembre 2024, l’unité de production n°5 est à l’arrêt pour visite partielle. Un intervenant se rend en zone contrôlée pour la réalisation d’une visite de chantier dans le Bâtiment Réacteur.
Lors de son entrée en zone contrôlée, l’intervenant vérifie la bonne initialisation de son dosimètre opérationnel, mais après son habillage, il intervertit par erreur son dosimètre opérationnel avec un autre dosimètre opérationnel présent au vestiaire chaud, éteint. Environ 20 minutes plus tard, un autre intervenant trouve le dosimètre opérationnel allumé, resté au vestiaire. Ce dernier est rapidement restitué à son propriétaire mais sa dosimétrie instantanée n’a donc pas été mesurée. Et les réglages d’alarmes « débit de dose » n’étaient donc pas disponibles en lien avec le prévisionnel dosimétrique de son régime de travail radiologique.
Cet écart aux règles de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé de l’intervenant. Cependant, il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 6 septembre 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Octobre 2024

Le 25 octobre 2024, une benne de déchets métalliques est en cours d’évacuation du site. Lors de son passage au pré-contrôle radiologique avant sortie définitive de véhicule (portique pré-C3 véhicule*), l’alarme déclenche. Après vérification un morceau de béton à fibres métalliques est à l’origine du déclenchement. En cas de défaillance du portique pré-C3 véhicule, la benne aurait pu déclencher au dernier portique de contrôle de véhicule de sortie de site. En cas de dysfonctionnement du portique C3 de sortie de site, une dispersion de contamination artificielle en dehors du site aurait pu se produire. Cet évènement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 30/10/2024, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 25 octobre 2024, le transfert d’une caisse contenant une pompe est réalisé entre un atelier et un local, en partie nucléaire de l’installation. Un contrôle radiologique est effectué sur la caisse et révèle une légère contamination. Les équipes s’interrogent sur la conformité de la caisse et découvrent son inétanchéité. Après investigations, il est révélé que cette caisse n’est pas conforme pour le transfert de matériel potentiellement radioactif, ce qui constitue un écart à nos Règles Générales d’Exploitation aux transports internes. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 5 novembre 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Novembre 2024

Le 18 novembre 2024 à 13h30, le local « bas bruit de fond », qui est habituellement classé en zone surveillée, est temporairement classé en Zone Jaune suite à la réception d’un conteneur de déchets irradiants (il s’agit du local où sont réalisés les contrôles radiologiques ultimes des transports avant départ). Le 19 novembre, un chauffeur poids lourd arrive sur le site avec sa remorque chargée de colis radioactifs, ce dernier s’aperçoit de la perte de son dosimètre passif. Il entre tout de même dans le local classé en Zone Jaune pour dételer sa remorque. Le lendemain, il y retournera pour transporter le matériel. Après cette opération, il préviendra les services de la perte de son dosimètre passif. Sa dosimétrie n’a donc pas pu être mesurée. Cet écart aux règles de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé de l’intervenant car le débit de dose réellement associé à la zone jaune était localisé dans une zone restreinte où le chauffeur n’est pas intervenu. Cependant, il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 20 novembre 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Décembre 2024

Le 3 décembre 2024, le réacteur n°5 est en fonctionnement.
Plusieurs salariés travaillent sur un mouvement d’eau, dans le cadre d’une évacuation de combustible usé. Suite d’affichage sur le risque neutron, un des agents ne se munit pas d’un dosimètre opérationnel neutron. Ils commencent une vidange d’un compartiment de piscine BK comportant un château de plomb à 11h35. À 12h30, après mise en place de l’affichage du risque neutron, un agent qui vient de voir la modification d’affichage (lui-même déjà muni du dosimètre opérationnel neutron) informe son collègue du besoin de porter un dosimètre opérationnel neutron. L’écart est ainsi porté à la connaissance du management de l’intervenant concerné. L’analyse a posteriori a montré que 3 autres intervenants ne portaient pas non plus leurs dosimètres opérationnels neutron au lancement de la vidange. Tous portaient néanmoins un dosimètre passif neutron. Le non-port de dosimètre opérationnel neutron constitue un écart à nos règles de radioprotection. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 13 décembre 2024, au niveau 0 en dessous de l’échelle INES.