Événements 2025

Juillet 2025 – Dépassement de la limite réglementaire annuelle d’exposition à la radioactivité

Le 25 juillet 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un événement significatif de radioprotection de niveau 2 relatif à un dépassement de la limite réglementaire annuelle d’exposition à la radioactivité.

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Janvier 2025 – Phénomène de corrosion sur des chemins de câbles électriques

Le 13 janvier 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un événement significatif pour la sûreté relatif à des phénomènes de corrosion sur des chemins de câbles électriques sur l’ensemble des réacteurs.

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Février 2025 – Détection tardive de l’indisponibilité d’une soupape de protection du circuit primaire principal du réacteur 5

Le 6 février 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un évènement significatif pour la sûreté relatif à une détection tardive de l’indisponibilité d’une soupape de protection du circuit primaire principal.

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Février 2025 – Écart de conformité remettant en cause la tenue sismique des tuyauteries d’eau brute secourue des réacteurs 1,2,3 et 6

Le 10 février 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un évènement significatif pour la sûreté relatif à un écart de conformité remettant en cause la tenue sismique des tuyauteries d’eau brute secourue des réacteurs 1,2,3 et 6.

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Mars 2025 – Contamination potentiellement supérieure à un quart de la limite réglementaire annuelle

Le 20 mars 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un évènement significatif pour la radioprotection relatif à une contamination potentiellement supérieure à un quart de la limite réglementaire annuelle.

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Avril 2025 – Potentielle non tenue au séisme de certains équipements classés EIPS

Le 1er avril 2025, EDF à déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un évènement significatif pour la sûreté relatif à une potentielle non tenue au séisme de certains équipements classés EIPS

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Mai 2025 – Essai périodique non satisfaisant à la suite d’une erreur de réglage

Le 13 mai 2025, EDF à déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un évènement significatif pour la sûreté relatif à un essai périodique non satisfaisant à la suite d’une erreur de réglage.

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Juin 2025 – Indisponibilité d’un capteur de surveillance du niveau du réservoir d’eau du système de traitement et de réfrigération des piscines

Le 20 juin 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un évènement significatif pour la sûreté relatif à l’indisponibilité d’un capteur de surveillance qui constitue un non respects des spécifications techniques d’exploitation (STE).

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Juillet 2025 – Défaut d’identification d’un écart de conformité en amont d’un redémarrage de réacteur

Le 02 juillet 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un évènement significatif pour la sûreté relatif à un défaut d’identification d’un écart de conformité en amont d’un redémarrage de réacteur

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Juillet 2025 – Prise en compte incomplète des tolérances de mesure lors d’essais programmés sur des matériels importants pour la sûreté (générique)

Le 07 juillet 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un évènement significatif générique pour la sûreté relatif à la prise en compte incomplète des tolérances de mesure lors d’essais programmés sur des matériels importants pour la sûreté

L’analyse est en cours de réalisation et sera prochainement disponible sur le site de l’ASNR.
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Juillet 2025 – Non-respect d’une prescription permanente des spécifications techniques d’exploitation portant sur le requis des zones d’étalement du corium

Le 23 juillet 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un évènement significatif pour la sûreté relatif à une présence d’eau dans le local d’instrumentation du cœur.

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Juillet 2025 – Non-respect des spécifications techniques d’exploitation lors d’un essai périodique

Le 24 juillet 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un évènement significatif pour la sûreté relatif à un non respect des spécifications techniques d’exploitation lors d’un essai périodique.

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Novembre 2025 – Détection tardive de l’indisponibilité de la ligne de décharge du circuit primaire principal

Le 14 novembre 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR)  un événement significatif relatif à l’indisponibilité de la ligne de décharge du circuit primaire principal du réacteur 1

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Novembre 2025 – Détection tardive de l’indisponibilité d’un des capteurs de niveau d’un générateur de vapeur

Le 17 novembre 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un événement significatif relatif à l’indisponibilité d’un des capteurs de niveau d’eau d’un générateur de vapeur sur le réacteur 1

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Décembre 2025 – Détection tardive de l’indisponibilité d’un capteur de niveau de pressuriseur

Le 2 décembre 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un événement significatif relatif à la détection tardive de l’indisponibilité d’un capteur de niveau de pressuriseur sur le réacteur 3

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Décembre 2025 – Détection tardive de l’indisponibilité du circuit de réfigération

Le 9 décembre novembre 2025, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un événement significatif relatif à la détection tardive de l’indisponibilité du circuit de réfrigération sur le réacteur 3

L’analyse de l’ASNR est en cours et sera prochainement disponible
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Janvier 2025

Le 26 décembre 2024, le réacteur n°3 poursuit ses étapes de redémarrage suite à la réalisation d’un arrêt programmé pour visite partielle des installations. Après une demande de travail relative à un comportement anormal d’une sonde de température sur le circuit primaire, une équipe technique est mobilisée pour réaliser un diagnostic. Après analyse, un fil est retrouvé déconnecté puis remis en conformité immédiatement. 
Cet écart à nos règles d’exploitation aurait pu entrainer un retard au déclenchement de protections des installations. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 2 janvier 2025 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 6 janvier 2024, l’unité de production n°6 est en production. Dans le bâtiment combustible, une activité est prévue le 9 janvier, nécessitant de baisser le niveau de la piscine d’entreposage en dessous de 19,30 mètres. Le même jour, le niveau d’eau est baissé à 19,29 mètres.  Le 7 janvier, le chef d’exploitation se rend compte que l’activité n’est finalement pas programmée au 9 janvier, la baisse de niveau d’eau a été faite de manière anticipée, Cette situation n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation mais représente un écart à nos régles d’exploitation. Cet écart a été déclaré le 10 janvier 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 7 janvier 2025, l’unité de production n°5 est en fonctionnement. Une opération de maintenance doit être réalisée et nécessite un changement de configuration du système de ventilation de la Salle de Commande. À 9h56, l’équipe réalise le changement de configuration du système de ventilation et coupe par erreur l’alimentation électrique de deux ventilateurs, ce qui n’est pas autorisé par nos règles d’exploitation. L’écart est identifié moins d’une heure plus tard et l’alimentation électrique des deux ventilateurs est remise en service. Cet écart a fait l’objet d’une déclaration le 9 janvier 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES. Il n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations.

Le 10 janvier 2025, l’unité de production n°4 est en fonctionnement. Des tests périodiques sont en cours au niveau de matériels de protection du réacteur. Lors d’une séquence de ce test, deux pompes sont rendues indisponibles. Une mauvaise manœuvre d’un opérateur de conduite interrompt le test. La séquence interrompue doit être reprise pour être validée. Pour cela, les deux pompes doivent être rendues indisponibles une seconde fois. Conformément à nos spécifications techniques d’exploitation, l’indisponibilité de ces pompes à deux reprises fait l’objet d’un écart. Même si celui-ci n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, ni sur l’environnement, il été déclaré le 13 janvier 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 10 janvier 2025, l’unité de production n°4 est en fonctionnement. La consignation d’un ventilateur du bâtiment électrique pour contrôle de la tension d’une courroie est réalisée à 01h00. A 11h07, au moment où le disjoncteur alimentant ce ventilateur est embroché pour procéder à sa requalification, un arc électrique se produit. Ce défaut électrique entraine la mise hors tension de l’ensemble du tableau électrique d’alimentation. Suite aux investigations des équipes de maintenance, le tableau est remis sous tension au bout de 2 heures et 43 minutes. Cet écart à nos règles d’exploitation n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 14 janvier 2025 à l’ASNR au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 13 janvier 2025, dans le cadre d’une intervention sur un système de ventilation, une trappe située dans le Bâtiment des Auxiliaires Nucléaires commun aux  unités de production n°1 et n°2 est maintenue en position ouverte afin de respecter les critères de réglage de la ventilation du bâtiment. Or, selon nos règles de gestion de la sectorisation incendie, cette trappe doit être en position fermée. La trappe située dans le Bâtiment des Auxiliaires Nucléaires des unités de production n°3 et n°4 est également concernée. Même si, en cas d’incendie, la présence d’un système d’aspersion dans ces locaux permet d’empêcher la propagation du feu, il s’agit d’un écart déclaré le 24 janvier 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection au niveau 0. L’événement n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement.

Le 19 novembre 2024, un essai périodique met en évidence une défaillance sur un pont de manutention entrainant un défaut de support de charges.
Dans le cadre de la remise en conformité de cette défaillance, une anomalie sur le matériel de contrôle des ponts est identifiée sur les unités n°5 et 1. Les ponts concernés ont immédiatement été consignés à titre préventif. Du 29 novembre au 17 janvier, des contrôles supplémentaires ont été réalisés, confirmant que ces ponts ont toujours respecté les critères de sécurité. Cet écart à nos règles d’exploitation n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 24 janvier 2025 à l’ASNR au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Déclaration d’un événement significatif pour la sûreté à caractère générique, relatif au non-respect d’une exigence règlementaire concernant des goujons de générateurs de vapeur :
En décembre 2020, en raison d’anomalies constatées sur la fabrication de goujons utilisés sur les générateurs de vapeur de ses réacteurs nucléaires, EDF a lancé un plan d’actions visant à contrôler la matière utilisée pour la fabrication de ces goujons. Le plan d’actions consistait à assurer un programme de surveillance afin de vérifier la cohérence entre le certificat de la matière (qui doit retranscrire les caractéristiques contractuelles requises) et les résultats des essais réalisés.
Les résultats de ce plan d’actions ont amené EDF à réaliser une analyse plus approfondie qui repose sur un programme d’expertise des goujons présents sur les installations. Il apparait que deux lots de goujons sont en écart par rapport aux exigences règlementaires. Sur ces deux lots, seuls deux goujons sont montés sur les installations : un goujon sur un générateur de vapeur de l’unité de production n°2 de Gravelines et un second goujon sur un générateur de vapeur de l’unité de production n°1 du Tricastin. Cet événement n’a eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations car la justification de la tenue mécanique des goujons a été démontrée.
Toutefois, en raison du non-respect des exigences règlementaires identifié, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection, le 31 janvier 2025, un événement significatif pour la sûreté à caractère générique au niveau 0 de l’échelle INES, qui en compte 7, pour le réacteur 2 de la centrale nucléaire de Gravelines et le réacteur 1 de la centrale nucléaire du Tricastin.

Février 2025

Le 5 février 2025, l’unité de production n°2 est en arrêt programmé dans le cadre de la Visite Partielle de ses installations. Vers 23h30, un technicien déconnecte le disjoncteur électrique d’une vanne devant faire l’objet d’un test d’étanchéité planifié. L’action de déconnexion provoque de manière imprévue la perte de l’alimentation de la ventilation de la Salle de Commande et son interruption.
L’Opérateur, en communication téléphonique avec le technicien, détecte immédiatement l’anomalie. A 23h38, le technicien reconnecte l’alimentation électrique, permettant de retrouver une situation conforme.
Cet écart à nos règles d’exploitation n’a eu aucune conséquence sur la sûreté de l’installation ou sur l’environnement et a été déclaré à l’Autorité de Sureté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 10 février 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 8 février 2025, l’unité de production n°1 est en fonctionnement.
Un défaut d’isolement a été découvert au niveau du câble de fin de course d’un robinet. Le câble est vu endommagé suite au contact avec le calorifuge d’une tuyauterie. La dernière activité de maintenance sur le robinet a été réalisée en mars 2023 suite à la détection d’une fuite interne. Une mauvaise orientation du câble aurait entraîné cet évènement. Après déconnexion du câble, la situation est revenue à la normale. Une meilleure protection du câble ou orientation du fin de course aurait pu éviter ce problème.
Cet écart à nos règles d’exploitation n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 14 février 2025 à l’ASNR au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 15 février 2025, l’unité de production n°3 est en fonctionnement. Dans le cadre de la surveillance des installations, un agent constate que le blocage physique d’un disjoncteur d’alimentation électrique n’est pas effectif. Le disjoncteur est ouvert, dans sa position attendue, mais le dispositif permettant d’empêcher de manœuvrer le disjoncteur est mal placé, sa fermeture restait donc possible.  Or, les règles générales d’exploitation imposent que ce disjoncteur soit condamné afin de rester ouvert. Le disjoncteur est alors condamné de manière conforme. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 18 février 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 14 mars 2024, l’unité N°4 était à l’arrêt pour maintenance. Une intervention est engagée sur un clapet du circuit RIS* après la détection de griffures, faute de pouvoir remplacer cette pièce, indisponible dans le stock de pièces de rechange du parc nucléaire. Cette intervention est jugée conforme au Programme de Base de Maintenance préventive mais l’Autorité de Sureté fait de premières observations le 10 mai 2024 complétée par une lettre de suite d’inspection le 20 novembre 2024 qui amène le CNPE, après analyse, à conclure à un défaut de traçabilité documentaire liées aux activités de maintenance sur ce clapet. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 21 février 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.
* : Le système d’injection de sécurité (RIS) est un système de secours conçu pour assurer le refroidissement du réacteur.

Le 25 février 2025, l’unité de production n°1 est en fonctionnement. Dans le cadre d’un chantier sur la visite partielle du réacteur n°2, certaines chaînes de mesure de radioprotection doivent être mises à l’arrêt. Le technicien en charge de l’activité se trompe d’unité et inhibe une chaîne de l’unité n°1 en fonctionnement. Une alarme apparaît en salle de commande de l’unité n°1, le circuit de confinement de la salle de commande se met en marche automatiquement. Cet événement représente un écart à nos règles d’exploitation car, en cas de dégagement radioactif, la chaîne de mesure n’aurait pas pu détecter une montée d’activité en salle de commande de l’unité n°1. Cependant, celle-ci a été immédiatement sécurisée grâce au basculement immédiat vers le circuit de conditionnement « piège à iode ». Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 28 février 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Mars 2025

Le 27 février 2025, l’unité de production n°1 est en fonctionnement. Dans le cadre d’une manœuvre d’exploitation, l’équipe de conduite a procédé à la mise en service de deux ventilateurs du Bâtiment Combustible. L’arrêt automatique des deux ventilateurs immédiatement après leur démarrage a conduit à remettre en cause le fonctionnement de la ventilation du Bâtiment Combustible, assurant les conditions d’ambiance des pompes de refroidissement de la piscine de désactivation. Suite aux investigations des équipes, un réglage de l’ouverture du clapet présent au refoulement des ventilateurs a été réalisé pour obtenir un débit de ventilation conforme et retrouver la disponibilité de la ventilation du Bâtiment Combustible. Cet évènement n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 4 mars 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 28 février 2025, l’unité de production n°6 est à l’arrêt pour rechargement du combustible. Une activité de vidange d’un des générateurs de vapeur est engagée, qui induit une voie ouverte entre l’enceinte du générateur et celle du bâtiment réacteur. Le même jour, dans le cadre d’une seconde activité, des vannes de ce même générateur de vapeur sont ouvertes induisant une voie ouverte de l’intérieur de l’enceinte du bâtiment réacteur vers l’extérieur. Le 1er mars 2025, un intervenant découvre que ces vannes sont toujours ouvertes et les referme pour rétablir l’intégrité du générateur de vapeur. La concomitance de ces 2 activités constitue un écart à nos règles d’exploitation. Il n’y a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, ni sur l’environnement et a été déclaré le 4 mars 2025 à l’ASNR au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Le 5 février 2025, l’unité de production n°2 est à l’arrêt programmé dans le cadre de la visite partielle de ses installations.
Une analyse de risques est demandée pour le chantier d’assainissement du système RRA (Réfrigération du Réacteur à l’Arrêt), portant notamment sur des anomalies dans les systèmes qui doivent être rendues étanches et sécurisés.
Le 10 février, le service incendie commence des rondes journalières. Le 12 février, les anomalies sont en cours de traitement, sans mise à jour de l’outil informatique, empêchant le service Conduite d’être informé.
Le 15 février, un technicien remarque l’absence d’affichage des anomalies mais ne communique pas avec la salle de commandes.
Le 27 février, un permis de feu est activé sans lien avec le chantier, et les anomalies ne sont pas détectées. Le 3 mars, le chantier se termine et les tâches non mises à jour dans l’outil informatique sont corrigées. Le 4 mars, les anomalies sont remises en conformité.
En cas de départ de feu dans les locaux concernés, le chef des secours n’aurait pas eu la visibilité sur les anomalies en question. Cette situation aurait ralenti la maîtrise de l’incendie.

Le 22 février, l’unité N°3 est en production. L’équipe Conduite détecte qu’un régime d’intervention de dépose d’un flexible et de repose d’un obturateur sur une vanne du circuit REA*, prononcé en aout 2020, n’a toujours pas été levé. L’opération n’a, en fait, pas été réalisée. Après remise en conformité de l’installation, le régime est levé le 28 février. EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection, le 14 mars 2025, un événement significatif pour la sûreté au niveau 0 de l’échelle INES, qui en compte 7.

Le 16 mars 2025, l’unité de production n°4 est en fonctionnement. A 00h30, un essai périodique sur un diesel de secours est en cours. A 00h35, la perte d’un tableau électrique entraîne l’arrêt automatique du réacteur. Cet arrêt automatique s’est déroulé conformément aux dispositifs de sûreté et de protection du réacteur. Il n’a pas eu d’impact sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 18 mars 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 15 mars 2025, l’unité de production n°4 est en fonctionnement. Lors de la réalisation d’un essai périodique sur le diesel, les équipes constatent que des ventilateurs et une pompe sont alimentés alors que l’essai ne le prévoit pas. Cette situation provoque un doute quant au respect des Règles Générales d’Exploitation liées à ce matériel, qui doit pouvoir être manœuvré afin d’être alimenté ou non. Après investigation, les équipes découvrent que le problème est lié à un câble, débranché sur le diesel et qui empêchait les équipes de manœuvrer l’alimentation du matériel. Après rebranchement du câble, l’Essai Périodique est réalisé et est déclaré satisfaisant. L’ensemble des matériels incriminées sont restés disponible pour l’exploitation. Cet évènement n’a pas eu d’impact sur la santé et la sécurité du personnel, la sûreté de l’installation ou l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 26 mars 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Avril 2025

Le 25 mars 2025, l’unité de production n°1 est en fonctionnement, tandis que l’unité n°2 est en arrêt pour visite partielle. Pendant une maintenance sur le système LGR (qui assure la seconde source externe d’alimentation électrique d’une unité), une dérogation a été mise en place pour permettre l’intervention sur cet équipement normalement requis. Cette dérogation devait durer 83 heures et ce délai a été respecté. Cependant, il n’y a pas eu d’activité sur le système LGR pendant environ 9 heures, ce qui aurait pu réduire la durée de la dérogation.
Cet écart à nos règles d’exploitation n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 3 avril 2025 à l’ASNR au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.

Les spécifications techniques d’exploitation définissent les conditions de fonctionnement normal d’une centrale nucléaire et listent précisément les matériels requis pour la maîtrise des fonctions de sûreté.

Le 4ème réexamen périodique, qui permet le passage des 40 ans de fonctionnement des réacteurs du palier 900 MWe, est en cours de déploiement. Il s’accompagne de la création et de la valorisation dans le référentiel d’exploitation nouvellement applicable des matériels et circuits supplémentaires installés en réponse à l’accident de Fukushima, tels que le diesel d’ultime secours, la source d’eau ultime ou le système d’évacuation de la puissance résiduelle de l’enceinte du bâtiment réacteur.

A l’issue de la 4ème visite décennale d’une unité 900MWe, le référentiel d’exploitation évolue et requiert la disponibilité du tableau d’alimentation dit « LHC »* lorsque le réacteur est en production ou en arrêt normal refroidi par les générateurs de vapeur.

Il est apparu que, lors d’essais périodiques d’autonomie réalisés sur des batteries de secours, leur décharge a conduit à rentre indisponible le contrôle commande du tableau « LHC », de ce fait indisponible au sens des nouveaux référentiels d’exploitation.

Cette situation n’a eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations, d’autres dispositifs de secours étant toujours restés disponibles et mobilisables.
Toutefois, cette indisponibilité représentant un non-respect des spécifications techniques d’exploitation, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection, le 7 avril 2025, un événement significatif pour la sûreté à caractère générique au niveau 0 de l’échelle INES, qui en compte 7, pour les réacteurs du palier 900 MWe ayant passé leur 4ème visite décennale et ayant réalisé cet essai périodique**.

* le tableau d’alimentation LHC a pour fonction de répartir l’électricité produite par le DUS (Diesel d’ultime secours) afin d’assurer la continuité de l’alimentation électrique des systèmes de sûreté en cas de défaillance.
** les réacteurs concernés par cette situation sont le réacteur n°1 de la centrale nucléaire du Blayais, les réacteurs n°2 et n°4 de la centrale nucléaire du Bugey, le réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Chinon, les réacteurs n°1 et n°2 de la centrale nucléaire de Dampierre, les réacteurs n°1 et n°3 de la centrale nucléaire de Gravelines et le réacteur n°1 de la centrale de Tricastin.

Lundi 7 avril, l’unité N° 5 est en production. Le service Automatismes doit réaliser un essai périodique sur des capteurs permettant de suivre l’état neutronique du réacteur lors des phases de production. A 16h30, l’équipe du service Automatismes souhaite engager l’opération mais cette dernière nécessite une déclaration au Centre Opérationnel Production Marchés (COPM) par le service Conduite. En attendant cette déclaration, les intervenants décident d’avancer dans la préparation de leur essai périodique, notamment par le contrôle préalable d’absence d’alarme. Lorsqu’ils reçoivent l’accord de la Conduite, et juste avant de commencer l’essai, il débute par la pose d’un Dispositif De Chantier (DDC) qui génère de nouvelles alarmes. Considérant que le contrôle des alarmes a été réalisé préalablement, l’équipe Automatismes reprend l’essai périodique sans nouvelle vérification. Et vers 17h30, l’unité de production N° 5 s’arrête automatiquement (AAR), conformément aux dispositifs de sûreté et de protection du réacteur, en raison de ces nouvelles alarmes. Cet évènement n’a pas eu d’impact sur la santé et la sécurité du personnel, la sûreté de l’installation ou l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 8 avril 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 7 avril 2025, un écart de conformité local est conclu à la suite d’analyses techniques réalisées par la centrale. Celui-ci remet en cause la tenue au séisme de pompes de lavage redondantes appartenant au système de filtration d’eau brute (fonction support – source froide) sur les unités de production 1 à 6. Les réparations sont en cours. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 10 avril 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 9 avril 2025, l’unité de production n°1 est en fonctionnement.
Une équipe d’intervenants réalise une activité de raccordement de câbles à proximité d’une unité de polarité en zone contrôlée. A 13h41, à la suite de l’ouverture de trappes de faux planchers, plusieurs alarmes se déclenchent indiquant un dysfonctionnement de l’unité de polarité.
Après vérification en local, l’agent constate que l’unité de polarité est déclenchée. Ce déclenchement est probablement dû à un choc ou une vibration causée par l’activité de raccordement réalisée à proximité. A 13h59, l’unité de polarité est réenclenchée et l’incident est résolu. Le déclenchement temporaire de l’unité de polarité n’a pas eu d’impact sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 11 avril 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 30 mars 2025, l’unité de production n°3 est en fonctionnement. Une demande de travaux est émise pour un bruit anormal sur une pompe de prégraissage du circuit d’huile d’un groupe électrogène de secours. Le 8 avril, les pièces de rechanges sont déclarées conformes et 10 avril, le groupe électrogène devient indisponible afin de réaliser l’opération de maintenance. Alors qu’ils réalisent l’opération vers 15h00, les intervenants détectent une non-conformité sur l’une des pièces, qui empêche de mener à bien leur chantier. A 23h00, ils réceptionnent la nouvelle pièce, celle-ci est validée conforme. Le 11 avril, à 5h05, la pompe est à nouveau opérationnelle et l’indisponibilité du groupe électrogène de secours est levé. La prolongation de la durée d’indisponibilité, dû à la non-conformité de la pièce, constitue un écart qui n’a pas eu de conséquence sur la santé des intervenants ni sur la sureté des installations. Toutefois, il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 16 avril 2025, au niveau 0 de l’échelle INES qui en compte 7.

Le 14 avril 2025, l’unité de production n°6 est à l’arrêt pour réaliser la visite partielle de ses installations. Une opération de maintenance est programmée dans un local électrique. A 1h22, un intervenant réalise une intervention programmée sur un disjoncteur d’un tableau 6,6 KV conformément aux prescriptions. Cette manipulation, combinée à une modification matérielle en cours de déploiement entraîne la perte du tableau. Une alarme indiquant un manque de tension apparait en salle de commande et entraine la réalimentation automatique du tableau perdu par son diesel de secours. L’intervention initiale est alors stoppée. A 1h40, des travaux de remise sous tension sont effectués, redisposant le tableau secouru sur son alimentation normale. Le diesel de secours est arrêté selon la procédure prescrite. Cet évènement n’a eu aucun impact sur la sûreté des installations. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) le 17 avril 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 12 avril, l’unité de production N°3 est en production. A 20h33, le circuit de traitement de l’eau de refroidissement (CTE) s’arrête de manière fortuite. A 22h09, un défaut d’isolement dans un tableau de controle commande apparaît en salle de commande. Le diagnostic sur place révèle un écoulement d’eau dans un local electrique de la station de pompage N°3, provenant d’une réserve tampon d’eau du circuit CTE. C’est cet écoulement et l’humidité engendrée dans le local qui a causé le défaut d’isolement et l’indisponibilité du tableau électrique. Après isolement de l’écoulement d’eau et nettoyage du local, le tableau électrique est déclaré à nouveau disponible le 13 avril à 9h30. Cet écart, s’il n’a pas eu de conséquence sur la sureté des installations, l’environnement et la santé des salariés, a toutefois été déclaré à l’ASNR le 23 avril au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 17 avril 2025, l’unité de production n°2 est à l’arrêt pour visite partielle. Une tuyauterie de refoulement du circuit d’injection de sécurité est indisponible alors que le chantier de fermeture de la cuve du réacteur est en cours. L’équipe d’exploitation de l’unité de production découvre, après analyse à postériori, que cette tuyauterie était indisponible pendant la réalisation du chantier. Cependant, nos règles d’exploitation indiquent que celle-ci doit être disponible en circulation lors de la fermeture de la cuve. Cet écart n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 30 avril 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Mai 2025

Le 18 avril, un emballage métallique est levé de 0 m à 20 m. Cette manutention a été réalisée en pensant que l’emballage était vide (3,5 t) alors qu’il était plein (25 t). Le matériel transporté est utilisé en zone nucléaire, il est donc contaminé.
La vérification du contenu n’ayant pas été faite, cela a entrainé une manutention non conforme et risquée.
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 7 mai 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 6 mai, l’unité N°1 est en production. A 9h30, une activité de maintenance débute. Elle consiste à raccorder des câbles en lien avec l’alimentation en eau des générateurs de vapeur (circuit ARE). L’alimentation électrique d’une vanne gérant le débit d’eau alimentaire du Générateur N°2 est accidentellement déconnectée, entrainant sa fermeture et déclenchant un Arrêt Automatique Réacteur (AAR) à 12h02, conformément aux dispositifs de sûreté et de protection du réacteur. Cet écart n’a pas eu d’impact sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 7 mai, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 12 mai 2025, l’unité de production n°1 est en fonctionnement. Alors qu’un essai périodique est réalisé sur le circuit EAS*, une alarme apparait, indiquant l’indisponibilité d’un matériel électrique requis dans l’état actuel du réacteur. L’apparition de cette alarme n’est pas liée à l’essai périodique en cours, mais la procédure est d’entamer, en toute sûreté, l’arrêt du réacteur. Les équipes réalisent en parallèle un diagnostic et font le basculement vers une autre armoire électrique. Le matériel est à nouveau disponible et le repli du réacteur est alors arrêté.
Cet écart n’a pas eu d’impact sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 14 mai, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.
*Le circuit EAS un des trois circuits de sauvegarde qui permettrait de refroidir et de faire baisser la pression à l’intérieur de l’enceinte du bâtiment réacteur, en cas de rupture du circuit primaire

Le 8 mai 2025, l’unité de production n°4 est en fonctionnement. Un intervenant réalise un essai sur un ventilateur après une visite technique. Après analyse de cet essai, un équilibrage du matériel est nécessaire pour assurer son bon fonctionnement.
Le 13 mai à 15h56, lors de cet équilibrage, un débit anormalement bas rend le système d’extraction du circuit indisponible. 18 minutes plus tard, les débits sont conformes et le matériel de nouveau disponible.
L’indisponibilité temporaire du système d’extraction du circuit n’a pas eu d’impact sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 16 mai 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 13 mai 2025, l’unité de production N°6, à l’arrêt pour Visite Partielle, est en phase de redémarrage. L’obtention de bilans d’air non-satisfaisants amène le site à lancer un démarrage successif de trois pompes dans le but de réaliser un éventage dynamique du circuit primaire. Le 14 mai 2025, immédiatement après le déroulement de cette activité, la pression du circuit primaire diminue rapidement du fait de la présence d’une quantité d’air. L’arrêt immédiat des deux pompes primaires permet alors de faire revenir la pression du circuit primaire à la valeur requise rapidement. A la suite de vérifications approfondies, l’absence de toute dégradation matérielle a été établie et les trois pompes primaires ont été redémarrées sans anomalie le 16 mai 2025.
Un fonctionnement prolongé des pompes primaires à une faible valeur de pression du circuit primaire est préjudiciable à la tenue du joint de leur arbre. Cet évènement a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 19 mai 2025 au niveau 0 en-dessous de l’échelle INES.

Le 19 mai 2025, alors que le réacteur n°4 était en arrêt pour rechargement de son combustible, un intervenant signale une difficulté à manœuvrer une vanne. Une demande de traitement est émise pour résoudre ce problème.
Le lendemain matin, après une opération de graissage, la vanne est manipulée par l’équipe technique. Peu après, une alarme signale un débit anormal sur le circuit de mesure du boremètre. L’équipe sur place réagit rapidement en lançant un diagnostic.
L’alarme disparaît quelques minutes plus tard. L’analyse confirme que le débit est revenu à la normale et que la qualité chimique du circuit primaire est conforme. L’origine du défaut est identifiée : les manœuvres sur la vanne ont perturbé durant 9 minutes le système de mesure.
Cet évènement a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 23 mai 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES

Le 22 mai 2025, l’unité de production n°4 est à l’arrêt pour maintenance. Dans le cadre du déchargement du combustible, une opération de lignage est réalisée afin de transférer de l’eau entre deux compartiments au sein du bâtiment combustible. En fin de manœuvre, lors de la remise en configuration de l’installation, l’opérateur place une vanne dans une position non conforme vis-à-vis de l’état du réacteur. Rapidement détectée, l’anomalie est corrigée 15 minutes plus tard. L’ouverture de cette vanne constitue un écart à nos règles d’exploitation, déclaré à l’ASNR le 26 mai 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES. Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, sur l’environnement, ni sur la santé des intervenants.

Juin 2025

Le 2 juin 2025, l’unité de production n°4 est à l’arrêt pour simple rechargement. Une activité de maintenance est en cours sur le système d’instrumentation du circuit primaire. Dans ce cadre, la protection logique n°1 du réacteur est activée. Le 3 juin 2025, une seconde activité de maintenance, sur la redondance du même système doit être réalisée. La protection logique n°2 du réacteur est activée également. L’activation des deux protections de manière concomitante entraîne l’ordre d’arrêt automatique du réacteur. L’unité se trouvant déjà à l’arrêt, cet événement n’a pas eu d’impact sur la sûreté de l’installation, ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’ASNR le 6 juin 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Déclaration d’un événement significatif pour la sûreté à caractère générique, relatif au non-respect des spécifications techniques d’exploitation lors de la réalisation d’essais périodiques suite à une mauvaise évolution documentaire :
Sur les centrales nucléaires, des essais périodiques sont régulièrement organisés afin de vérifier le bon fonctionnement des différents systèmes et matériels. Les règles d’essais précisent les matériels pouvant être sollicités lors de leur réalisation, conformément aux spécifications techniques d’exploitation (STE).
En 2017, afin d’éviter un déclenchement intempestif de système de protection dans le cadre de la réalisation d’essais périodiques, une évolution documentaire des STE est réalisée . Cette évolution, amène à un changement du chapitre 9 des Règles Générales d’Exploitation (RGE) et indique alors aux exploitants de générer un événement dit de groupe 2* et non plus de groupe 1** lors de la réalisation de ces essais périodiques.
En 2025, le site de Chinon relève la même difficulté que celle rencontrée par Bugey citée au-préalable.
Après analyse, il est identifié qu’une partie des sites ont généré des événements dits de groupe 1 non autorisés au titre des RGE lors de la réalisation d’essais périodiques.
Les équipes EDF ont modifié la documentation en conséquence, et l’ont transmises pour mise en application aux sites concernés. Cet événement, sans conséquence réelle sur la sûreté des installations, a conduit EDF à informer le 6 juin 2025 l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection 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.
*Evènement dit de groupe 2 : un délai de réparation d’un mois doit être appliqué sous peine de devoir replier l’unité de production
**Evènement dit de groupe 1 : un délai de réparation en moins de 24h doit être appliqué sous peine de devoir replier l’unité de production.

Le 16 avril 2025, l’unité de production n°2 est à l’arrêt dans le cadre de sa visite partielle. Un intervenant d’une entreprise partenaire réalise une maintenance sur un robinet dans le but de sécuriser l’épreuve hydraulique d’un équipement. Le 5 juin 2025 à 19h13, l’unité de production est en cours de redémarrage. Une alarme signalant un défaut d’isolement électrique apparait. L’analyse réactive faite sur le terrain permet de détecter une fuite sur la bride du robinet en question. L’eau s’écoule sur le capteur indiquant la position de la vanne (ouverte ou fermée) d’un autre robinet générant ainsi un défaut d’isolement d’un tableau électrique. Le 6 juin 2025 à 4h32, le capteur du robinet est isolé et la situation revient à la normale. Cet écart n’a pas eu d’impact sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement. L’évènement a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 11 juin 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 27 mai 2025, l’unité de production n°6 est en cours de redémarrage à la suite de sa visite partielle. Le système de traitement de l’eau (CTE) qui limite le développement de bio salissures n’est pas encore fonctionnel. En effet, les pièces de rechange de plusieurs matériels appartenant à CTE sont en attente de réception. Le 2 juin 2025, l’échangeur du circuit de réfrigération intermédiaire s’encrasse et doit être nettoyé. Les analyses de la cause de cet encrassement sont actuellement en cours par les équipes de Gravelines, l’impact de la non disponibilité de CTE est une des causes possibles. Depuis le 4 juin 2025, le système CTE est de nouveau fonctionnel. Cet événement a été déclaré à l’ASNR le 16 juin 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 12 juin 2025 à 9h30, lors d’une opération de maintenance sur le réacteur n°4 alors à l’Arrêt pour Simple Rechargement (ASR) de son combustible, l’une des deux voies de refroidissement de la piscine de désactivation a été rendue indisponible sans que cela ne soit immédiatement détecté.
A 14h50, le Chef d’Exploitation détecte cette indisponibilité lors d’une évaluation de sûreté et prend les mesures nécessaires pour encadrer la situation. Les équipements ont été remis en service à 14h55.
Cet évènement n’a eu aucun impact sur la sûreté de l’installation et a été déclaré auprès de l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 17 juin 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 26 mai 2025, l’unité de production n°4 est à l’arrêt dans le cadre de son arrêt pour simple rechargement. Dans le cadre d’une activité de déconsignation, un intervenant constate qu’une vanne d’isolement est bloquée en position ouverte et émet une demande de réparation. Le 16 juin, lors du redémarrage de l’unité de production, la vanne semble cette fois bloquée en position fermée, empêchant le bon déroulement des opérations en cours. Le 19 juin, des agents de maintenance procèdent à la réparation et à la réouverture de la vanne. Ce dysfonctionnement temporaire constitue un écart aux spécifications techniques d’exploitation. S’il n’y a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement, cet écart a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 24 juin 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Juillet 2025

Le 27 juin 2025, l’unité de production n°3 est en production. Un essai périodique est en cours sur le système de protection du réacteur. Pendant l’essai, une vanne de la turbopompe du circuit d’alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG) se ferme, rendant indisponible la turbopompe ASG. Un agent de terrain se rend dans le local correspondant afin de réouvrir la vanne. L’indisponibilité de la turbopompe ASG lors de l’essai périodique représente un écart à nos règles d’exploitation. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 3 juillet 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 9 juillet 2025, l’unité de production n°3 est en cours de fonctionnement. Un intervenant réalise un contrôle de performance d’une batterie. Lors du test, un disjoncteur est ouvert mais sa remise en service échoue, rendant impossible la réalimentation de la batterie. Ce disfonctionnement se traduit par l’impossibilité de se raccorder sur une source électrique auxiliaire en cas de besoin L’équipe technique détecte un défaut mécanique sur le disjoncteur, le corrige immédiatement, et l’alimentation est rétablie. Cet évènement n’a pas eu d’impact sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement. L’évènement a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 15 juillet 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 25 juin 2025, l’unité de production n°4 est à l’arrêt pour visite partielle. Des essais périodiques liés au système de protection du réacteur doivent être réalisés. Dans le cadre de ces essais, une turbopompe du circuit d’alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG), est rendu indisponible. Une alarme apparait en salle de commande, indiquant un défaut : une vanne du système ASG est dite “ouverte et non armée”. L’indisponibilité d’ASG est prolongée pendant 5 heures, jusqu’à requalification complète de la vanne en défaut. Cette prolongation représente un écart à nos règles d’exploitation. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 17 juillet 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 19 juillet vers 22h10, alors que l’unité N°1 est à l’arrêt programmé pour visite de maintenance partielle, une équipe intervient sur un câble de contrôle commande d’un robinet du système d’aspersion de l’enceinte (EAS).
Le 20 juillet à 00h26, lors de la requalification du même robinet, une alarme apparaît en salle de commande pour défaut d’isolement . Après diagnostic, il s’avère qu’un fil est mal connecté. L’ensemble est remis en conformité à 12h21 mais cet écart à nos règles générales d’exploitation a conduit le site de Gravelines à déclarer à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 21 juillet 2025, un évènement significatif de niveau 0, en dessous de l’échelle INES qui en compte 7. Cet événement n’a eu aucun impact sur la sûreté de l’installation ni sur l’environnement.

Le 14 juillet 2025, les unités de production n°5 et 6 de la centrale nucléaire de Gravelines sont en fonctionnement. Lors d’un essai périodique sur un robinet, un dysfonctionnement est détecté : une vanne s’est déclenchée de manière inattendue, entraînant la fermeture automatique du robinet.
Entre le 14 et le 18 juillet, plusieurs vérifications ont été menées par les équipes techniques (mécanique, électricité, automatisme) pour identifier l’origine du problème. Le 18 juillet, un nouvel essai a permis de confirmer que le déclenchement était dû à un mauvais réglage de la vanne concernée.
Le réglage a été corrigé et un essai final réalisé le soir même a confirmé le bon fonctionnement de l’équipement.
Cet événement n’a eu aucun impact sur la sûreté de l’installation ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) le 27 juillet 2025 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 30 mai 2025, l’unité de production n°2 est en phase de redémarrage suite à son arrêt pour maintenance. Une fuite goutte à goutte est détectée sur un clapet du circuit de traitement des effluents primaires (TEP), classé ESPN (Equipements sous pression Nucléaire), et une demande d’intervention est émise. Le 31 mai, l’unité de production n°2 redémarre et passe en fonctionnement normal.
Les effluents de la fuite sont collectés et orientés vers le système d’évacuation prévu. Le 30 juin, une alerte est émise afin de limiter son utilisation, les effluents sont donc orientés vers le système de l’unité de production n°1.
Face à l’impossibilité de remplacer le joint en conditions sûres, une solution de colmatage est envisagée. Le 11 juillet, l’unité de production est à l’arrêt programmé pour maintenance, il n’est plus possible d’orienter les effluents vers son système d’évacuation et la fuite progressivement.
Le 15 juillets, les services centraux sont sollicités pour valider la solution de colmatage, mais le délai réglementaire lie au matériel ESPN est dépassé.
Ce défaut de traitement de la fuite constitue un écart même si il n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation ni sur l’environnement. Cet écart a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection le 31 juillet 2025 au niveau 0 en dessous de l’échelle INES.

Août 2025

Le 20 juillet, l’unité N°1 est à l’arrêt pour maintenance programmée. Lors du remplissage des colonnes du réseau JPI (Protection et distribution eau incendie dans l’îlot nucléaire), un agent de conduite détecte de la corrosion ainsi qu’un percement de la tuyauterie sur une de ces colonnes. Il engage une demande d’intervention mais constate la présence d’un ruban auto obturant présent pour étancher la fuite, indiquant que l’anomalie avait déjà été détectée sans traitement adéquat. Cet écart n’a eu aucun impact sur la sûreté de l’installation ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) le 7 août 2025 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 7 août 2025, l’unité de production n°4 est en fonctionnement normal. Dans le cadre de travaux planifiés sur une vanne du circuit de refroidissement (circuit PTR), il est prévu d’isoler électriquement cette vanne en position fermée.
Cette opération entraîne l’apparition d’une alarme en salle de commande, signalant une anomalie. Lorsque les équipes tentent de manœuvrer la vanne depuis la salle de commande, celle-ci ne répond pas.
Après analyse des défauts électriques, les équipes concluent que l’alarme est liée à l’isolement du départ électrique alimentant la vanne, qui est alors en position ouverte et non manœuvrable. Le départ électrique est rétabli, permettant à la vanne de retrouver sa manœuvrabilité.
Cet écart n’a eu aucun impact sur la sûreté de l’installation ni sur l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) le 8 août 2025 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Sur les centrales nucléaires, un certain nombre d’équipements font l’objet d’une qualification visant à démontrer leur capacité à assurer leurs fonctions en situation accidentelle. Pour l’enceinte du réacteur notamment, certains équipements doivent résister aux conditions d’ambiance qui y règneraient, notamment en termes d’hygrométrie. C’est notamment le cas des servomoteurs, permettant la manœuvrabilité de certains robinets en situation accidentelle.

Lors d’une activité de maintenance effectuée sur ce type de matériel sur le réacteur n°1 de la centrale de Flamanville, une anomalie de montage conduisant à l’obstruction d’un orifice destiné à l’évacuation de condensats au niveau du boitier de connexion électrique d’un moteur de servomoteur a été mise en évidence, susceptible de provoquer un défaut d’isolement, et à terme un dysfonctionnement dans la manœuvrabilité du servomoteur.
Les contrôles menés sur les matériels identiques sur l’unité n°1 de Flamanville mettant en évidence des anomalies similaires, il a été décidé d’étendre ces contrôles à l’ensemble des réacteurs potentiellement concernés.
A date, ces contrôles ont mis en évidence des écarts de même nature pour les réacteurs n°1 de Belleville, n°3 de Cattenom, n°4 de Chinon, n°2 de Chooz, n°1 de Dampierre, n°4, 5 et 6 de Gravelines, n°2 de Saint-Alban et n°2 de Tricastin.
Pour l’ensemble des robinets concernés, la remise à l’état attendu a été réalisée sur l’arrêt pour maintenance en cours, ou planifiée sur le prochain arrêt pour maintenance des réacteurs.

Ces anomalies de montage n’ont pas de conséquences réelles sur la sûreté des installations, les analyses matérielles, fonctionnelles et de sûreté ayant démontré la capacité des servomoteurs à assurer leur fonction dans des conditions d’ambiance dégradées, lorsqu’ils seraient requis en conduite accidentelle. Elles conduisent toutefois EDF à déclarer à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection, le 08 août 2025, un événement significatif pour la sûreté à caractère générique au niveau 0 de l’échelle INES, qui en compte 7, pour les réacteurs concernés des centrales nucléaires de Flamanville, Belleville, Cattenom, Chinon, Chooz, Dampierre, Gravelines, Saint-Alban et Tricastin.

Le 7 août 2025, l’unité de production n°5 est en Arrêt pour Simple Rechargement (ASR). L’ouverture de la cuve du réacteur, étape essentielle pour remplacer le combustible nucléaire, est en cours.
À 14h30, dans le cadre de la préparation d’un essai périodique, un opérateur identifie la nécessité de placer sur boîtier d’essai le disjoncteur d’alimentation d’une pompe. Cette opération permet de vérifier la bonne transmission des ordres de démarrage, sans démarrer la pompe.
La mise en place du boîtier d’essai génère une alarme en Salle de Commande, dont la présence est généralement autorisée dans la quasi-totalité des états de fonctionnement de l’unité.
À 14h34, le Chef d’Exploitation, après consultation des procédures techniques, constate que dans cette phase précise de l’arrêt, la présence de cette alarme n’est pas autorisée, car sa disponibilité est essentielle en cas d’incident.
L’essai a été immédiatement interrompu, et le boîtier d’essai retiré du disjoncteur, permettant de restaurer la pleine disponibilité de l’alarme.
Cet événement a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 12 août 2025, au niveau 0 de l’échelle INES, ce qui signifie qu’il n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations.

Le 8 août 2025, l’unité n°1 est à l’arrêt pour maintenance programmée. Le transport d’une pompe sur le site d’une zone contrôlée vers une autre est programmé. Initialement prévu en conteneur, le transport a finalement été réalisé grâce à un chariot élévateur. Lors d’une visite terrain, un intervenant constate que le mode de transport choisi ne comprenait pas de dossier de conformité. Cette non-conformité constitue un écart même si l’activité n’a pas eu de conséquence sur la santé des intervenants. Cet écart a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection le 12 août 2025 au niveau 0 en dessous de l’échelle INES.

Le 9 août 2025, seules les unités 1 et 5 sont à l’arrêt pour maintenance programmée. Les 4 autres sont en production. A 20h24, une première alerte d’encrassement des prégrilles (qui précèdent les tambours filtrants de l’eau de mer), d’abord sur l‘unité 3, puis sur les unités 2 et 6, fait entrer le site en vigilance « colmatants ». Le 10 août à partir de 15h00, l’atteinte d’un seuil de perte de charges d’un tambour filtrant de la tranche 3 provoque l’entrée en phase pré-alerte “Colmatants”. Les déclenchements de pompes CRF amènent aux baisses préventives de puissance de l’unité 2 à 65%, l’unité 4 à 69%, l’unité 6 à 69% et l’unité 3 à 65% entre 18h00 et 23h24. Malgré cela, l’arrivée massive de colmatants (méduses) entraine les Arrêts Automatiques Réacteurs (AAR) des unités 4, 2, 3 à 23h29, 23h42 et 23h47 et l’Arrêt Automatique Réacteur de l’unité 6 le 11 août à 6h12. Entre temps, un Plan d’Appui Mobilisation Gréement pour Assistance Technique (PAM GAT) est déclenché le 11 août à 00h16 pour appuyer les équipes de conduite dans la gestion de la situation. Alors que les unités 2 et 6 sont maintenues en l’état d’AN/GV (Arrêt Normal sur Générateur de Vapeur), les niveaux des réservoirs ASG (Alimentation de Secours des Générateurs de vapeur) des unités 3 et 4 étant trop bas, l’équipe conduite décide de les passer en état AN/RRA (Arrêt Normal sur circuit de Refroidissement du Réacteur à l’Arrêt RRA). Ces 4 AAR se sont déroulés conformément aux dispositifs de sûreté et de protection des réacteurs. Ils n’ont pas eu d’impact sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement. Les AAR et le passage de 2 unités en AN/RRA constituent un écart à nos règles d’exploitation, écart déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 14 août 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 17 août, l’unité de production n°4 est en phase de redémarrage. Lorsqu’un réacteur est en phase de redémarrage mais n’est pas encore couplé au réseau, la vapeur en sortie de générateur de vapeur n’alimente pas la turbine, mais est évacuée, soit vers l’atmosphère (< 2% de puissance), soit vers le condenseur ( > 2% de puissance).
Alors que la puissance est à 9%, un fonctionnement anormal apparait sur la régulation du système de contournement turbine au condenseur, qui assure le refroidissement du réacteur. Deux vannes sont identifiées comme défaillantes.
Afin de procéder à une intervention, la puissance est stabilisée à 4% et le système de contournement turbine est basculé vers l’atmosphère, afin de continuer à assurer le refroidissement du réacteur. Dès le basculement, le niveau d’eau dans le condenseur commence à descendre. La baisse du niveau condenseur fait apparaitre une alarme en salle des commandes, mal interprétée par les équipes qui ne mettent pas en service l’appoint en eau du condenseur.
A l’atteinte d’un niveau très bas dans le condenseur, les protections de l’installation provoquent le déclenchement des pompes d’alimentation des générateurs de vapeurs. Les pompes d’alimentation de secours des générateurs de vapeurs démarrent mais leur débit est insuffisant pour compenser le fonctionnement de l’unité de production à 4% de puissance. Le niveau d’eau dans les générateurs de vapeur commence à baisser pour finalement atteindre un niveau très bas, provoquant l’émission d’un ordre d’arrêt automatique réacteur (AAR).
Cet AAR constitue un écart à nos règles d’exploitation, écart déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 18 août 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 12 août 2025, l’unité n°3 est à l’arrêt conformément aux dispositifs de sûreté et de protection du réacteur, suite à la présence massive et non prévisible de méduses dans les tambours filtrants des stations de pompage, situés en partie non nucléaire des installations.
Le 13 août à 4h10, la température du circuit primaire est descendue sous 90°C conformément à la stratégie de mise à l’arrêt du réacteur.
A 10h, lors de l’analyse de l’état du réacteur, un intervenant constate qu’une Condamnation Administrative (CA) n’a pas été posée pendant la baisse de température. Cette manipulation consiste à déconnecter les éléments chauffants pour assurer le refroidissement homogène du circuit primaire.
A 10h15, la condamnation administrative est donc posée.
La non-pose de cette condamnation administrative n’a eu aucun impact sur la sûreté de l’installation ni sur l’environnement mais constitue un écart à nos règles d’exploitation. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection le 20 août 2025 au niveau 0 en dessous de l’échelle INES.

Septembre 2025

Le 31 août 2025, dans le cadre du redémarrage de l’unité de production n°5, suite à un arrêt pour simple rechargement, un essai périodique est en cours sur le système de protection du réacteur. Pour réaliser la phase 2 de cet essai, il est nécessaire de positionner un commutateur en mode “test”, permettant la manœuvre d’une vanne et l’observation de l’alarme associée en salle de commande. Cette phase implique également la mise en indisponibilité temporaire de certaines pompes.
Cependant, l’opérateur en charge de l’essai a actionné le commutateur prématurément, avant que la manœuvre complète de la vanne ne soit effectuée. Cette action a engendré l’interruption de la phase 2 de l’essai. Cette erreur a nécessité la reprise complète de la phase, entraînant une seconde indisponibilité des pompes.
Cet événement constitue un écart aux règles d’exploitation, bien qu’il n’ait eu aucune conséquence sur la sûreté. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 2 septembre 2025 au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Le 5 septembre, l’unité N°4 est en production. Une activité de nettoyage d’un échangeur du réseau brute secourue (SEC) est lancée à 19h58. Le 6 septembre, entre 00h13 et 2H02, une alarme apparait pour un défaut d’isolement d’un tableau électrique permettant l’alimentation d’une voie du système de protection du réacteur. A 3h47, une nouvelle alarme apparaît pour une dégradation de l’isolement du même tableau. Cette deuxième alarme disparait à 3h49. Après investigation, il s’avère qu’un capteur aspergé lors du nettoyage de l’échangeur est à l’origine de ces alarmes. La génération de ce défaut d’isolement constitue un écart à nos règles d’exploitation. Bien qu’il n’ait eu aucune conséquence sur la sûreté de nos installations, il a été déclaré le 10 septembre à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Le 11 septembre 2025, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour visite partielle. Un contrôle interne est réalisé par un salarié du service logistique sur la machine de chargement, avant le rechargement en combustible.
Lors de l’examen du dossier technique, une anomalie est détectée concernant le réglage du seuil de “survitesse” de l’équipement. Aucun élément ne permet de confirmer que cette anomalie avait été identifiée et traitée lors du précédent déchargement de l’unité, effectué en juillet 2025. Une analyse approfondie confirme la présence de l’anomalie. Ce type de dysfonctionnement, lié à la détection de survitesse, impose l’arrêt immédiat de toute opération de manutention en cours. L’analyse a posteriori a révélé que la conduite à tenir n’avait pas été respectée lors du déchargement, constituant ainsi un écart à nos règles d’exploitation.
Cet événement a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 17 septembre 2025. Il a été classé au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement, sans impact sur la sûreté des installations ni sur l’environnement.

Le 19 septembre 2025, l’unité de production n°2 de la centrale nucléaire de Gravelines est en fonctionnement. Lors d’un essai périodique consistant à tester le fonctionnement des disjoncteurs liés au système d’arrêt d’urgence du réacteur, la manœuvre d’un mauvais disjoncteur entraîne l’arrêt automatique du réacteur.
L’arrêt automatique s’est normalement déroulé, conformément aux dispositifs de sûreté et de protection de l’unité. Les essais périodiques se sont poursuivis alors que réacteur était à l’arrêt. L’unité de production n°2 a été reconnectée au réseau électrique national le 21 septembre 2025 à 12h00.
Cet évènement n’a pas eu d’impact sur la sûreté des installations, la sécurité du personnel ou l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection le 22 septembre dernier, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 15 mars 2013, l’unité de production n°4 est à l’arrêt. Un intervenant détecte un support supplémentaire de tuyauterie non prévu sur le plan. Celui-ci a été modifié pour respecter les exigences de sûreté. En mai 2017, lors d’une opération de maintenance, un intervenant constate une non-conformité au niveau de la fonction du support de cette tuyauterie. Celle-ci est corrigée entraînant la mise en place d’une nouvelle configuration du support et des contrôles réguliers sont réalisés à chaque redémarrage de l’unité de production. En 2025, une non-conformité est de nouveau détectée sur la fonction du support, corrigée immédiatement et positionnée dans la configuration requise. Une étude est en cours pour vérifier si cette tuyauterie et son support aurait tenu en situation accidentelle dans leur configuration antérieure à cet évènement. Bien qu’il n’ait eu aucune conséquence sur la sûreté de nos installations, cet évènement a été déclaré le 22 septembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Le 19 septembre 2025, l’unité de production n°2 est en fonctionnement. Les essais périodiques permettant de vérifier le bon fonctionnement des systèmes de protection du réacteur sont réalisés conformément à leur programmation.
Lors d’une phase de remise en configuration normale, une erreur de manipulation sur la déconnexion d’un disjoncteur a conduit à solliciter involontairement le système d’arrêt d’urgence du réacteur, provoquant l’arrêt automatique du réacteur.
L’équipe a immédiatement appliqué les consignes prévues pour gérer la situation, conformément aux procédures de sûreté. Après analyse, les essais ont pu reprendre dès l’après-midi.
Cet évènement n’a eu aucun impact sur la sûreté des installations ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 22 septembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 20 septembre 2025, l’unité de production n°1 est à l’arrêt dans le cadre d’une visite partielle. La requalification d’un diesel de secours « non requis » est réalisée.
Lors de l’essai, l’équipe se rend compte qu’il manque une information empêchant la validation complète de celui-ci. Après identification et remise en configuration, l’essai du diesel est repris puis validé. Toutefois, le démarrage à deux reprises d’un diesel de secours constitue un écart aux règles d’exploitation. Cet écart a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 24 septembre 2025. Il a été classé au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement, sans impact sur la sûreté des installations ni sur l’environnement.

Octobre 2025

Le 23 septembre 2025, l’unité de production n°5 est en fonctionnement. A 18h30, lors d’un test de vérification d’un coffret électrique, plusieurs détecteurs incendie passent en défaut et une carte électronique commence à fonctionner de manière dégradée. Le dysfonctionnement persiste malgré plusieurs tentatives de réparation. La réparation est finalement effective le 27 septembre à 14h40. L’évènement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté de nos installations mais conformément à nos procédures, la réparation excédant un délai de 3 jours : cet évènement a été déclaré le 3 octobre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Dans la nuit du 30 septembre au 1er octobre 2025 l’unité de production n°2 est en fonctionnement. Des essais de vérification de capteurs de pression sont réalisés. Trois tests sont réalisés sur les systèmes de protection du réacteur. Les deux premiers se déroulent correctement. Lors du troisième, une erreur humaine conduit au lancement d’un test différent de celui prévu. L’erreur a été immédiatement détectée et signalée. Le test, très court, a été mené à son terme sans impact sur la sûreté de l’installation. Après vérification, le test initialement prévu a été réalisé et validé. L’ensemble des essais s’est conclu de manière conforme. Cet écart a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 6 octobre 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 22 juillet 2025, l’unité de production n°1 a été mise à l’arrêt dans le cadre d’une visite partielle. Au cours du mois d’août, en application des programmes de base de maintenance préventive et du retour d’expérience de l’unité de production n°2 sur le déploiement partiel de certaines modifications, des contrôles de supportage sur plusieurs lignes de tuyauteries sont réalisés. Ils permettent d’identifier plusieurs anomalies, qui sont traitées le 24 septembre 2025. Des contrôles complémentaires effectués le 26 septembre ont révélé de nouvelles anomalies. Elles sont également prises en charge dans le cadre de la visite partielle, avant le redémarrage de l’unité.
La détection tardive de ces anomalies constitue un écart aux règles d’exploitation. Cet écart a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 6 octobre 2025. Il a été classé au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement, sans impact sur la sûreté des installations ni sur l’environnement.

En novembre 2024, lors de la visite partielle de l’unité N°3, une anomalie est constatée sur la commande manuelle d’une vanne du circuit EBA (ventilation du bâtiment réacteur, lorsque l’unité est à l’arrêt). Cette vanne doit rester ouverte et pour empêcher sa fermeture intempestive, une solution temporaire est trouvée pour maintenir la commande manuelle en ouverture, le temps du redémarrage de l’unité. La fermeture automatique de la vanne reste opérationnelle. Le 10 octobre 2025, l’unité 3 est à l’arrêt pour simple rechargement. La même vanne doit à nouveau rester ouverte mais elle se ferme une première fois à 14h27. Après réouverture par un agent de terrain, le déchargement du combustible peut débuter à 17h18. A 19h02, la vanne se ferme à nouveau. Le chef d’exploitation stoppe alors la manutention du combustible et fait une demande de travaux urgente pour intervenir sur cette vanne. Bien qu’il n’ait eu aucune conséquence sur la sûreté de nos installations, cet écart a été déclaré le 20 octobre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Le 25 octobre 2025, lors du redémarrage de l’unité de production n°3 après son arrêt pour rechargement, les équipes constatent une hausse de la température du circuit primaire après la remise en service de trois pompes primaires. Malgré l’ouverture d’une vanne régulant le débit du circuit de refroidissement, la température continue d’augmenter. Une vérification sur le terrain révèle que cette vanne restait en position minimale d’ouverture, car le robinet assurant son alimentation en air était anormalement fermée. Les équipes réouvrent alors le robinet, permettant l’ouverture complète de la vanne de régulation et le rétablissement du débit de refroidissement.
Cet événement a entraîné une indisponibilité temporaire du circuit de refroidissement, constituant un écart aux règles d’exploitation. Sans conséquence sur la sûreté des installations, cet écart a été déclaré le 29 octobre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Le 27 octobre 2025, l’unité de production n°3 est à l’arrêt pour maintenance. 
Un intervenant ouvre une vanne pour stabiliser la température du circuit primaire entrainant une baisse de pression. 20 secondes plus tard, l’intervenant referme la vanne, la pression restant au-dessus de 24 bars. Cependant, un capteur secondaire a enregistré brièvement une valeur inférieure (23,4 bars), avant retour à la normale. 
L’évènement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté de nos installations mais conformément à nos procédures, la sortie de domaine par pression basse du circuit primaire pendant 20 secondes constitue un non-respect des Règles Générales d’Exploitation : cet évènement a été déclaré le 30 octobre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Novembre 2025

Le 16 août 2025, lors de l’arrêt pour visite partielle de l’unité de production n°1, le joint d’étanchéité de la porte du bâtiment réacteur a été remplacé. Le 20 octobre 2025, au cours des opérations de redémarrage de l’unité, un test d’étanchéité est réalisé sur cette porte. Ce test révèle que le nouveau joint est inétanche. Le même jour, la pose du joint est reprise et un nouveau test est effectué, cette fois avec un résultat satisfaisant. Bien qu’il n’ait eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, cet événement constitue un écart aux règles d’exploitation. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 5 novembre 2025.
Cet événement a été classé au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement, sans impact sur la sûreté des installations ni sur l’environnement.

Le 30 octobre 2025, l’unité N°2 est en production. A 8h15, des intervenants débutent le sablage d’un portique, dans un sas, à proximité d’un groupe diesel de secours. Il s’avère que le sas n’est pas étanche.
A 10h40, une alarme « feu » se déclenche en salle de conduite, arrêtant automatiquement la ventilation du local diesel. Le chef d’exploitation considère alors le groupe diesel indisponible dans son ensemble. Un agent de levée de doute est envoyé sur place et les intervenants stoppent leur activité de sablage à 10h45. A 10h50, les ventilateurs sont à nouveau opérationnels mais cette indisponibilité d’une dizaine de minutes du groupe diesel constitue un écart à nos règles d’exploitation. Sans impact sur la sureté des installations, il a néanmoins été déclaré le 3 novembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Un essai périodique visant à contrôler le fonctionnement d’une des deux pompes d’aspersion du Bâtiment Réacteur doit être réalisé une fois tous les deux mois sur chacune des deux pompes d’aspersion. Celui-ci devait être réalisé sur une des pompes d’aspersion du Bâtiment Réacteur de l’unité de production n°1 avant le 16 octobre 2025. Le 3 novembre 2025, les équipes de conduite constatent que l’essai périodique n’a pas été réalisé sur une des deux pompes d’aspersion et que la date butée maximale de réalisation de cet essai est dépassée. L’essai est alors immédiatement réalisé mais le dépassement de la date butée maximale constitue un écart à nos règles d’exploitation. Bien qu’il n’ait eu aucune conséquence sur la sûreté de nos installations, cet écart a été déclaré le 5 novembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Le 3 juin 2025, l’unité de production n°5 est en fonctionnement. Un élément de fixation d’une pompe de l’unité de production n°5 est manquant. Fin juin, un contrôle révèle que 6 fixations sur 16 ne fonctionnent plus, mais aucune fuite n’est détectée. Le 30 juin, toutes les fixations sont remplacées, puis un contrôle global confirme qu’il n’y a pas d’autres défauts sur les autres unités de production.
Le 10 août, l’unité de production n°5 est mise à l’arrêt pour visite partielle. Dans le cadre des travaux de maintenance, la pompe est remise en état puis en service sans fuite.
À ce jour, il n’est pas possible de confirmer si le défaut initial aurait pu affecter la résistance de l’équipement en cas de séisme.
L’évènement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté de nos installations mais conformément à nos procédures, il a été déclaré le 6 novembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Le 20 octobre 2025, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour visite partielle. Dans le cadre des opérations de redémarrage, un essai périodique (EP) est réalisé sur la chaîne de protection du réacteur.
Lors du déroulement de l’essai, une alarme correspondant au signal d’arrêt automatique réacteur (AAR) se déclenche.
Après analyse, une défaillance sur un relais est identifiée comme étant à l’origine de l’alarme. Ce relais est remplacé immédiatement.
Cet ordre d’arrêt automatique réacteur n’a eu aucune conséquence sur la sûreté de l’installation. De plus, l’unité se trouvait déjà à l’arrêt dans le cadre de sa maintenance programmée.
Pour autant, cet événement constitue un écart aux règles d’exploitation. Il a été déclaré le 13 novembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) et classé au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement, sans impact sur la sûreté ni sur l’environnement.

Le 7 novembre, les unité 5 et 6 sont en production et des essais périodiques sont en cours de réalisation sur la voie B du système de protection du réacteur de l’unité 6. A 19h00, un chargé de conduite se rend dans un bâtiment électrique afin de couper l’alimentation d’une pompe du circuit EAS (aspersion enceinte). Mais au lieu de se rendre dans le bâtiment de la tranche 6, il réalise l’activité en tranche 5. L’erreur est immédiatement identifiée et la tension est rétablie dès 19h01. Si cet événement n’a pas eu de conséquence sur la sureté de l’installation, il présente un écart à nos règles d’exploitation. Il a été déclaré le 14 novembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) et classé au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Le 19 août 2025, l’unité de production n°6 est en production. Un essai périodique est réalisé afin de contrôler l’absence de soude dans une bâche du circuit de refroidissement. Lors de cette activité, un intervenant ouvre une vanne située entre la piscine de désactivation du bâtiment combustible et la bâche contrôlée, alors que l’essai nécessite qu’elle soit fermée.
Quelques minutes plus tard, les équipes en salle de commande remarquent que le niveau d’eau de la bâche augmente et que celui de la piscine diminue, passant en dessous du niveau des 19,30m, redevable d’un événement.  L’intervenant procède immédiatement à la fermeture de la vanne pour arrêter la vidange et un appoint est réalisé afin de permettre à la piscine de desactivation de retrouver un niveau supérieur à 19,30m.
Le 13 novembre, dans le cadre d’un réexamen de la situation rencontrée en août, il est conclu que la vidange de la piscine de désactivation constitue un écart à nos règles d’exploitation. Il a été déclaré le 19 novembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Le 1er février, l’unité de production n°2 est mise à l’arrêt de manière programmée pour effectuer une visite partielle de ses installations. Le programme de maintenance à réaliser pendant cet arrêt comprend notamment la dépose des sondes de température relatives à la pompe EAS*. Une fois les travaux de maintenance effectués, les sondes sont reposées. La requalification de la pompe est conforme. Le 13 aout 2025, l’unité de production n°2 est de nouveau en fonctionnement et à disposition du réseau électrique national. Le 12 novembre 2025, lors d’un essai périodique, un opérateur détecte l’absence de réaction de la sonde manipulée lors de la phase d’arrêt de production (pas de montée de température). L’analyse montre qu’elle est probablement défaillante depuis sa repose en avril dernier. Cette défaillance ne permet pas de respecter la périodicité des contrôles prévue par les règles générales d’exploitation (RGE).
La pompe est alors déclarée indisponible. Elle est remplacée le 14 novembre 2025 et les essais réalisés confirment son bon fonctionnement. Cet écart à nos règles générales d’exploitation n’a eu aucun impact sur la sûreté des installations et la sécurité des personnes. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 21 novembre 2025, au niveau 0 de l’échelle INES.

Le 6 novembre 2025, les unités de production n°2 et n°4 étaient en fonctionnement. Une opération de reprise des réglages des seuils d’alarme des chaînes de mesure de radioprotection (KRT) devait être réalisée sur ces deux unités. Après concertation, les équipes Conduite et Sûreté ont décidé de considérer les chaînes KRT comme indisponibles pendant l’intervention. Le même jour, le service Automatisme du site a procédé au réglage.
Le 12 novembre 2025, après analyse du référentiel, il est apparu que les chaînes KRT auraient dû rester disponibles lors de la reprise des réglages. Cet écart n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ni sur l’environnement, mais il a été déclaré le 21 novembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Le 16 août 2025, les équipes procèdent au remplacement préventif des joints des portes des sas d’accès aux bâtiments réacteur, qui permettent d’y entrer et sortir en toute sûreté et radioprotection. Le 11 novembre 2025, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour visite partielle. Le gardien d’un sas détecte un défaut sur le joint de la porte, situé près de la charnière. Après vérification, l’étanchéité de la porte n’est pas remise en cause par l’expert du matériel.
Le 19 novembre, le gardien du même sas détecte un nouveau défaut sur le joint de la porte du sas, près de la poignée, à l’opposé du défaut détecté le 11 novembre. Un remplacement du joint est alors réalisé et l’étanchéité de cette porte garantie.
L’inétanchéité d’une porte du bâtiment réacteur constitue un écart à nos règles d’exploitation. Il a été déclaré le 27 novembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Décembre 2025

Le 29 novembre 2025, l’unité de production n°3 était en cours de redémarrage à la suite de sa visite partielle. Les contrôles avant reclassement du bâtiment réacteur, réalisés après les travaux de maintenance, avaient été soldés. L’équipe de conduite a alors constaté une alarme concernant l’isolement d’un sas d’entrée dans le bâtiment réacteur. Après vérification, il est apparu que la porte inférieure n’était pas verrouillée et donc inétanche. Le volant a été manœuvré par la Conduite et la porte verrouillée dans les plus brefs délais.
Cet écart n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ni sur l’environnement, mais il a été déclaré le 3 décembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Au mois de mai 2025, une équipe d’intervention réalise une modification technique sur les vannes GCTa (contournement turbine à l’atmosphère, servant à évacuer la vapeur produite par les générateurs de vapeur) pour prolonger leur autonomie.
Les travaux sont terminés et validés fin septembre, puis les essais sont conformes en octobre.
Le 1er novembre 2025, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour maintenance. Un intervenant relève une pression à 170 bar, sous le seuil requis fixé par les spécifications techniques d’exploitation à 180 bar. Un contrôle puis des travaux sont ensuite réalisés et l’installation est de nouveau conforme le 1er décembre 2025.
S’il n’y a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement, le non-respect temporaire du critère de de pression minimale (180 bar) requis dans le cadre des spécifications techniques d’exploitation, ont conduit le site de Gravelines à déclarer cet évènement le 8 décembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Le 25 novembre 2025, dans le cadre de la préparation d’une consignation sur la ligne Warande 1, les travaux de remplacement d’un sectionneur sont engagés. Après la réalisation des opérations prévues, les essais de manœuvre et de remontée d’alarmes sont effectués le 5 décembre 2025.
Au cours de ces essais, une alarme apparaît en salle de commande. Les équipes de quart contactent les intervenants et envoient un technicien sur place pour diagnostic. Celui‑ci constate le déclenchement de protections électriques sur l’armoire concernée. Les protections sont réarmées peu après, permettant le retour à un fonctionnement normal.
Cet événement n’a entraîné aucune conséquence sur la sûreté des installations, mais constitue un écart à nos règles d’exploitation. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 19 décembre 2025, au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Le 28 octobre 2025, l’unité de production n°1 est en phase de redémarrage dans le cadre de sa visite partielle. En fin de matinée, un intervenant engage les opérations permettant de remettre en service le circuit de refroidissement du réacteur.
À 10h53, lors de l’activation de la première pompe, la pression du circuit primaire diminue brièvement avant de revenir à sa valeur nominale sous l’effet de la régulation.
À 11h43, l’activation de la seconde pompe entraîne une nouvelle baisse de pression, cette fois plus rapide, jusqu’à passer sous 24 bars absolus, seuil minimal attendu dans ce domaine d’exploitation. Cette situation constitue un non‑respect de la prescription permanente imposant l’arrêt des pompes lorsque la pression du circuit primaire devient inférieure à ce seuil.
L’intervenant ordonne immédiatement l’arrêt de la pompe, permettant au circuit de retrouver progressivement une pression conforme.
À 19h17, après des contrôles confirmant l’absence de dégradation matérielle et l’identification de l’origine de la baisse de pression, la pompe primaire est de nouveau remise en service.
Bien que cet écart n’ait pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation, sur l’environnement ou sur la santé du personnel, il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 22 décembre 2025, au niveau 0 de l’échelle INES.

Le 19 décembre, l’unité N°5 est en production. A 8h30, un agent du service Automatismes constate la non-réalisation d’un essai périodique sur la climatisation du local électrique d’un des 2 groupes électrogènes de secours de l’unité. Selon les règles d’exploitation, il aurait du être soldé avant le 15 décembre. Lancé à 10h40, l’essai est déclaré satisfaisant à 13h30. Cet écart, s’il n’a pas eu de conséquence sur la sureté des installations, a été déclaré le 23 décembre 2025 à l’Autorité de Sureté Nucléaire et de Radioprotection, au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

En juin 2025, nos services centraux proposent une nouvelle note technique (de reconception) pour répondre aux difficultés rencontrées par certains sites du palier 900 MW à rendre étanches certains assemblages boulonnés de tuyauteries concourant au conditionnement d’eau du système d’injection de sûreté.  Le nouveau montage prévoit, une boulonnerie inox, un couple de serrage et joint spécifiques. L’ancien montage comprenant une boulonnerie en acier, un couple de serrage et joint différents du nouveau reste également autorisé.
En juillet 2025, une fuite est détectée sur une tuyauterie de l’unité de production n°1. Lors de l’arrêt programmé d’août, l’assemblage est remis en état, mais avec un montage combinant des éléments des deux référentiels, dont un couple de serrage non conforme à la configuration retenue.
En novembre 2025, une fuite similaire apparaît sur une tuyauterie de l’unité de production n°2. L’intervenant applique la nouvelle note de reconception, mais sans utiliser la boulonnerie requise.
Une analyse technique met ensuite en évidence que les deux assemblages présentent des montages « hybrides », ne respectant pas strictement les exigences des notes applicables. Les équipes rencontrant des difficultés d’approvisionnement des pièces de rechanges conformes au nouveau référentiel, une justification technique permettant de trouver la boulonnerie de substitution pour la remise en état est engagée avec nos services centraux.
Le 17 décembre 2025, l’assemblage de l’unité de production n°1 est remise en état. Celui de l’unité n°2 a été traité en janvier dès que les conditions d’exploitation le permettaient. Cet écart, lié à des montages non strictement conformes, n’a eu aucune conséquence sur la sûreté, l’environnement ou la santé du personnel. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 24 décembre 2025, au niveau 0 de l’échelle INES.

Janvier 2025

Une bâche qui contient des effluents radioactifs doit faire l’objet d’un rejet. Pour ce faire, le service chimie du site réalise des mesures pour s’assurer que le rejet ne dépassera pas les seuils prescrits.
Le 31 décembre 2024 à 9h25, le service chimie met à disposition du service conduite la bâche pour rejet. A 10h15, les équipes du site donnent l’autorisation de commencer l’opération. A 11h37min17s, un agent lance le rejet. A 11h37min32s, malgré les analyses préalables autorisant le rejet, les capteurs qui contrôlent l’activité gamma des rejets liquides détectent un dépassement du seuil d’alarme (seuil à 40 000 Bq/L) ce qui provoque la fermeture automatique de la vanne de rejet.
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 2 janvier 2025 en événement relevant du domaine environnement.

Août 2025

Sur un site nucléaire comme Gravelines, les gaz frigorigènes sont utilisés dans les systèmes de production de froid, pour assurer le refroidissement et la climatisation de différents matériels et locaux, tertiaires ou industriels. Ces fluides frigorigènes étant des gaz à effet de serre, une limite annuelle est fixée à 100kg.
Depuis le début de l’année 2025, le cumul des fuites de ce gaz sur les six unités de production du site de Gravelines a dépassé le seuil réglementaire pour atteindre les 102,768 kg. En réponse à ce dépassement, une déclaration d’événement significatif environnement a été transmise à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 20 août 2025, conformément aux procédures en vigueur. Cet événement n’a eu aucune incidence sur la sûreté des installations.

Septembre 2025

L’exploitation de la centrale nucléaire de Gravelines entraîne des rejets d’effluents dans le milieu naturel. Ces rejets sont soumis à une réglementation stricte : ils sont encadrés, contrôlés et analysés par la centrale nucléaire et l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR). Le 21 août 2025, un rejet d’eau épurée a été réalisé, suivi d’un second le 24 août 2025. Des prélèvements automatiques ont été effectués lors de ces rejets afin de les analyser. Le 4 septembre 2025, les résultats d’analyse ont révélé que le prélèvement du 21 août présentait une concentration en hydrocarbures de 5,4 mg/L, soit légèrement supérieure à la limite réglementaire fixée à 5 mg/L. En revanche, les résultats du rejet du 24 août se sont avérés conformes à la réglementation. Ce dépassement ponctuel n’a eu aucune conséquence sur la sûreté de l’installation. Conformément à la réglementation, il a été déclaré à l’ASNR le 8 septembre 2025, en tant qu’événement relevant du domaine environnemental.

Le 21 août 2025, dans le cadre d’une visite de maintenance préventive, une anomalie est détectée sur la rétention ultime d’un réservoir de collecte des effluents du laboratoire chimie. Pour permettre d’investiguer, la rétention doit être vide. Hors une présence d’eau est constatée. Un pompage préalable est demandé. Le 12 septembre, lors de sa ronde d’observation, un agent de terrain du service Conduite constate qu’il y a à nouveau de l’eau dans la rétention du même réservoir. L’agent remarque également qu’une pompe permettant la vidange d’un puisard du local associé au réservoir, démarre tardivement et ne permet pas une vidange de ce puisard avant son débordement dans la rétention ultime.  Le 15 septembre, après réparation d’un clapet anti-retour sur la pompe, la vidange est de nouveau opérationnelle et la rétention peut être expertisée. Les investigations concluent alors à une dégradation du revêtement rendant la rétention inétanche et indisponible. Cet écart a été déclaré le 24 septembre 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Janvier 2025

Le 13 janvier à 8h27, un magasinier entre en zone contrôlée dans un batiment de stockage après avoir oublié son dosimètre opérationnel dans le vestiaire chaud. A 9h41, un intervenant retrouve le dosimètre opérationnel dans le vestiaire et prévient le magasinier, qui poursuit son activité et sort de Zone Contrôlée à 11h33. 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 15 janvier 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Février 2025

Le 11 février 2025, un intervenant entre en zone contrôlée pour préparer une activité. Il n’identifie pas le caractère zone orange de son activité, ni la signalisation présente sur la porte du local, et entre sans respecter les conditions d’accès.
Deux minutes plus tard, il détecte la présence d’une signalétique de zone orange, se rend compte de son erreur et sort du local sans avoir entendu l’alarme de son dosimètre.
Il sort alors de zone contrôlée et informe sa hiérarchie. 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 13 février 2025 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0.

Mars 2025

Le 5 mars 2025, un intervenant doit réaliser un chantier dans le bâtiment réacteur de l’unité de production n°6, à l’arrêt pour visite partielle. Pour cela, il doit être muni d’un dosimètre opérationnel. A 13h40, il entre en zone contrôlée avec son dosimètre opérationnel. A 14h40, à la suite de son chantier, l’intervenant se rend compte que son dosimètre est éteint. Intervenir en zone contrôlée avec un dosimètre éteint représente un écart à nos règles de radioprotection. Même si il n’a pas eu de conséquence sur la santé de l’intervenant, celui-ci a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection le 7 mars 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 17 mars 2025, l’unité de production n°6 est à l’arrêt pour visite partielle. Dans le cadre de cette maintenance, un contrôle sur un générateur de vapeur situé dans le bâtiment réacteur en zone contrôlée est réalisé. Pour réaliser cette intervention, un sas est installé autour du matériel permettant le confinement du chantier. Une heure plus tard, une balise de surveillance globale de la contamination volumique du bâtiment réacteur se déclenche. Les intervenants sont évacués et par précaution se rendent au service médical pour contrôler leur dosimétrie. Après investigation, une brèche est détectée au niveau du sas ainsi qu’un problème sur la mise en dépression empêchant le confinement. Après contrôle par le service médical, aucune prise de dose ne dépasse le Seuil d’évaluation de Dose (SeD) qui correspond au 1/40 de la limite règlementaire annuelle. Cet évènement n’a pas eu d’impact sur la santé et la sécurité du personnel, la sûreté de l’installation ou l’environnement. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 20 mars 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Avril 2025

Le 31 mars 2025, l’unité de production n°2 est à l’arrêt pour sa visite partielle. Des intervenants réalisent une activité dans un local du bâtiment réacteur, à proximité d’une zone orange. A 14h40, un contrôle est réalisé par un technicien, le balisage de la zone orange est contrôlé conforme. A 15h20, le technicien est contacté afin de réaliser une cartographie du local. A son arrivée il découvre que le balisage de la zone orange est déposé à proximité du chantier, il le remet alors immédiatement en conformité. L’absence du balisage zone orange constitue un écart qui a été déclaré à l’ASNR le 8 avril 2025 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES. Il n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur la santé des intervenants.

Septembre 2025

Le 28 août 2025 à 10h45, un intervenant initialise un dosimètre opérationnel pour accéder au local sources en zone contrôlée afin de récupérer un matériel de détection de plomb. Entre 11h50 et 12h30, il réalise des activités de diagnostic dans une autre zone contrôlée, équipé de ses dosimètres passif et opérationnel. A la sortie du vestiaire, il est toujours en possession du dosimètre opérationnel initialisé à 10h45. A 15h30, il retourne au local sources en Zone Contrôlée pour restituer le matériel emprunté le matin. À 15h35, il constate la perte de son dosimètre et informe le pôle compétence “travailleurs”. Il entre une nouvelle fois dans le local sources, sans dosimètre opérationnel, en tentant de le retrouver. Cet écart aux règles de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur sa santé. Il a été déclaré à l’ASN le 03 septembre 2025 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 19 septembre 2025 à 11h05, deux intervenants se rendent en Zone Contrôlée afin de réaliser une visite terrain en lien avec leur activité à venir. Dix minutes plus tard, à leur sortie, ils sont interpellés par un membre de la sécurité qui les alertes sur l’absence de leurs dosimètres opérationnels. Les intervenants étaient toutefois porteurs de leurs dosimètres passifs. Cette non-conformité constitue un écart même si l’activité n’a pas eu de conséquence sur la santé des intervenants. Cet écart a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection le 23 septembre 2025 au niveau 0 en dessous de l’échelle INES.

Novembre 2025

Le 5 novembre 2025, à 08h30, un intervenant réalise une opération de manutention pour déplacer un équipement d’un bâtiment à un autre, dans le cadre d’une préparation à une activité.  Peu après, un agent d’une entreprise responsable de l’activité lui demande de déplacer à nouveau l’équipement et ouvre le balisage pour faciliter son passage. La zone d’intervention étant classée « zone orange », elle nécessite une autorisation spécifique (RTR). L’intervenant s’interroge sur la conformité de l’opération mais, pensant que la zone était sécurisée, introduit l’équipement dans le bâtiment.
Cette entrée en zone orange sans autorisation constitue un écart aux règles de radioprotection. L’événement n’a eu aucune conséquence sur la santé de l’intervenant et a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 10 novembre 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Le 20 octobre 2025, dans le cadre d’un chantier de maintenance, une benne vide destinée à recueillir des déchets non radioactifs est mise en place. Le 13 novembre 2025, à 15h20, après avoir été remplie, la benne passe devant un portique interne site de contrôle de radioactivité. Le portique se déclenche. La benne est immédiatement mise de côté en attente d’expertise. Le 14 novembre 2025, les premières investigations révèlent la présence d’une contamination dans un sac éventré contenant de la boue, sac qui ne provient pas du chantier initial. À ce jour, les recherches n’ont pas permis d’identifier l’origine de celle-ci.
Cette contamination constitue un écart aux règles de gestion des déchets. L’événement n’a eu aucune conséquence sur la santé des intervenants et a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 18 novembre 2025, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Décembre 2025

Le mercredi 26 novembre 2025, trois agents effectuent une visite terrain en zone contrôlée.
Lors de leur passage, et conformément aux règles de radioprotection, chacun s’équipe d’un dosimètre opérationnel – un appareil mesurant en temps réel l’exposition aux rayonnements.
Après avoir terminé leur visite en zone contrôlée, deux des trois agents font le constat que leur dosimètre est resté sur « OFF » et font immédiatement remonter l’information.
Des vérifications ultérieures ont confirmé que la dose reçue lors de leur passage en zone contrôlée était très faible : 0,001 mSv, soit bien en dessous des limites règlementaires et sans impact pour la santé

Cet événement n’a eu aucun impact sur la santé des intervenants. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 1er décembre, au niveau 0 en dessous de l’échelle INES