Événements 2026

Janvier 2026 – Détection tardive du non-respect d’une spécification technique d’exploitation

Le 20 janvier 2026, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un événement significatif pour la sûreté relatif à la détection tardive du non-respect d’une spécification technique d’exploitation.

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Février 2026 – Détection tardive de l’indisponibilité d’une pompe du circuit ASG

Le 24 février, EDF à déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un évènement significatif pour la sûreté relatif à la détection tardive de l’indisponibilité d’une pompe du circuit ASG

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Janvier 2026

Le 25 décembre 2025, l’unité de production n°6 est en fonctionnement. Un opérateur constate, en salle de commande, des appoints d’eau anormalement fréquents vers le réservoir d’un circuit de refroidissement. Le 4 janvier 2026, l’isolement d’un réfrigérant du circuit permet de constater l’arrêt de la baisse de niveau : l’équipement est alors caractérisé inétanche. Cet événement, lié à une inétanchéité non détectée d’un équipement du circuit de refroidissement, n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, mais constitue un écart aux règles d’exploitation. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 7 janvier 2026.

Le 26 décembre 2025, l’unité n°4 est en production. Une rénovation des clapets du système de ventilation est en cours depuis le 16 décembre dans le bâtiment combustible. A 18h52, lors du rebranchement des capteurs après changement des clapets, un défaut d’isolement électrique apparaît, déclenchant deux alarmes. Ces alarmes ont été traitées : le défaut a disparu en quelques minutes. Ce défaut constitue un écart à nos règles générales d’exploitation. Même s’il n’a pas eu de conséquence sur la sureté des installations, cet écart a été déclaré le 8 janvier 2026 à l’Autorité de Sureté Nucléaire et de Radioprotection, au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Le 8 janvier 2026, l’unité de production n°1 est en fonctionnement normal. Conformément à la stratégie d’exploitation, les équipes engagent le repli du réacteur afin d’atteindre l’état Réacteur Complètement Déchargé, après la détection d’un corps migrant dans la partie secondaire d’un générateur de vapeur. La baisse de puissance est lancée puis le réacteur est découplé du réseau dans la soirée.
Le 9 janvier 2026, au cours de la phase d’arrêt sur générateurs de vapeur, la concentration en bore du circuit primaire dépasse la valeur maximale attendue dans les 24 heures suivant la convergence du réacteur. Ce dépassement rend la situation redevable d’un événement de conduite.
Au cours de la relève, le Chef d’Exploitation détecte le non-respect du critère et fait poser l’évènement requis. Les équipes préparent et mettent en œuvre les actions permettant de diluer le circuit primaire afin de retrouver une concentration conforme.
En milieu de matinée, après la réalisation des appoints nécessaires, la concentration en bore se stabilise à une valeur inférieure au seuil autorisé, permettant la levée de l’événement.
Cet écart, sans conséquence sur la sûreté des installations, l’environnement ou la santé du personnel, a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 13 janvier 2026 au niveau 0 de l’échelle INES.

Le 09 janvier 2026, l’unité de production est en fonctionnement. A 20h, une équipe du site intervient pour pomper et nettoyer le sol de la rétention d’un réservoir d’eau. Lors du nettoyage, un intervenant touche malencontreusement le levier d’une vanne sans s’en rendre compte, provoquant l’ouverture partielle de cette dernière. A 21h35, l’équipe intervenante déclare le chantier terminé. Le 10 janvier à 03H40, une alarme signale un niveau bas du réservoir d’eau. Une recherche de fuite est effectuée. A 04h28, un agent trouve la vanne partiellement ouverte et la referme aussitôt. Le niveau d’eau du réservoir se stabilise, un appoint d’eau est effectué et l’alarme est acquittée. Cet écart n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ni sur l’environnement, mais il a été déclaré le 14 janvier 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 14 janvier 2026, l’unité N°1 est à l’arrêt pour maintenance. Une intervention de remplacement d’un tandem de chaines neutroniques est en cours de préparation, quand, à 17h06, une des chaines est désinhibée pendant 3 secondes. Cette mauvaise analyse dans l’enchainement de l’activité entraine un ordre d’Arrêt Automatique Réacteur, sans effet puisque l’unité était déjà à l’arrêt, mais occasionne néanmoins l’activation des pompes du circuit de contrôle volumétrique et chimique du fluide primaire (RCV). Elles seront remises en configuration à 17h25. Cet écart à nos règles d’exploitation n’a pas eu de conséquence sur la sureté des installations. Il a été déclaré le 16 janvier 2026 à l’Autorité de Sureté Nucléaire et de Radioprotection au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Le 19 janvier 2026, l’unité de production n°2 est en fonctionnement. Un climatiseur est détecté indisponible.
Le 9 décembre, un second climatiseur est mis à l’arrêt pour maintenance annuelle. La superposition des deux indisponibilités nécessite d’adapter l’exploitation le temps des réparations.
Une Modification Temporaire des Règles Générales d’Exploitation est alors élaborée puis validée le 31 décembre 2025. Elle prévoit la réalisation d’aucune activité liée à la fonction chauffage et un suivi renforcé des températures des locaux concernés.
Ces mesures compensatoires empêchant la réalisation de contrôles règlementaires, le 16 janvier, un climatiseur est mis à l’arrêt et un régime de consignation est posé permettant de sécuriser l’équipement avec une date d’effet rétroactive au 14 janvier correspondant au dépassement de la limite réglementaire de l’équipement sous pression associé au climatiseur.
Le maintien en fonctionnement du climatiseur (du 14 au 16 janvier) malgré la mesure compensatoire en vigueur, constitue un non-respect des spécifications d’exploitation (STE).
Cet événement n’a pas eu d’impact sur la sûreté des installations. Cependant, en raison d’un non-respect des STE il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 21 janvier, au niveau 0 de l’échelle INES.

Le 19 janvier 2026, l’unité de production n°3 est en fonctionnement. Lors d’un essai périodique, une équipe détecte à 20h30 qu’un module de mesure du circuit primaire ne respecte plus un critère attendu.
À 22h02, l’astreinte choisit de ne pas modifier la configuration du circuit, sans identifier l’impact sur une alarme associée.
Le 20 janvier à 10h00, un autre essai programmé est réalisé et clôturé à 13h18.
À 14h00, les équipes constatent que l’alarme liée au module est indisponible, créant deux événements catégorisés en simultané, situation non autorisée par les règles d’exploitation. La remise en conformité, imposée sous 24 h, est immédiatement engagée et l’alarme est rétablie.
Le 21 janvier à 11h00, le module est réétalonné : les critères redeviennent conformes et le système retrouve sa configuration normale.
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 23 janvier, au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.

Février 2026

Le 13 janvier 2026, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour maintenance programmée. Une chaîne de mesure servant à surveiller le niveau neutronique du réacteur est confirmée indisponible depuis la veille, ce qui déclenche un événement imposant sa réparation dans un délai déterminé.
Dans la nuit du 14 au 15 janvier, l’élément est remplacé et les premiers contrôles sont concluants. L’événement en cours est levé.
Le 26 janvier, une réévaluation interne met en évidence que la requalification réalisée quelques jours plus tôt n’a pas été menée selon l’intégralité des prescriptions techniques applicables. L’événement est de nouveau posé.
Le 27 janvier, la chaîne est entièrement requalifiée, confirmant son bon fonctionnement. Cet écart 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 2 février, au niveau 0 de l’échelle INES.

Le 17 janvier, l’unité de production N°1 est à l’arrêt pour maintenance. L’équipe conduite, dans le cadre de la surveillance en salle de commande, constate l’inétanchéité d’une ou plusieurs vannes sur un tronçon du circuit RCV (systeme assurant le contrôle chimique et volumétrique du circuit primaire). Après une première intervention sur cette vanne le 22 janvier, l’inétanchéité persiste et nécessite un diagnostic plus approfondi. Dans l’objectif d’identifier la vanne inétanche, l’équipe de conduite décide de fermer une nouvelle vanne le 29 janvier à 8h39.  Mais cette dernière rend indisponible le dispositif d’appoint automatique du circuit primaire. A 9h29, le chef d’exploitation constate la fermeture de la vanne et demande sa réouverture immédiate. Cette Indisponibilité du dispositif d’appoint automatique pendant 50 minutes constitue un écart qui n’a pas eu d’impact sur la sureté des installations mais qui a été déclaré le 3 février 2026 à l’Autorité de Sureté Nucléaire et de Radioprotection au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Le 29 janvier 2026, l’unité de production n°2 est en fonctionnement. Des techniciens travaillent sur une partie du système électrique qui alimente différents équipements de la centrale.
Pendant cette intervention, un disjoncteur s’est ouvert automatiquement ce qui a eu pour conséquences immédiates la mise hors service de certains équipements, le changement de statut de quelques événements techniques déjà suivis par l’équipe du service conduite de la centrale et l’impossibilité d’utiliser quelques vannes automatiques, car elles n’étaient plus alimentées.
Dès que la coupure a été constatée, les techniciens ont stoppé leur intervention.
Quelques minutes plus tard, après analyse, le service conduite a réenclenché le disjoncteur, ce qui a permis de remettre le tout sous tension.
Afin d’identifier si la coupure venait d’une panne matérielle ou d’une mauvaise manipulation, l’activité a été de nouveau réalisée le 3 février et a permis d’écarter la piste de l’anomalie matériel à l’origine du déclenchement.
Cet écart n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ni sur l’environnement, mais il a été déclaré le 10 février à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Janvier 2026

Le 15 janvier 2025, un ingénieur en radioprotection équipé d’un radiamètre réalise sa visite terrain hebdomadaire. En circulant sur la voirie, l’appareil déclenche une alarme, signalant une élévation de l’ambiance radiologique. Le service de prévention des risques intervient alors pour établir une cartographie de la zone, identifie un point de contamination et procède à son retrait. Le même jour, une cartographie élargie est réalisée. Elle met en évidence un second point de contamination, également situé de manière très localisée sur la voirie. Bien que ces contaminations n’entraînent aucune conséquence pour la santé des salariés ni pour l’environnement de la centrale, elles constituent un écart à nos règles de radioprotection en raison d’une activité mesurée supérieure à 1 méga-becquerel. Conformément aux exigences réglementaires, cet écart a été déclaré le 19 janvier 2026 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Février 2026

La centrale nucléaire de Gravelines dispose de plusieurs installations dédiées au traitement des effluents sanitaires, appelées MiniBlocs. Après traitement et vérification de leur conformité chimique, ces effluents sont orientés vers les filières adaptées : réseau d’eaux usées et/ou station d’épuration.
Le 16 février 2026, une analyse radiologique des eaux traitées provenant de l’un des MiniBlocs a mis en évidence la présence de traces minimes de Cobalt 60, mesurées à 3,2 Bq/L. Cette concentration correspond à une dose radiologique environ 10 000 fois inférieure à la limite annuelle réglementaire applicable au public. Ce résultat conduit à considérer que certaines évacuations d’effluents réalisées début février ont pu contenir des traces de ce radionucléide artificiel.
Bien que cet écart n’ait eu aucun impact sur l’environnement, il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR), conformément aux exigences réglementaires applicables aux événements relevant du domaine environnemental.