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.

Depuis 2023, la centrale a rénové le tambour filtrant de l’unité de production n°2 et posé un nouveau système de graissage, validé conforme. Entre 2023 et juillet 2025, les contrôles réguliers des pompes de graissage montrent des visites conformes. À partir de juillet 2025, plusieurs contrôles révèlent des anomalies. En février 2026, lors d’une visite approfondie, une mauvaise position d’une tuyauterie de graissage est détectée entrainant un manque de graissage du tambour filtrant. Cette tuyauterie est remise en place à l’emplacement requis, et le 15 février 2026, le tambour est requalifié. Cet événement n’a pas eu d’impact sur la sûreté des installations. Cependant, il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 27 février 2026 au niveau 0 de l’échelle INES.

Mars 2026

Le 26 janvier 2026, l’unité de production n°1 est à l’arrêt. Dans le cadre de contrôles visuels réalisés dans le bâtiment réacteur, des intervenants découvrent la présence de traces de bore sur l’assemblage d’un circuit.
L’analyse met en évidence un problème de montage lié à l’utilisation de joints inadaptés. En effet, en 2025, un remplacement avait été effectué avec des joints de substitution, faute de stock disponible.
Le 30 janvier 2026, les joints sont remplacés par une référence conforme. Cet écart, qui n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) le 4 mars 2026, au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Le 27 février 2026, l’unité de production n°2 est à l’arrêt. En début de matinée, une équipe d’intervention rapide (EIR) est sollicitée pour remplacer une ampoule en salle de commande, cassée lors d’une première manipulation de remplacement. L’équipe constate l’ampoule brisée et débute son extraction. Au cours de l’intervention, un défaut d’isolement apparaît : le filament de l’ampoule touche le support du bouton de commande. L’élément est retiré immédiatement, ce qui rétablit la situation. Un peu plus tard dans la journée, une seconde équipe procède au remplacement complet de l’ampoule en débranchant les fils au relayage, assurant la remise en conformité.
Cet évènement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté, l’environnement ou la santé du personnel, mais constitue un écart à nos règles d’exploitation. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 4 mars, au niveau 0 de l’échelle INES.

Le 5 mars 2026, l’unité N°1 est en production. L’unité N°2 est quant à elle en cours de redémarrage. Le 5 mars à 23h30, une visite du dégazeur du réservoir de traitement des effluents primaires étant planifiée sur l’unité 2, les flux sont orientés vers le réservoir de l’unité 1.
Le 6 mars à 2h10, une pré-dilution du circuit primaire est engagée sur l’unité 2, entrainant une montée du niveau des effluents dans le réservoir de l’unité 1, sans information spécifique faite aux opérateurs de l’unité 1. Le 6 mars à 4h36, le niveau maximal de ce réservoir, dont le dégazeur n’a pas démarré en automatique suite à un défaut, est dépassé. A 5h30, une vanne est ouverte afin de transférer les effluents vers le réservoir de l’unité 2 et ainsi passer sous le niveau maximal. Tandis que le dégazeur en défaut est remis en service à 5h48.
Le dépassement du niveau maximal du réservoir couplé à l’indisponibilité du dégazeur constitue un écart à nos règles d’exploitation.  S’il n’a eu de conséquence ni sur la sureté des installations, ni sur l’environnement, cet écart a été déclaré le 10 mars à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0, soit en dessous du seuil de l’échelle INES.

Le 23 février 2026, les unités de production n°3 et n°4 sont en fonctionnement normal. L’unité n°4 engage une opération de maintenance préventive sur son diesel d’ultime secours (DUS)*. Durant cette maintenance, une mesure palliative impose que les alimentations électriques externes restent disponibles.
Le 28 février, les équipes identifient une opération planifiée consistant à basculer la ligne d’alimentation d’un poste électrique externe vers un autre. Cette activité nécessite de rendre indisponible l’une des sources électriques externes de secours de l’unité n°4.
À 23h30, l’activité de basculement est autorisée et réalisée. Or, cette opération place l’installation en contradiction avec la mesure palliative associée à la maintenance du DUS.
Le 1er mars au matin, lors de la relève, le Chef d’Exploitation identifie l’incompatibilité entre les deux prescriptions particulières et confirme que la mesure palliative n’a pas été respectée au moment du basculement électrique.
Cet écart n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, l’environnement ou la santé du personnel. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 12 mars 2026, au niveau 0 de l’échelle INES.
* groupe électrogène de secours indépendant destiné à assurer l’alimentation électrique minimale du site en cas de perte totale des autres sources.

Depuis le 2 mars 2026, des travaux sont réalisés pour remplacer un coffret électrique sur l’unité de production n°5 qui est en fonctionnement. Le 9 mars à 15h27, un intervenant ferme par inadvertance une porte entraînant l’indisponibilité de matériel de ventilation du système d’alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG*) conditionnant le fonctionnement des motopompes et de la turbopompe ASG. 6 secondes plus tard, la porte est rouverte et la ventilation est de nouveau pleinement disponible. Cet événement n’a pas eu d’impact sur la sûreté des installations. Cependant, l’indisponibilité momentanée de certains matériels de ventilation constitue un écart à nos règles d’exploitation. Cet écart a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 16 mars au niveau 0 de l’échelle INES. *système ASG : circuit d’alimentation de secours des générateurs de vapeur qui intervient en cas de défaillance du circuit d’alimentation normale des générateurs de vapeur pour évacuer la puissance résiduelle du cœur du réacteur et refroidir le circuit primaire. Ce circuit est équipé de plusieurs systèmes de pompes redondantes.

Le 17 juin 2023, lors d’une opération de maintenance prévue sur le réacteur n°6 (réacteur à l’arrêt), une équipe d’intervenants procède au remplacement d’un robinet et de la tuyauterie associée ainsi qu’à la soudure d’un manchon (petit raccord métallique) sur une canalisation utilisée pour vidanger un réservoir contenant de l’acide borique.
Tous les contrôles réalisés après les travaux indiquent que l’installation est conforme.
Le 15 janvier 2026, alors que le réacteur n°6 est en fonctionnement normal, un intervenant repère une très petite fuite sur ce même raccord lors d’une ronde. Une demande d’intervention est immédiatement ouverte.
En examinant les documents liés à l’installation de 2023, le service maintenance découvre qu’une étape administrative obligatoire (une analyse réglementaire) n’a pas été réalisée à l’époque.
Le 17 février 2026, la direction de la centrale décide donc d’arrêter progressivement le réacteur n°6 pour permettre une intervention en toute sécurité.
Dans la nuit du 7 au 8 mars 2026, lorsque le réacteur atteint l’état d’arrêt prévu, les équipes de maintenance remplacent le manchon défectueux par un nouveau manchon en inox. Les contrôles techniques réalisés après la réparation confirment que le nouveau montage est conforme. Le manchon fuyard déposé est transmis pour analyse et expertise.
Le rapport d’analyse reçu le 9 mars 2026 indique que le manchon installé en 2023 n’était pas en inox comme attendu mais en acier carbone.
Cet écart n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ni sur l’environnement, mais il a été déclaré le 16 mars 2026 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 21 mars 2026, l’unité de production n°1 est en fonctionnement. Dans ce cadre, un essai périodique du système de protection du réacteur est réalisé. Au cours de cet essai, un dégagement de vapeur apparaît lors du démarrage d’un équipement, entraînant l’activation de la détection incendie et la fermeture automatique d’un clapet coupe‑feu. Cette situation conduit à une indisponibilité temporaire d’une partie du système d’alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG*). Les équipes appliquent les règles de conduite prévues et la situation est rapidement rétablie après réouverture du clapet.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.
*système ASG : circuit d’alimentation de secours des générateurs de vapeur qui intervient en cas de défaillance du circuit d’alimentation normale des générateurs de vapeur pour évacuer la puissance résiduelle du cœur du réacteur et refroidir le circuit primaire. Ce circuit est équipé de plusieurs systèmes de pompes redondantes.

[GÉNERIQUE] Les Règles générales d’exploitation sont les règles qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement de l’installation et les prescriptions de conduite du réacteur associées. Elles encadrent notamment les interventions réalisées sur les équipements contribuant à la sûreté et prescrivent, au travers du chapitre dédié aux Spécifications Techniques d’Exploitation (STE), la conduite à tenir en cas d’indisponibilité de matériels.
En septembre 2023, suite au changement de référentiel VD4 900, une anomalie d’étude a été découverte concernant la non prise en compte de débits de pompes maximums requis lors de certaines situations sur des pompes ASG (Système d’alimentation de secours des générateurs de vapeur).
Entre septembre 2023 et fin 2025 de nouveaux réglages sur les vannes de débit ont alors été réalisés sur les unités concernées pour respecter ce critère de débit maximum. En février 2026, lors d’un essai périodique il est apparu que le réglage des butées de vannes réglantes ASG n’étaient que partiellement conformes et ne répondaient pas en tout point aux exigences prescrites par les RGE.
Bien que les pompes aient toujours été disponibles, EDF a déclaré à l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection, le 25 mars 2026, un événement significatif pour la sûreté à caractère générique au niveau 0 de l’échelle INES, qui en compte 7, pour les réacteurs des centrales nucléaires de Blayais, Chinon, Cruas, Dampierre, Gravelines, Saint Laurent des eaux et Tricastin.

[GÉNERIQUE] Les Règles Générales d’Exploitation (RGE) sont les règles qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement de l’installation et les prescriptions de conduite du réacteur associées. Elles encadrent notamment les interventions réalisées sur les équipements contribuant à la sûreté et prescrivent, au travers du chapitre dédié aux Spécifications Techniques d’Exploitation (STE), la conduite à tenir en cas d’indisponibilité de matériels.
Lors d’un essai périodique sur ASG (Système d’alimentation de secours des générateurs de vapeur) à Saint laurent des eaux, l’exploitant constate que l’essai omet la vérification de l’apparition des alarmes ASG par débit seuil haut contrairement à ce que prescrivent les RGE. Après vérification, cette omission concerne plusieurs unités du parc.
Cet évènement a conduit EDF à déclarer à l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection, le 26 mars 2026, un événement significatif pour la sûreté à caractère générique au niveau 0 de l’échelle INES, qui en compte 7, pour les réacteurs des centrales nucléaires de Blayais, Chinon, Cruas, Dampierre, Gravelines, Saint Laurent des eaux et Tricastin.

Le 12 mars 2026, l’unité de production n°6 est à l’arrêt afin de procéder à une opération de maintenance sur une tuyauterie du circuit d’injection de sécurité. Un essai périodique de sûreté de ce système d’injection est réalisé, conformément aux conditions requises et aux exigences calendaires. Le 19 mars 2026, un second essai est néanmoins effectué alors qu’il n’était pas requis, le premier essai ayant déjà couvert les exigences réglementaires. Cet écart aux règles générales d’exploitation n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations. Il a été déclaré le 31 mars 2026 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Avril 2026

[GÉNERIQUE] Lors du fonctionnement de la turbo pompe ASG (Système d’alimentation de secours des générateurs de vapeur), un dégagement de vapeur (tout à fait normal) se produit. Cette vapeur est alors évacuée dans des endroits différents selon les configurations des sites. Pour certains d’entre eux, cette présence de vapeur déclenche la détection incendie des locaux. Le déclenchement de cette détection implique la vérification visuelle par des agents de terrain pour confirmer l’absence de feu. Sur les unités de production impaires, cette détection génère également la fermeture automatique d’un clapet coupe-feu. Lorsque les équipes réalisent des essais périodiques pendant lesquels la turbo pompe de sous tirage ASG est sollicitée, les capteurs sont inhibés pour éviter le déclenchement de l’alarme.
Cette situation de fermeture intempestive du clapet coupe-feu, a conduit EDF à déclarer à l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection, le 2 avril 2026, un événement significatif pour la sûreté à caractère générique au niveau 0 de l’échelle INES, qui en compte 7, pour les réacteurs des centrales nucléaires de Blayais, Chinon, Cruas, Dampierre, Gravelines, Saint Laurent des eaux et Tricastin.

Le 5 avril à 18h59, l’unité de production n°2 est couplée au réseau électrique national. Les opérateurs débutent la montée en puissance pour passer au-delà des 40% à 20h50, alors que le contournement Global Turbine au Condenseur* est resté en mode manuel. Les vannes ne peuvent ainsi pas manœuvrer de manière automatique. Elles sont alors considérées comme indisponibles, ce qui constitue un écart à nos règles d’exploitation. Même s’il n’a pas eu de conséquence sur la sureté des installations, il a été déclaré le 8 avril 2026 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 système de contournement de la turbine au condenseur (GCT-c) a pour rôle d’évacuer la vapeur produite par les générateurs de vapeur vers le condenseur, dans certaines phases d’exploitation normales ou dégradées du réacteur, notamment en cas d’indisponibilité de la turbine. Ce système permet alors de limiter la température et la pression du circuit secondaire.

Le 4 avril 2026, l’unité de production n°4 est à l’arrêt programmé pour rechargement. Un essai périodique visant à vérifier le bon fonctionnement du basculement automatique des alimentations électriques internes est engagé. Lors cet essai, les équipes constatent que certaines informations attendues ne sont pas correctement transmises au système de contrôle. L’essai est alors interrompu. Le diagnostic met en évidence une inversion de câblage sur des entrées de mesure, issue d’une préparation incomplète.
Les équipes procèdent immédiatement à la remise en conformité du câblage. L’essai est ensuite réalisé à nouveau et se déroule conformément aux exigences techniques.
Cet événement, détecté et corrigé rapidement, constitue un écart qui n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, l’environnement ou la santé du personnel. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 8 avril 2026, au niveau 0 de l’échelle INES.

Dans la nuit du 23 au 24 avril 2026, l’unité n° 3 de la centrale de Gravelines est en fonctionnement. L’équipe de conduite réalise un essai périodique programmé pour contrôler le comportement d’un groupe électrogène de secours. Lors de cet essai, une action est effectuée avec un décalage de quelques secondes dans le temps par rapport à ce qui était prévu. Ce décalage n’a pas remis en cause le fonctionnement des équipements, mais il n’a pas permis de valider complètement les résultats du test. Par mesure de sûreté et en conformité avec les procédures réglementaires, les équipes de conduite ont procédé à la réalisation d’un nouvel essai périodique le 24 avril après midi. Ce second essai  a permis de confirmer que les équipements testés étaient opérationnels et conforme aux exigences de sûreté. Cet écart n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ni sur l’environnement. Il a néanmoins été déclaré le 28 avril à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Mai 2026

Le 20 mars 2026, l’unité de production n°3 est en production. Dans le cadre d’un essai périodique du système de protection du réacteur, la vanne d’alimentation en vapeur de la turbopompe du système d’alimentation de secours des générateurs de vapeur se ferme de manière fortuite peu après son démarrage. Cette fermeture entraîne l’indisponibilité temporaire de cette turbo pompe. Les équipes procèdent rapidement au réarmement de la vanne, permettant ainsi de retrouver a disponibilité de la turbo pompe. L’analyse réalisée a posteriori conclut que cet événement est redevable d’un écart aux règles générales d’exploitation, bien que la conduite à tenir ait été respectée durant l’essai. Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, l’environnement ou la santé du personnel. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 4 mai 2026, au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Le 28 avril 2026, l’unité de production n°3 est en fonctionnement. Le 10 mai 2026, dans le cadre d’une intervention de maintenance sur des équipements électriques, une erreur de manipulation sur l’installation entraîne la perte de l’alimentation d’un des deux transformateurs auxiliaires de l’unité. Cette perte d’alimentation électrique est redevable de la pose d’un événement conformément à nos règles d’exploitation.
Après réalisation de contrôles préventifs et analyse des résultats, le transformateur auxiliaire est remis sous tension le soir même et l’événement est levé. Sans conséquence sur la sûreté des installations, de l’environnement ou du personne, cet écart a fait l’objet d’une déclaration le 12 mai 2026 auprès de l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR), au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Le 18 août 2025, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour une visite partielle. Durant cet arrêt programmé de maintenance, l’échange standard d’un moteur d’un groupe motopompe primaire (GMPP) est réalisé.
Le 15 février 2026, une fuite est détectée sur le GMPP concerné. Après diagnostic, celle-ci est liée à un défaut de serrage d’une bride, dû à l’utilisation d’une visserie inadaptée.
Le 16 février 2026, la visserie est remplacée et les contrôles de conformité sont effectués, avec des résultats conformes.
Ce défaut de serrage n’a eu aucune conséquence sur la sûreté de l’installation, mais constitue un écart. Il a été déclaré le 15 mai 2026 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Entre décembre 2025 et mai 2026, les équipes de la centrale suivent régulièrement la pression d’un dispositif d’air comprimé utilisé en situation de secours pour piloter certains équipements essentiels du réacteur. Cette pression diminue progressivement au fil du temps sans alerte particulière.
Le 9 mai 2026, lors d’une ronde, un intervenant détecte que la pression est passée en dessous de la valeur minimale requise.
Une intervention de maintenance est rapidement réalisée pour corriger l’anomalie d’étanchéité à l’origine de la baisse de pression. L’installation est ensuite requalifiée conforme.
Cet écart, lié à une dégradation progressive non détectée d’un équipement de secours, n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, l’environnement ou la santé du personnel. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 27 mai 2026, au niveau 0 de l’échelle INES.

Le 26 mai 2026, l’unité de production n°6 est en fonctionnement. Une manœuvre courante d’exploitation est programmée. Dans ce cadre, un intervenant doit réaliser une opération sur un circuit de l’installation. Au moment de réaliser sa manœuvre, il procède à l’ouverture d’une autre vanne appartenant à un circuit de ventilation au lieu de la vanne initialement prévue. L’écart est détecté rapidement et la vanne du circuit de ventilation est refermée après 13 minutes.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Juin 2026

Le 16 septembre 2025, lors d’une inspection de l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection, une anomalie est détectée sur un équipement de climatisation contribuant au refroidissement des installations de l’unité de production n°3.
Cette anomalie correspond à l’absence d’un dispositif de maintien mécanique prévu à la conception, susceptible de garantir la tenue de l’équipement en cas de séisme. Aucun dysfonctionnement ni fuite ne sont constatés en fonctionnement normal.
L’équipement est remis en conformité lors de l’arrêt programmé suivant. Des contrôles complémentaires réalisés sur les autres équipements similaires du site n’ont pas mis en évidence d’anomalie équivalente.
Cet événement, lié à une anomalie de montage d’un équipement de support, n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, l’environnement ou la santé du personnel. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 5 juin 2026, au niveau 0 de l’échelle INES.

Le 5 juin 2026, l’unité de production n°4 est à l’arrêt pour rechargement. Dans le cadre de la réalisation d’essais périodiques sur le système d’aspersion de l’enceinte, une pompe du circuit d’injection de sécurité est laissée déconnectée en fin d’essai, en cohérence avec la préparation de l’essai suivant.
Lors de la remise en configuration, les équipes s’interrogent sur la nécessité de reconnecter cette pompe. Après échange entre les différents acteurs, il est décidé de la laisser dans cet état. À l’issue de l’essai, cette situation conduit à l’indisponibilité simultanée des deux voies du système.
En début d’après‑midi, lors de son évaluation de sûreté, le Chef d’Exploitation identifie cette anomalie. La remise en conformité est immédiatement demandée et réalisée, permettant de rétablir la disponibilité du système.
Cet événement, lié à une mauvaise analyse collective de l’état requis des installations, constitue un écart aux règles d’exploitation. Il n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, l’environnement ou la santé du personnel.
Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 8 juin 2026, au niveau 0 de l’échelle INES.

[GÉNERIQUE] Dans le cadre des programmes de maintenance préventive des centrales nucléaires, des examens télévisuels des soudures des adaptateurs de couvercles de cuve sont périodiquement réalisés. En complément, un examen visuel global est prescrit pour tous les couvercles de cuve à chaque arrêt pour rechargement.
Ce procédé de contrôle, réalisé pour la première fois en 2011, a fait l’objet en 2024 d’un retour d’expérience ainsi que d’un état des lieux des modifications réalisées depuis sa mise en œuvre initiale.
En juin 2025, lors de la mise en service industrielle du procédé de contrôle mis à jour et de sa réalisation sur l’unité de production n°4 de la centrale nucléaire de Blayais, un défaut de procédure est constaté. Celui-ci met en évidence la non-détection d’indications (suspicion de défaut) sur certaines soudures ainsi que des zones non couvertes par le procédé de contrôle.
Cependant, après analyse, l’ensemble des indications non relevées correspondent en réalité à des artefacts et non à des défauts réels. Par ailleurs, les zones non-couvertes sur certaines soudures sont situées dans les zones les moins sensibles à la dégradation. Enfin, les contrôles visuels réalisés à chaque arrêt pour maintenance sur les adapteurs accessibles n’ont détecté aucun dysfonctionnement.
Bien que ce défaut de procédure de contrôle n’ait pas eu d’impact sur la sûreté, il constitue un écart de contrôle qualité sur plusieurs sites (entre 2011 et 2025).
Par conséquent, le 8 juin 2026, la direction d’EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR), un événement significatif sûreté générique au niveau 0 (en-dessous de l’échelle INES qui en compte 7) pour les centrales nucléaires de Flamanville 1, Golfech 1, Dampierre 3, Saint-Alban1, Penly 1, Nogent 1, Gravelines 2, Cruas 2, Civaux 2, Cattenom 2 et Blayais 2.

Le 6 novembre 2025 et jusqu’au 6 février 2026, plusieurs essais périodiques sont réalisés sur des diesels de secours des unités de production n°2 et 6.
Le 29 avril 2026, lors d’un nouvel essai sur l’unité de production n°4, un écart est détecté entre la puissance demandée et celle réellement appliquée par le banc de charge.
Des analyses sont alors lancées et mettent en évidence que ce même type d’écart était présent sur des essais précédents, traduisant un non-respect partiel des règles générales d’exploitation.
Après vérifications, les résultats des essais sont toutefois jugés conformes et exploitables.
Sans conséquence sur la sûreté des installations, de l’environnement ou du personnel, cet écart a fait l’objet d’une déclaration le 15 juin 2026 auprès de l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR), au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Le 12 juin, l’unité de production n°1 est en fonctionnement. Lors d’un exercice incendie, un déclencheur manuel d’alarme incendie est actionné involontairement. Cette action entraîne l’indisponibilité temporaire du Diesel d’Ultime Secours (DUS) de l’unité de production n°1. La salle de commande est immédiatement alertée par des alarmes signalant la perte de disponibilité de cet équipement. Après identification de l’origine de l’événement, le déclencheur est réarmé et le DUS retrouve sa disponibilité quelques minutes plus tard. Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté de l’installation, la sécurité du personnel ou l’environnement. Il constitue toutefois un écart aux règles d’exploitation en raison de l’indisponibilité temporaire d’un matériel requis. Il a été déclaré le 18 juin 2026 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 11 juin 2026, l’unité de production n°5 est en fonctionnement. Dans le cadre d’une activité de maintenance réalisée sur un équipement électrique, une configuration de l’installation est conservée au-delà de la durée prévue.
Lors de la remise en service de l’équipement concerné, cette situation entraîne l’apparition d’alarmes. Les équipes appliquent les consignes prévues et réalisent les contrôles nécessaires. La situation est rapidement rétablie.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, l’environnement ou la santé du personnel. Il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Dans la nuit du 19 juin 2026, l’unité de production n°6 est en fonctionnement  et subit une dégradation d’une partie de son alimentation électrique à la suite d’une infiltration d’eau provenant des gaines de ventilation.
À 3h09, un premier onduleur se met en défaut et devient indisponible. Lors de leurs contrôles sur le terrain, les équipes constatent que de l’eau s’écoule sur les armoires électriques contenant les onduleurs. Peu après, une baisse de tension apparaît sur un tableau électrique associé, provoquant plusieurs alarmes et l’indisponibilité de divers équipements.
À 4h03, un second onduleur se déclenche à son tour. La perte de ces deux équipements entraîne l’indisponibilité de nombreux matériels importants pour l’exploitation de la tranche.
Les équipes appliquent alors les procédures prévues pour maintenir l’installation dans un état sûr, tandis que les services de maintenance interviennent pour limiter les conséquences de l’infiltration d’eau.
L’analyse montre que le nombre d’indisponibilités est suffisamment important pour qu’un repli de l’unité de production soit envisagé si la situation n’est pas rétablie rapidement.
Grâce à l’intervention des équipes, le premier onduleur est remis en service à 8h35, avant l’échéance qui aurait imposé l’engagement du repli. Cette remise en service permet de rétablir la disponibilité des équipements les plus pénalisants et d’éviter toute baisse de puissance ou arrêt de l’unité de production
Le second onduleur est définitivement réparé le 22 juin 2026 permettant le retour complet à une situation normale.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, l’environnement ou la santé du personnel. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 29 juin 2026, au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Le 27 juin 2026, l’unité de production n°5 est en arrêt programmé dans le cadre de sa visite décennale. Lors d’un essai périodique visant à vérifier le fonctionnement de certains équipements électriques, un groupe électrogène de secours démarre de manière inattendue.
Les équipes identifient rapidement l’origine de l’écart : une inhibition du démarrage avait été installée sur un mauvais bornier en raison d’un étiquetage identique présent sur l’équipement. Les équipes ont rapidement identifié l’origine de l’événement : lors de la préparation de l’essai, un dispositif temporaire destiné à empêcher le démarrage du diesel avait été installé sur un mauvais point de raccordement. L’équipement a alors démarré de façon imprévue avant d’être rapidement arrêté et la situation remise en conformité.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, l’environnement ou la santé du personnel. Il a été déclaré le 30 juin 2026 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.

Mars 2026

Le 26 février 2026, un conteneur destiné à un transport radiologique externe est déposé dans la zone surveillée logistique prévue à cet effet, afin de réaliser les contrôles habituels avant expédition et dans l’attente de son départ programmé le lendemain.
Le 27 février au matin, le chauffeur chargé du transport se présente sur le site avec son camion vide et stationne à proximité du conteneur avant son chargement. Conformément aux règles en vigueur, il porte un dosimètre à lecture différée, équipement requis pour accéder à une zone surveillée. Il quitte ensuite la zone afin de laisser les équipes en charge des contrôles radiologiques effectuer les vérifications préalables à l’expédition.
Au cours de ces contrôles, un niveau de radioactivité plus élevé que prévu est détecté à proximité du conteneur. Conformément aux procédures de radioprotection, la zone est immédiatement reclassée en zone contrôlée, et un balisage adapté est mis en place afin de sécuriser l’accès, impliquant notamment le port obligatoire d’un dosimètre opérationnel, en complément du dosimètre à lecture différée.
Peu après ce reclassement, le chauffeur retourne vers son véhicule pour récupérer un objet personnel. Il franchit le balisage sans porter le dosimètre opérationnel requis, n’ayant pas prêté attention aux nouvelles conditions d’accès. Cet écart n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ni sur l’environnement ou la santé de l’intervenant. Il a néanmoins été déclaré le 3 mars 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 5 mars 2026, un technicien réalise la cartographie mensuelle des voiries à proximité des installations. À l’approche de l’atelier chaud*, un point de contamination est détecté au sol.
Les équipes interviennent immédiatement et confirment la présence d’une contamination localisée. Celle‑ci est retirée le même jour. Les contrôles précédents, réalisés mi‑janvier, n’avaient révélé aucune anomalie sur cette zone.
Cet événement, n’a eu aucune conséquence sur la santé des intervenants, l’environnement ou la sûreté des installations. Il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 9 mars 2026, au niveau 0 de l’échelle INES.
*L’atelier chaud est une zone spécialisée du site où sont traités, contrôlés ou conditionnés des matériels ayant pu être en contact avec la radioactivité.

En mars 2026, l’unité de production n°3 est en fonctionnement. Lors d’un chantier d’évacuation de combustible usé mené dans le bâtiment combustible de l’installation, plusieurs intervenants sont détectés contaminés à la suite de leurs interventions les 15 et 16 mars. Le 16 mars, le chantier est arrêté afin de remettre la zone en ordre.
Bien qu’aucune de ces contaminations n’ait dépassé les limites réglementaires, cet événement constitue un écart à nos règles de radioprotection. Il a été déclaré le 19 mars 2026 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Mai 2026

Le 9 septembre 2025, un échafaudage sur 2 niveaux est en place dans un local du bâtiment combustible de l’unité N°5. Une tuyauterie irradiante au niveau 2 génère une zone orange partielle. Un balisage « Zone orange » est placé aux 2 accès à l’échafaudage. A plusieurs reprises, l’échafaudage fait l’objet de modifications notamment en février 2026 où l’un des 2 accès au niveau 2 est supprimé. Le balisage ZO est alors enlevé sur cet accès. Le 29 avril, l’accès est rétabli mais le balisage ZO n’est pas replacé. Lors d’une intervention le 14 mai, les équipes détectent l’absence de balisage et corrigent l’écart. S’il n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations et la santé des travailleurs, cet écart a été déclaré à l’Autorité de Sureté Nucléaire et de Radioprotection le 19 mai, au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

Juin 2026

Le 28 mai 2026, un agent de terrain s’est rendu dans un local sans porter les équipements de radioprotection requis pour ce local. Il a été interpellé par un agent du service de prévention des risques qui lui a signalé que le port du dosimètre est obligatoire dans la zone où il se situe. cet événement constitue un écart à nos règles de radioprotection. Il a été déclaré le 02 juin 2026 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) au niveau 0 de l’échelle INES, soit en dessous du seuil de classement.

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.

Avril 2026

Dans le cadre du suivi environnemental réglementaire, un prélèvement a été réalisé le 18 mars 2026 sur un émissaire* et analysé par un laboratoire extérieur. Ce prélèvement a mis en évidence un dépassement de la valeur autorisée en hydrocarbures, avec une concentration mesurée à 15 mg/L, pour une valeur réglementaire fixée à 5 mg/L.
Des contrôles ont immédiatement été effectués, comprenant la vérification du filtre oléophile situé à proximité de l’émissaire ainsi qu’une inspection terrain. Aucune anomalie, ni trace de pollution ou de déversement, n’a été constatée.
Un second prélèvement, réalisé le 1er avril 2026, a également mis en évidence un dépassement sur l’émissaire, avec une concentration mesurée à 13 mg/L. L’événement déclencheur à l’origine de ces écarts est actuellement en cours d’analyse.
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.
*Un émissaire est un ouvrage par lequel un effluent est évacué vers le milieu extérieur.