Sur cette période, la centrale de Dampierre-en-Burly a déclaré 8 événements significatifs de sûreté de niveau 0 (écarts), 2 événements significatifs de sûreté de niveau 1, 1 événement significatif de radioprotection de niveau 0 et 1 événement significatif de radioprotection de niveau 1 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de Radioprotection.
Événements significatifs de sûreté
Unité de production n°1
Déclaré le 09/04/2025 : Le 3 avril 2025, les équipes en salle de commande constatent que le commutateur du Diesel d’Ultime Secours* est positionné en mode « local » alors qu’il devrait être en mode « distant ». L’opérateur procède alors immédiatement à la remise du commutateur en mode « distant ».
Ce commutateur, lorsqu’il est en mode « distant », permet d’activer le DUS du réacteur n°1 depuis la salle des commandes en cas de conduite incidentelle ou accidentelle. En mode « local », le pilotage du DUS ne peut se faire qu’en local.
Le diagnostic a permis d’établir que ce commutateur avait été placé en mode « local » dans la nuit du 30 au 31 mars au cours de la mise en configuration du DUS pour maintenance. L’intervalle de temps entre le 31 mars et le 3 avril 2025 étant supérieur au délai maximal autorisé, cet événement représente un non-respect des spécifications techniques d’exploitation.
En cas de conduite incidentelle ou accidentelle du réacteur n°1, l’activation du DUS aurait néanmoins pu être assurée localement. Par ailleurs, conformément au principe de redondance de nos installations, les tableaux électriques des deux autres diesels de secours étaient disponibles, tout comme le groupe électrogène d’ultime secours (GUS).
En raison de la détection tardive de ce non-respect des spécifications techniques d’exploitation, et bien qu’il n’y ait eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations ni sur l’environnement, la centrale de Dampierre-en-Burly a déclaré un événement significatif de sûreté de niveau 1 sur l’échelle INES qui en compte 7, auprès de l’ASNR, le 9 avril 2025.
* Le DUS est une alimentation électrique supplémentaire (mesures post–Fukushima) en cas de défaillance des deux alimentations externes et des trois alimentations internes déjà existantes.
** Le pilotage d’un réacteur s’inscrit dans un cadre de prescriptions, parmi lesquelles les spécifications techniques d’exploitation (STE), qui recueillent l’ensemble des règles à respecter pour la conduite des installations.
Déclaré le 13/04/2025 : Le 1er avril 2025, le test d’un bouton d’arrêt d’urgence sur un des groupes électrogènes de secours a entraîné la coupure d’un tableau électrique alimentant la ventilation et les éléments auxiliaires liés aux groupes électrogènes de secours, ce qui n’est pas permis par les spécifications techniques d’exploitations.
Cet écart de niveau 0 sous l’échelle INES, sans impact réel sur la sûreté des installations, a été déclaré par la centrale à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection.
Déclaré le 15 et le 24 avril 2025 : Sur les réacteurs en exploitation, des dispositifs de sûreté et de protection du réacteur sont intégrés dès la conception de la centrale. Ces dispositifs analysent en permanence de nombreux paramètres et sont programmés pour intervenir automatiquement en cas d’écart en mettant à l’arrêt le réacteur en toute sûreté.
Le 10 avril 2025, une défaillance sur un capteur a entrainé un écart entre la température de référence du circuit primaire et sa température réelle. Cet écart a conduit à l’insertion automatique des grappes de commande pour arrêter automatiquement l’unité de production n°1 en toute sûreté.
Le 23 avril 2025, un défaut sur un fusible a entraîné la fermeture automatique d’une vanne du circuit de contrôle volumétrique du circuit primaire. Cet écart a conduit à l’insertion automatique des grappes de commande pour arrêter automatiquement l’unité de production n°1 en toute sûreté.
Ces deux écarts de niveau 0 sous l’échelle INES, sans impact réel sur la sûreté des installations, ont été déclarés par la centrale à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection.
Unité de production n°2
Déclaré le 26/03/2025 : Le 20 mars à 21h45, un défaut d’étanchéité est détecté sur le circuit d’injection de sécurité*. Les spécifications techniques d’exploitation imposent la mise à l’arrêt de l’unité de production dans cette situation. À 0h10, l’unité de production est mise à l’arrêt en toute sûreté afin de réaliser la maintenance nécessaire.
Cet écart de niveau 0 sous l’échelle INES, sans impact réel sur la sûreté des installations, a été déclaré par la centrale à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection.
*Circuit d’injection de sécurité :
Unité de production n°3
Déclaré le 11/04/2025 : Le 6 avril, les activités de déchargement du combustible, préalables à l’arrêt pour maintenance, sont terminées. Une inspection télévisuelle des assemblages combustible doit être réalisée. Pour cela, les équipes techniques demandent l’ouverture du batardeau entre la piscine de stockage et celle de transfert. Le 8 avril, une analyse de l’activité est réalisée par les équipes de pilotage de la centrale et il apparaît que l’ouverture du batardeau à ce moment n’était pas autorisée par les spécifications techniques d’exploitation.
Cet écart de niveau 0 sous l’échelle INES, sans impact réel sur la sûreté des installations, a été déclaré par la centrale à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection.
Déclaré le 11/04/2025 : Le 14 octobre 2024, les équipes techniques détectent une sous-épaisseur sur une section de tuyauterie d’une des quatre pompes d’un circuit d’eau de réfrigération. Une analyse est réalisée par les experts matériels qui, le 28/11/2024, conclue à la nécessité de remplacer ce segment du tuyauterie. Alors que cette décision aurait dû entraîner la validation d’une demande de travaux, celle-ci n’a pas été validée, jusqu’à sa découverte lors d’un contrôle interne le 09/04/2025.
Le délai d’intervention prévu par les spécifications techniques d’exploitation étant de deux mois, un écart de niveau 0 sous l’échelle INES, sans impact réel sur la sûreté des installations, a été déclaré par la centrale à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection.
Unité de production n°4
Déclaré le 21/03/2025 : le 9 mars 2025, un essai périodique de conduite (EPC) doit être réalisé sur un système de protection du bâtiment réacteur. Les spécifications techniques d’exploitation imposent qu’il soit réalisé avant le 10 mars 2025 à 00h00. À 23h17, lors de l’essai, les résultats obtenus ne sont pas conformes à l’attendu, ce qui ne permet pas de considérer l’EPC comme validé dans les délais.
Cet écart de niveau 0 sous l’échelle INES, sans impact réel sur la sûreté des installations, a été déclaré par la centrale à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection.
Déclaré le 25/03/2025 : Le pilotage d’un réacteur s’inscrit dans un cadre de prescriptions, parmi lesquelles les spécifications techniques d’exploitation (STE), qui regroupent l’ensemble des règles à respecter pour la conduite des installations.
Pour assurer le pilotage de la centrale, des capteurs* sont présents sur l’ensemble des circuits. Les mesures réalisées sont transmises en temps réel en salle de commande et, pour certaines, reportées sur des enregistreurs graphiques. Ils permettent aux opérateurs présents d’avoir une vision précise du fonctionnement de l’installation en toutes circonstances.
Le 20 mars 2025, l’unité de production n°4 est en production, une équipe réalise dans la matinée un essai périodique pour tester un capteur mesurant l’activité (la radioactivité) dans le Bâtiment Réacteur n°4. Ce capteur retranscrit en temps réel en salle des commandes sur un enregistreur graphique. Lors de cet essai périodique, les opérateurs constatent un dysfonctionnement de l’enregistreur graphique.
Le temps de dysfonctionnement de cet enregistreur doit être limité à 7 jours en accord avec nos spécifications techniques d’exploitation. Or, après analyse, cet enregistreur présente ce dysfonctionnement depuis le début du mois de mars 2025.
Cet enregistreur n’étant utilisé qu’en cas de situation accidentelle, la détection tardive de l’indisponibilité de cet enregistreur n’a eu aucun impact sur la sûreté de l’installation
De plus, d’autres moyens redondants permettaient de mesurer l’activité du bâtiment réacteur n°4 en temps réel. Les équipes sont immédiatement intervenues afin de réparer l’enregistreur graphique concerné, et ont soldé l’activité à 11h21 le même jour.
Cependant, en raison des mesures incorrectes fournies par l’enregistreur graphique pendant une période excédant les limites autorisées par les spécifications techniques d’exploitation (STE), la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly a déclaré cet événement le 25 mars 2025 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) comme un événement significatif de sûreté de niveau 1 (anomalie) sur l’échelle INES, qui en compte 7.
* Les capteurs utilisés peuvent mesurer des températures, pression, niveau d’eau ou toute autre mesure physique utile à l’exploitation du réacteur et des circuits de l’installation.
Déclaré le 17/04/2025 : En mars 2025, une modification temporaire des spécifications techniques d’exploitation impose la mise en place de climatiseurs mobiles dans le local d’un des groupes électrogènes de secours. Le 12 avril 2025, lors d’un contrôle, un agent de terrain constate que les groupes électrogènes ne sont plus alimentés. Le départ électrique sur le tableau ayant été ouvert pour une intervention et pas remis en service.
Cet écart de niveau 0 sous l’échelle INES, sans impact réel sur la sûreté des installations, a été déclaré par la centrale à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection.
Événements significatifs de radioprotection
Déclaré le 05/03/2025 : Dans la nuit du 26 au 27 février, un contrôle des zones orange* réalisé par le service prévention des risques fait apparaître que le balisage de l’une d’entre elles a été déposé.
Aucun compte-rendu d’intervention ne fait mention du déclassement de cette zone ou du retrait du balisage.
Cet écart a été déclaré par la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection comme un événement significatif de radioprotection de niveau 0.
Déclaré le 07/04/2025 : Depuis le 29 mars 2025, l’unité de production n°3 de la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly est à l’arrêt pour maintenance et rechargement de combustible. Le 1er avril 2025, un intervenant réalise deux activités. Il contrôle un rack de stockage de joints et déroule un flexible dans le bâtiment réacteur, en zone nucléaire. L’intervenant change ses gants après les deux activités.
La circulation des personnes dans une centrale nucléaire est organisée de telle manière que les objets et les personnes, lorsqu'ils quittent une zone nucléaire, passent obligatoirement par un Contrôleur Main Pied (CMP), et trois portiques successifs de détection de la radioactivité, nommés C1, C2 puis C3, avant de quitter le site.
En sortie de bâtiment réacteur, l’intervenant se contrôle au Contrôleur Main Pied (CMP) sans qu’aucune contamination ne soit détectée. Avant de rentrer dans le vestiaire, il effectue un nouveau contrôle obligatoire de radioactivité via le portique C1. Le rôle de cet appareil C1 est de détecter une contamination vestimentaire ou corporelle. C’est à ce moment que le portique détecte une contamination à la joue droite de l’intervenant.
L’intervenant a été immédiatement pris en charge par le gardien des vestiaires et le service médical afin de procéder au retrait de la particule radioactive. Un contrôle complémentaire par le service médical du site a été mené et a confirmé l’absence de contamination résiduelle, interne et externe.
Une analyse approfondie des faits a eu lieu avec l’intervenant, le Service de Santé Prévention au Travail, la Direction, et le Service Prévention des Risques, pour comprendre l’origine probable de la contamination. Une caractérisation de la particule par spectrogammamétrie a également été effectuée pour confirmer la dose intégrée par le salarié.
Le calcul de la dose peau réalisé par la médecine du travail a révélé une valeur potentiellement supérieure au quart de la limite réglementaire annuelle mais inférieure à la limite réglementaire annuelle d’exposition des travailleurs. Cet écart a été déclaré par la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) le 7 avril 2025 comme un événement significatif de radioprotection de niveau 1 sur l’échelle INES qui en compte 7.