Vie industrielle : synthèse des événements déclarés à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection en septembre et octobre 2025

Déclaré le 12/09/2025 : Dans la partie nucléaire de l’installation, les conditions radiologiques de chaque local sont cartographiées régulièrement. Ces mesures permettent de qualifier certains locaux de « Zone Orange ». C’est-à-dire, un local ou le débit équivalent de dose est supérieur à 2mSv/h. L’accès à ses locaux nécessite des parades, formations et autorisation particulières. Le 04/09/2025, une équipe d’intervention non habilitée pour accéder en zone orange se rend dans la partie nucléaire de l’installation pour une série de mesure. L’accès à un des capteurs est barré par un balisage « Zone Orange ». L’intervenant mesure alors de débit équivalent de dose avec son radiamètre. Il considère que le résultat n’est pas cohérent avec une zone orange, franchit le balisage et réalise la mesure. 

Quelle que soit la mesure réalisée, il n’est pas autorisé de pénétrer dans une zone orange sans les habilitations et régimes de travails adéquats. 

Cet écart de niveau 0 sous l’échelle INES, sans impact réel sur la santé des intervenants, a été déclaré par la centrale à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection

Déclaré le 15/09/2025 :  La centrale de Dampierre stocke les anciens générateurs de vapeurs utilisés sur le site en amont de leurs recyclages. Ce stockage est soumis à une autorisation de l’ASNR dont l’échéance est fixée au 20 juillet 2025. Dès juin 2024, le site a initié les formalités de renouvellement. Celle-ci comprennent notamment des mesures et une cartographie des Débits équivalents de dose (Ded) et des mesures de contamination surfacique des générateurs de vapeurs. Celles-ci ont été réalisées en mars et avril 2025 et le dossier de demande d’autorisation a été signé et envoyé par le directeur d’unité le 4 juillet 2025 à l’ASNR.
Compte tenu du délai d’instruction, connu de 6 mois, de l’ASNR, le site aurait dû envoyer le dossier en amont afin de disposer d’une autorisation formelle au 20 juillet 2025.
 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 17/09/2025 :  Le 2 septembre 2025, une alarme apparait en salle de commande par intermittence pour un défaut sur un tableau électrique. La brièveté de son apparition ne permet pas de cibler l’origine du défaut. Ce défaut va réapparaitre les 8, 9 et 10 septembre. Le 13 septembre, la localisation n’ayant pas pu être définie, il est décidé de procéder au remplacement de l’ensemble du tableau incriminé, ce qui sera fait le 14 septembre à 21h21. Bien que l’intervention a eu lieu dans les délais à partir de la décision, le défaut était présent depuis le 2 septembre, ce qui n’est pas conforme aux 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 26/09/2025 : le 12 septembre 2025, lors d’une visite terrain, un intervenant a détecté que la porte d’une armoire électrique était ouverte alors que pour assurer sa qualification au risque sismique, celle-ci doit être fermée. 
 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 10/10/2025 :  Le 16 juillet 2025, l’unité de production n°1 est à l’arrêt. Lors d’un essai périodique sur des relais électriques, les intervenants n’ont pas détecté un écart dans les mesures réalisée et ont déclaré l’essai satisfaisant. Le 6 octobre 2025 un bilan des essais est réalisé et l’équipe détecte le non-respect des critères. 
 
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 15/10/2025 :  Le 8 octobre 2025, alors que l’unité de production n°4 est à l’arrêt, les opérateurs présents en salle de commande détectent à deux reprises des évolutions de pression dans le circuit primaire principal, respectivement à 11h49 et 12h00. Dans les deux cas, les opérateurs agissent pour ramener la pression dans la plage de référence. Dans cette situation, les spécifications techniques d’exploitation prévoient également l’ouverture des vannes d’isolement du circuit d’injection de sécurité ce qui n’a pas été fait. Le non-respect des spécifications techniques d’exploitation a été détecté à 13h05 et immédiatement corrigé. 
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 20/10/2025 :  le 17/10/2025, lors d’un contrôle spontané, l’indicateur de niveau d’huile d’une cellule électrique de secours parait vide. Une intervention est immédiatement programmée et l’unité de production est mise à l’arrêt.  Après expertise, il s'avère qu'une bulle d’air empêchait la bonne lecture du niveau d’huile dans le circuit. 
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 23/10/2025 : le 18 octobre 2025, une mesure de débit d’air sur le système de conditionnement de la salle de commande* est réalisé. Les premiers résultats montrent un débit non conforme aux spécifications techniques d’exploitation. Un nouvel essai, réalisé après le remplacement des filtres à iode, fait apparaître que la méthode de test initialement utilisée n’est pas conforme. Le test de débit devant être réalisé avec deux ventilateurs en fonctionnement et non avec un seul. En appliquant ce nouveau critère, le test est conforme aux critères attendus.
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.
* Conditionnement de la salle de commande : ce système assure de bonnes conditions de température et d'humidité permettant le bon fonctionnement des matériels et le séjour du personnel d'exploitation y compris en cas de contamination radioactive. 

Non-respect des spécifications techniques d’exploitation suite à l’indisponibilité d’un tableau d’alimentation électrique sur certains réacteurs du palier 900Mwe ayant passé leur 4ème visite décennale

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.

Déclaration d’un événement significatif pour la sûreté à caractère générique, relatif à une anomalie de montage sur des servomoteurs de robinets  

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.