Événements significatifs déclarés en juin 2025.

Événements significatifs du domaine sûreté concernant la centrale nucléaire de Paluel, déclarés au niveau 0 sous l’échelle INES en juin 2025.

Le 5 mai 2018, l’unité de production n°2 est en arrêt pour sa 3ème visite décennale. Dans le cadre d’une intervention sur le multiplicateur d’une pompe du circuit d’injection de sûreté (RIS)*, deux sondes de température sont déposées puis remontées. A l’issue de cette intervention, ces deux sondes présentent un comportement erratique. Elles devraient être déclarées indisponibles mais ne le sont pas.
Entre 2018 et 2025, des essais périodiques**(EP), qui nécessitent que les deux sondes soient opérationnelles, sont réalisés sur la pompe RIS. Les différents EP joués ne détectent pas l’indisponibilité des deux sondes.
En avril 2025, un événement significatif sûreté relatif à plusieurs sondes des pompes RIS est déclaré par la centrale nucléaire de Penly. Cet événement conduit les équipes de la centrale de Paluel à se réinterroger sur les différentes interventions réalisées sur la pompe RIS lors de la 3ème visite décennales de Paluel 2. Les contrôles confirment l’indisponibilité des deux sondes et une intervention permet de conclure que leur indisponibilité n’impactent pas le bon fonctionnement de la pompe RIS.
Les deux sondes sont immédiatement remplacées et un essai confirme leur disponibilité.
Cet événement n’a pas eu d’impact sur la sûreté des installations ou l’environnement. Il a conduit la direction de la centrale à déclarer un événement significatif pour la sûreté au niveau 0 sur l’échelle INES car ces deux sondes auraient dû être disponibles lors de la réalisation des essais périodiques de la pompe RIS.

*Le circuit d’injection de sécurité (RIS) qui permet d’injecter de l’eau borée dans le cœur du réacteur afin de stopper la réaction nucléaire et de maintenir le volume d’eau dans le circuit primaire en cas d’accident de perte de réfrigérant primaire.
**Les essais périodiques permettent de vérifier le bon fonctionnement de l’installation après la réalisation d’une modification.

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Le 7 juin 2025, l’unité de production n°4 est en arrêt programmé pour maintenance.
A 17h, les équipes de la centrale interviennent en partie nucléaire de l’installation sur deux baies controbloc* dans le cadre d’un essai périodique**.
A 17H14, suite à l’apparition d’une alarme en salle de commandes, des agents se rendent dans le local où a eu lieu l’intervention et constatent qu’une baie controbloc située à proximité des deux baies concernées par l’intervention présente une configuration non-conforme. Un diagnostic est aussitôt lancé et conclut à son indisponibilité. A 19h04, elle est remise en conformité et est déclarée disponible à 19h13.
Cet événement n’a eu aucune concséquence sur la sûreté des installations ou l’environnement mais a toutefois conduit la centrale à déclarer à l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection un événement significatif sûreté de niveau 0 sous l’échelle INES, qui en compte 7.

*Le controbloc est un système d’automates constitué de plusieurs baies qui assurent le traitement d’informations associées à différentes fonctions : l’indisponibilité d’une baie controbloc, fortuite ou programmée, rend donc indisponibles les fonctions qui lui sont associées.
**Les essais périodiques permettent de vérifier le bon fonctionnement de l’installation après la réalisation d’une modification.

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Le 10 juin 2025, l’unité de production n°4 est en arrêt programmé pour maintenance.
A 15h12, une consignation est réalisée par les équipes en charge du pilotage de l’unité de production sur un organe du circuit RCV*. Cette manœuvre d’exploitation, qui n’est pas compatible avec l’état du réacteur aux moment où elle est exécutée, provoque l’apparition d’une alarme en salle de commandes indiquant l’indisponibilité du boremètre** du circuit RCV.
Après analyse de la situation, les équipes EDF procèdent à la remise en conformité de l’installation et le boremètre est de nouveau disponible.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ou l’environnement mais a toutefois conduit la centrale à déclarer à l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection un événement significatif sûreté de niveau 0 sous l’échelle INES, qui en compte 7.

* Le système de contrôle volumétrique et chimique (RCV) du circuit primaire principal participe à la maîtrise de la réactivité en permettant le réglage de la concentration en bore du réfrigérant primaire
**Le boremètre RCV permet d’évaluer la concentration en bore au niveau du système de contrôle volumétrique et chimique du circuit primaire principal.

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Depuis mars 2015, des contrôles sont réalisés dans le cadre du programme de base de maintenance préventive sur l’unité de production n°3. Ces contrôles consistent à vérifier l’état des ancrages de matériels de type tableaux électriques, armoires, onduleurs… En 2015, aucune anomalie ne subsiste sur ces ancrages de matériels électriques. En 2017, un transformateur est remplacé dans le cadre de ce programme.
En décembre 2024, à l’occasion de la visite partielle de l’unité n°3, de nouveaux contrôles sont réalisés. Plusieurs anomalies sont alors détectées et sont réparées avant le redémarrage de l’unité de production. Entre début mars et fin mai 2025, ces contrôles sont réalisés sur l’unité de production n°4 et des anomalies d’ancrage sont détectées. Toutes ont été remises en conformité.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ou l’environnement mais a toutefois conduit la centrale à déclarer le 31 décembre 2024 à l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection un événement significatif sûreté de niveau 0 sous l’échelle INES, qui en compte 7. Elle a ré-indicé cette déclaration le 12 juin 2025 auprès de l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection pour tenir compte de la détection des anomalies d’ancrage sur l’unité de production n°4.

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Le 18 juin 2025, l’unité de production n°2 de Paluel est en production et une des sources d’alimentation de secours interne est indisponible.
A 11h30, les équipes en charge du pilotage du réacteur constatent des défauts sur les branchements d’une baie automate, associée à plusieurs fonctions. L’automate est considéré non fonctionnel et les fonctions qui lui sont associées sont considérées indisponibles.
A 12h21, les équipes de la centrale interviennent sur la baie et réalisent des essais qui confirment le bon fonctionnement de l’automate. Il est de nouveau considéré fonctionnel ainsi que les fonctions qui lui sont associées.
A 23h58, les défauts survenus à 11h30 réapparaissent. L’automate est de nouveau déclaré indisponible, de même que les fonctions qui lui sont associées.
Compte tenu de la configuration du moment du réacteur au moment de cet événement et en raison notamment de l’indisponibilité de la source d’alimentation de secours interne déjà posée, les spécifications techniques d’exploitation (STE)* stipulent que le repli** du réacteur doit être engagé si l’automate ne peut pas être réparé sous une heure.
Le 19 juin, à 00h55, le repli de l’unité de production est engagé par les équipes de conduite.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ou l’environnement mais a toutefois conduit la centrale à déclarer le 20 juin 2025 à l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection un événement significatif sûreté de niveau 0 sous l’échelle INES, qui en compte 7

* 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.
** Le repli d'un réacteur consiste à abaisser la pression et la température de son circuit primaire en application de ses règles générales d’exploitation.

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Le 20 juin 2025, l’unité de production n°4 est en cours de redémarrage.
A 3h49, plusieurs alarmes associées à une baie automate se déclenchent en salle de commandes de l’unité de production. Un agent de l’équipe en charge de la conduite du réacteur se rend en local et constate que l’automate est en défaut. Il est déclaré indisponible ainsi que les fonctions qu’il dessert.
A 4h02, les alarmes disparaissent d’elles-mêmes et l’automate ainsi que les fonctions qui lui sont associées sont de nouveau considérés disponibles.
A 5h18, une des alarmes qui s’étaient précédemment allumées puis éteintes en salle de commandes réapparait. La baie automate associée est de nouveau considérée indisponible, ainsi que les fonctions qu’elle dessert. Compte tenu de la configuration du moment du réacteur au moment de cet événement, les spécifications techniques d’exploitation (STE)* stipulent que le repli** du réacteur doit être engagé si l’automate ne peut pas être réparé sous une heure.
A 6h16, le repli de l’unité de production est engagé par les équipes de conduite après qu’un diagnostic ait conclu à l’impossibilité de réparer l’automate sous 1h.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ou l’environnement mais a toutefois conduit la centrale à déclarer le 23 juin 2025 à l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection un événement significatif sûreté de niveau 0 sous l’échelle INES, qui en compte 7

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Le 20 juin 2025, l’unité de production n°4 est en cours de redémarrage.
A 2h25, les équipes de conduite en charge du pilotage du réacteur démarrent une turbopompe de secours (TPS= dans une cadre d’un essai périodique* (EP). Entre 6h16 et 12h23, un dépannage sur un automate nécessite une manœuvre d’exploitation qui change la configuration du réacteur. Un second essai est ensuite réalisé à 12h23 sur la turbopompe sur laquelle a eu lieu le premier essai. Vers 14h, les agents de conduite constatent que la configuration du réacteur au moment du second essai ne permettait pas sa réalisation et que celle-ci constituait un écart aux règles générales d’exploitation**.
Le réacteur est remis dans la configuration attendue et le second est de nouveau réalisé, avec succès et dans le respect des procédures.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ou l’environnement mais a toutefois conduit la centrale à déclarer le 25 juin 2025 à l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection un événement significatif sûreté de niveau 0 sous l’échelle INES, qui en compte 7.

*Les essais périodiques permettent de vérifier le bon fonctionnement de l’installation après la réalisation d’une modification.
**Les Règles Générales d’Exploitation (RGE) sont un recueil de 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 la conduite à tenir en cas d’indisponibilité de matériels au travers du chapitre dédié aux Spécifications techniques d’exploitation (STE).

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Le 19 octobre 2020, dans le cadre de la mise en service des diesels d’ultime secours (DUS), les équipes de la centrale réalisent une procédure d’essai qui permet notamment de s’assurer que le câblage du système de protection incendie liant l’unité de production n°4 et son DUS est conforme aux règles générales d’exploitation* (RGE). Cet examen conclut à la conformité du câblage.
Le 12 janvier 2021, évolution des RGE modifie les exigences relatives au système de protection incendie des DUS.
Le 25 mars 2021, les équipes de la centrale procèdent à des essais périodiques** sur ces systèmes et concluent à leur réussite, en s’appuyant sur la procédure d’essai utilisée en octobre 2020.
Le 20 juin 2025, ces mêmes essais périodiques sont réalisés et permettent d’identifier un défaut de câblage sur le système de protection incendie du DUS. Ce défaut ne remet pas en cause le bon fonctionnement du dispositif de détection incendie du DUS mais ne déclenche pas d’alarme en salle de commandes de l’unité de production. Cette situation est non conforme aux RGE applicables depuis leur évolution en janvier 2021.
Après analyse, les équipes EDF constatent que les essais périodiques réalisés en 2021 n’avaient pas pris en compte cette évolution des RGE et n’auraient pas dû être considérés conformes.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ou l’environnement mais a toutefois conduit la centrale à déclarer le 27 juin 2025 à l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection un événement significatif sûreté de niveau 0 sous l’échelle INES, qui en compte 7.

*Les Règles Générales d’Exploitation (RGE) sont un recueil de 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 la conduite à tenir en cas d’indisponibilité de matériels au travers du chapitre dédié aux Spécifications techniques d’exploitation (STE).
**Les essais périodiques permettent de vérifier le bon fonctionnement de l’installation après la réalisation d’une modification.

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Le 11 juin 2025, l’unité de production n°1 de la centrale de Paluel est en production. Un capteur de mesure de la radioactivité associé à un matériel situé en partie non nucléaire de l’installation est requalifié suite à l’intégration d’une nouvelle technologie.
Le 17 juin, conformément à leurs procédures, les équipes de la centrale procèdent au contrôle de conformité hebdomadaire de ce capteur. Il conclut à la nécessité d’abaisser son premier seuil d’alarme.
Le 24 juin, lors de la réalisation du contrôle hebdomadaire du capteur, les équipes de la centrale constatent que le seuil d’alarme n’a pas été abaissé comme prévu suite au précédent test en raison d’une erreur de saisie sur les actions à engager suite au premier contrôle.
Le seuil d’alarme est aussitôt remis en conformité.
Cet événement n’a pas eu d’impact sur la sûreté des installations ou de l’environnement. D’autres capteurs permettaient en parallèle de mesurer et détecter toute hausse de la radioactivité. Il a toutefois conduit la centrale à déclarer le 30 juin 2025 à l’autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection un événement significatif sûreté de niveau 0 sous l’échelle INES, qui en compte 7

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Événements significatifs du domaine radioprotection concernant la centrale nucléaire de Paluel, déclarés au niveau 0 sous l’échelle INES en juin 2025.

Le 8 juin 2025, l’unité de production n°4 est en cours de redémarrage.
A 1h, après une intervention dans le bâtiment réacteur situé en partie nucléaire de l‘installation, deux intervenants d’une entreprise partenaire déclenchent les détecteurs de radioactivité C2* et sont aussitôt pris en charge par le service médical de la centrale qui confirme une contamination interne des intervenants inférieure au seuil réglementaire de 0.1 mSv. Des contrôles complémentaires réalisés sur les deux autres intervenants présents pendant l’activité détectent une contamination interne inférieure au seuil d’évaluation dosimétrique sur l’un des deux intervenants. Les investigations réalisées ont montré que les intervenants n’avaient pas porté les équipements de protection individuelle préconisés dans le cadre de cette intervention et destinée à les prémunir du risque de contamination interne.

*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.