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Événements significatifs du domaine sûreté concernant la centrale nucléaire de Paluel, déclarés au niveau 0 sur l’échelle INES en juin 2021.
 
Consignation d’une cellule électrique d’un groupe électrogène de secours requis pour la sûreté

Le 6 juin 2021, l’unité de production n°1 est à l’arrêt programmé pour réaliser sa visite partielle 1.
A 10h28, une demande de consignation, qui consiste à mettre en sécurité les matériels, est éditée afin de procéder à une maintenance sur l’un des deux groupes électrogènes de secours2 de l’unité. La cellule électrique débranchée correspond au deuxième groupe électrogène, alors requis pour la sûreté.
A 16h33, suite à la mise en œuvre de la consignation, une alarme apparait en salle de commande. La cellule électrique est rebranchée à 16h40, permettant d’acquitter l’alarme concernant le groupe électrogène requis.
Cet événement n’a pas eu de conséquence sur la sûreté de l’installation. La cellule électrique concernée avait pour fonction le préchauffage du groupe électrogène. Celui-ci est donc toujours resté disponible. Cet événement a cependant été déclaré comme un événement significatif de niveau 0 auprès de l’ASN le 8 juin 2021
 
1 Une «visite partielle» est un arrêt programmé de l’unité de production qui prévoit le rechargement du combustible et des activités de maintenance.
2 Chaque centrale nucléaire est équipée de deux groupes électrogènes de secours à moteur diesel. En cas de perte des deux sources électriques externes, ces groupes permettent d’alimenter en électricité et assurer le fonctionnement des systèmes de sauvegarde qui seraient mis en œuvre en cas d'accident.

 
Événement significatif du domaine sûreté concernant la centrale nucléaire de Paluel, déclarés au niveau 1 sur l’échelle INES en juin 2021.
 
Indisponibilité d’un groupe électrogène de secours requis
Le 5 juin 2021, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour réaliser sa visite partielle. L’unité, dont le combustible est complètement déchargé, requiert la disponibilité d’un des deux groupes électrogènes de secours1. A cette date, le groupe électrogène de la voie A est requis et disponible. Le groupe électrogène de la voie B n’est pas requis. Les équipes constatent une perte de liquide de refroidissement de son réservoir, dont le niveau de remplissage s’élève à 81%.
Le 9 juin 2021, les travaux de maintenance programmés pendant la visite partielle se poursuivent sur la voie A. C’est à présent le groupe électrogène de la voie B qui est requis et doit être disponible. Le niveau du réservoir de liquide de refroidissement du même groupe est mesuré à 69%.
Le 13 juin 2021, une nouvelle mesure indique que le niveau du réservoir est établit à 31%.
Le 14 juin à 20h, après caractérisation de l’événement et un essai de démarrage non satisfaisant vis-à-vis du réservoir de réfrigération, le groupe électrogène de la voie B est déclaré indisponible. Dans ce cas, les règles générales d’exploitation2 demandent une intervention sous 24h. Les opérations de réparation sont immédiatement engagées et des mesures compensatoires sont mises en place.
Le 15 juin 2021 à 20h, les opérations de réparation sont toujours en cours et ne permettent pas de respecter le délai prescrit.
Le groupe électrogène de la voie B est à nouveau disponible le 17 juin à 1h49. D’autres sources électriques de secours sont restées disponibles durant l’événement : la turbine à combustion du site3 et le diesel d’ultime secours4 de l’unité n°1. Cependant, l’indisponibilité prolongée d’un groupe électrogène requis constitue un non-respect des règles générales d’exploitation.  Cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN), au niveau 1 de l’échelle INES le 17 juin 2021.
 
1 Chaque centrale nucléaire est équipée de deux groupes électrogènes de secours à moteur diesel, chacun situé sur deux voies distinctes. En cas de perte des deux sources électriques externes, ces groupes permettent d’alimenter en électricité et assurer le fonctionnement des systèmes de sauvegarde qui seraient mis en œuvre en cas d'accident.
2 Les règles générales d’exploitation (RGE) sont un recueil de règles approuvées par l’Autorité de sûreté nucléaire qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement de l’installation et les prescriptions de conduite associées.
3 Construits dans le cadre du déploiement du programme post-Fukushima, les diesels d’ultime secours (DUS) permettent de disposer d’une alimentation électrique supplémentaire en cas de défaillance des quatre alimentations électriques externes et internes déjà existantes sur chaque réacteur.
4 Commune à l’ensemble des quatre unités de production du site, la turbine à combustion (TAC) peut être raccordée électriquement au tableau électrique de chaque réacteur.

Déclaration d’un événement significatif sûreté générique de niveau 0 (sous l’échelle INES) relatif à un défaut documentaire du programme de maintenance des diesels de secours
 
Tout équipement d’une centrale nucléaire fait l’objet d’un programme de maintenance préventive, dans lequel sont définies les opérations nécessaires au maintien des performances du matériel et les périodicités associées.
Dans les documents relatifs à la maintenance des diesels de secours du palier 1 300 MWe*, il est indiqué de manière générale, la nécessité de remplacer les flexibles tous les 7 cycles. Si cette demande a bien été reprise dans chaque paragraphe dédié à une partie du matériel, cette mention a été oubliée dans le paragraphe consacré au bloc moteur.
 
Les documents techniques ont été corrigés et mis à jour. Toutefois, cette imprécision a conduit au non-respect de la périodicité prescrite pour le remplacement des flexibles du circuit de graissage et/ou d’alimentation en fioul du bloc moteur sur des diesels de secours installés sur les sites de Belleville, Flamanville, Nogent-sur-Seine et Paluel.

Les contrôles menés sur l’ensemble des diesels impactés ne démontrent pas de dégradation des flexibles liée au non-respect de la périodicité de remplacement et ainsi la disponibilité des matériels.
 
Les activités des remplacements des flexibles sont programmées.
 
Cet événement n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, l'analyse montrant la disponibilité des diesels ainsi que des autres sources d’alimentation électriques (dont le second diesel de chaque tranche).
La direction du parc nucléaire a déclaré un événement significatif de sûreté de niveau 0 sous l’échelle INES, qui en compte 7, à l’Autorité de sûreté nucléaire le 11 juin 2021.
 

Déclaration d’un événement significatif pour la sûreté à caractère générique de niveau 0 pour les réacteurs du palier 1300 MW, concernant une anomalie d’étude de sûreté
L’anomalie détectée concerne les incertitudes du Système de Protection Intégré des réacteurs du palier 1300MW (SPIN*).Dans certaines configurations de fonctionnement du réacteur (grappes de commandes** insérées et niveau de puissance intermédiaire), l’évaluation du déséquilibre axial de puissance par le SPIN est réalisée avec des incertitudes non conformes avec celles prises en compte dans certaines études de sûreté.
Ceci correspond à un changement d’hypothèse d’étude de sûreté générique. Une analyse réaliste a néanmoins permis de conclure à l’absence d’enjeu sûreté de cette anomalie.
 
Cette anomalie concerne l’ensemble des centrales nucléaires du palier 1300 MW (Belleville, Cattenom, Flamanville, Golfech, Nogent-sur-Seine, Paluel, Penly, Saint-Alban). Les réacteurs appliquant les référentiels des VD2 (2ème visites décennales) et VD3 (3ème visites décennales) sont impactés par l’anomalie détectée.
 
Une solution de traitement sera mise en œuvre en 2022 en adaptant le paramétrage du SPIN pour le remettre en cohérence avec les études de sûreté.
 
EDF a déclaré le 17 juin 2021, auprès de l’Autorité de sûreté nucléaire, un événement significatif de sûreté générique de niveau 0 sous l’échelle INES qui en compte 7, pour l’ensemble du palier 1300 MW.
 
* Le SPIN est le Système de Protection Intégré Numérique des réacteurs du palier 1300 MW. Il permet de calculer en temps réel des mesures de puissance du réacteur et assure, en parallèle, des fonctions de protection et de surveillance du réacteur.
** Les grappes de commande, situées dans le bâtiment réacteur (partie nucléaire des installations), contiennent des matériaux absorbants les neutrons. Elle permettent, avec l’ajustement de la concentration en bore dans l’eau du circuit primaire, de contrôler la réaction nucléaire dans le cœur du réacteur.