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Événements significatifs du domaine sûreté concernant la centrale nucléaire de Paluel, déclarés au niveau 0 sur l’échelle INES en mai 2021.

 
Non-respect des règles générales d’exploitation suite à une évolution de référentiel
La troisième visite décennale (VD3) de l’unité de production n°1 achevée en 2019, a permis de réaliser plusieurs modifications de l’installation. Parmi elles, la réalimentation du système de secours en eau des générateurs de vapeur 1 par le réseau incendie.
Depuis le 2 septembre 2019, le référentiel applicable a évolué avec des spécifications techniques dédiées lorsque ce système de réalimentation est indisponible. Lorsqu’une pompe du système est indisponible, une réparation sous 14 jours est requise.
Le 31 août 2020, une mise à jour du référentiel applicable concernant l’aspect incendie est portée à la connaissance des équipes via une fiche de précision. Celle-ci comporte une inexactitude sur la conduite à tenir en cas d’indisponibilité d’une seule pompe incendie vis-à-vis de la réalimentation du système de secours en eau des générateurs de vapeur par le réseau incendie.
Le 8 février 2021, l’une des deux pompes du système de protection incendie de l’unité de production n°1 est consignée dans le cadre d’une opération de maintenance. Cette pompe est indisponible.
Le 13 avril 2021, les équipe de la centrale se réinterrogent sur le référentiel applicable suite à l’indisponibilité de la pompe.
Le 5 mai 2021, l’analyse conclut que l’indisponibilité de la pompe était redevable d’une réparation sous 14 jours.
La pompe est restée indisponible du 8 février au 5 mai 2021. Cet événement constitue un non-respect des règles générales d’exploitation compte tenu de l’indisponibilité partielle d’un moyen de réalimentation du système de secours en eau des générateurs de vapeur au-delà de 14 jours. La deuxième pompe du système de distribution d’eau d’incendie ainsi que quatre autres moyens de réalimentation sont toujours restés disponibles.

1 Le système d’alimentation de secours en eau des générateurs de vapeur intervient pour évacuer la puissance résiduelle produite par le réacteur, notamment lors des arrêts programmés des unités de production. Il est constitué de deux voies A et B comportant chacune une motopompe et une turbopompe.
 
Indisponibilité d’une pompe pendant 7 secondes suite à une erreur de consignation
Le 5 mai 2021, l’unité de production n°2 est en fonctionnement.
Dans le cadre d’une intervention, les équipes de la centrale doivent consigner un disjoncteur relatif au système de purge des générateurs de vapeur.
A 18h08, lors de la manœuvre, les équipes confondent le repère fonctionnel du disjoncteur et consignent, en lieu et place, un disjoncteur d’alimentation de secours en eau des générateurs de vapeur1. Lors de son ouverture, plusieurs vannes sont actionnées et du matériel dont le contrôle commande d’une pompe est rendu indisponible. La fermeture du disjoncteur est réalisée à 18h09 lorsque les équipes constatent qu’il ne s’agit pas du repère fonctionnel devant être consigné.
La pompe est restée indisponible pendant 7 secondes. Cet événement a été déclaré au niveau 0 de l’échelle INES.

1 Le système d’alimentation de secours en eau des générateurs de vapeur intervient pour évacuer la puissance résiduelle produite par le réacteur, notamment lors des arrêts programmés des unités de production. Il est constitué de deux voies A et B comportant chacune une motopompe et une turbopompe.
 
 
Non-respect de moyens compensatoires de protection incendie
Le 9 mars 2021, l’unité de production n°2 est en fonctionnement. Suite à des essais périodiques visant à tester la disponibilité de la détection incendie des diesels d’ultime secours1, il est constaté que les bouteilles de gaz utilisées pour créer un brouillard d’eau pulvérisée se sont vidées. Comme le demandent les spécifications techniques d’exploitation, ces bouteilles doivent être remplacées sous un mois, afin de retrouver la disponibilité du système de distribution d’eau de protection incendie. Afin de prolonger le délai de remplacement des bouteilles, une demande de modification temporaire des spécifications techniques d’exploitation est instruite.
Le 8 avril 2021, la demande de modification est validée. Elle prévoit un délai de remplacement des bouteilles de deux mois et la mise en place temporaire de moyens complémentaires de lutte contre l’incendie.
Le 6 mai 2021, lors d’un contrôle interne concernant la mise en œuvre de ces moyens complémentaires, deux extincteurs à poudre sont identifiés absents et une lance à incendie n’est pas raccordée comme prévu. Une mise en conformité est immédiatement réalisée.
Après analyse, ces éléments n’étaient pas listés de manière suffisamment claire dans les documents de suivi de des moyens compensatoires à mettre  en œuvre par les équipes de la centrale. Des moyens mobiles et la présence de 14 extincteurs à poudre sont toujours restés disponibles et suffisants en cas d’incendie. Bien que sans impact sur la sûreté des installations, cet événement a fait l’objet d’une déclaration au niveau 0 de l’échelle INES.

1 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.
 

Événements significatifs du domaine radioprotection concernant la centrale nucléaire de Paluel, déclarés au niveau 0 sur l’échelle INES en mai 2021.

 
Non port du dosimètre actif  en zone nucléaire
Le 24 mai 2021, l’unité de production n°1 est à l’arrêt programmé pour visite partielle 1.
Un intervenant d’une entreprise prestataire se rend en zone nucléaire afin de réaliser une activité de maintenance. Après son passage aux vestiaires, il oublie de prendre son dosimètre actif 2 et entre en zone nucléaire uniquement en possession de son dosimètre passif.
L’intervenant est resté sans suivi dosimétrique actif pendant 1h15.
L’absence de dosimètre actif constitue un non-respect des règles de sécurité et de radioprotection.

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 Le dosimètre actif est utilisé afin d’alerter les intervenants en cas d’exposition radiologique non prévue durant l’activité.

 
Non-respect des règles de radioprotection dans une zone nucléaire à accès limité

Le 27 mai 2021 à 23h30, un intervenant de la centrale entre en zone nucléaire afin de poser plusieurs pancartes sur des organes dans le cadre d’une demande de régime pour travaux.
Lorsqu’il entre dans le local à 3h, il constate qu’il est classé dans une zone nucléaire pour laquelle il n’a pas de droit d’accès1. L’absence de régime de travail radiologique associé au local constitue un non-respect des règles de sécurité et de radioprotection.

1 Dans le cadre de la radioprotection des intervenants, les locaux de zone nucléaire sont classés et balisés par des salariés spécialisés en prévention des risques.
 
 

Evénement significatif du domaine sûreté, commun à plusieurs sites nucléaires, déclarés au niveau 0 de l’échelle INES pour la centrale nucléaire de Paluel en mai 2021.

 
Indisponibilité des chaînes de mesure de la radioactivité sur le circuit principal de production de vapeur

Une modification a été validée et réalisée à partir de 2018 sur les chaînes de mesure de la radioactivité du circuit vapeur principal participant à la surveillance de l’intégrité du circuit primaire au niveau des générateurs de vapeur, sur 16 unités de production du parc nucléaire réparties sur 12 sites (Belleville, Blayais, Bugey, Cattenom, Golfech, Gravelines, Nogent, Paluel, Penly, Saint-Alban, Saint-Laurent et Tricastin).
Lors de la remise en exploitation des unités de production, des dysfonctionnements comme l’apparition d’alarmes intempestives, ont été observés sur certaines chaînes de mesure et ont conduit à ce qu’elles soient déclarées indisponibles.
L’analyse conduite par le constructeur tend à démontrer que les défauts observés défiabilisent la surveillance en salle de commande mais ne remettent pas en cause la capacité de la chaîne à assurer sa fonction. Cependant, compte tenu des impacts sur l'exploitation, La direction du parc nucléaire a déclaré un événement significatif de sûreté de niveau 0 sur l’échelle INES, qui en compte 7, le 12 mai 2021.

 
Détection d’anomalies de visseries sur des pompes de circuits de sauvegarde (mise à jour 28/05/2021)
Depuis 2017, EDF réalise sur l’ensemble du parc nucléaire en exploitation une campagne de contrôles de la conformité des visseries de matériels requis en conditions accidentelles.
En fin d’année 2018, sur les deux réacteurs de Penly, des anomalies de fixation des visseries sur des pompes du circuit d’aspersion enceinte*(EAS) et du circuit d’injection de sécurité**(RIS) ont été mises en évidence. Les anomalies concernant EAS ont pu être justifiées mais celles sur RIS étaient susceptibles de remettre en cause la disponibilité de ces matériels en conditions accidentelles.  Cet événement a été déclaré le 7 décembre 2018 par la centrale de Penly à l’Autorité de sûreté nucléaire en tant qu’événement significatif au niveau 0 sous l’échelle INES.
 
Les contrôles se poursuivent progressivement, conduisant à intégrer de nouveaux réacteurs dans le périmètre de déclaration de l’évènement significatif à caractère générique, dont la dernière mise à jour a été effectuée le 28/05/2021 :

 

Réacteur Matériel concerné Traitement Niveau INES Date de déclaration de l’événement à l’ASN
Penly 1 ; Penly 2 RIS Anomalies traitées 0 07/12/2018
Bugey 4  EAS Anomalies traitées 0 20/03/2020
Belleville 1 ; Belleville 2 ;  Flamanville 1 RIS Anomalies traitées 0 20/03/2020
Cattenom 1 ; Cattenom 4 ; Golfech 1 : Nogent 2 ; Paluel 4 RIS Anomalies traitées 0 28/05/2021
Paluel 2 EAS Anomalies traitées 0 28/05/2021
Cruas 4 RCV***
RIS
Anomalies traitées sauf pour RCV (traitement programmé pour la prochaine visite partielle) 0 28/05/2021

 
Les anomalies ont toutes été traitées à l’exception de la pompe RCV*** de Cruas 4 dont le traitement est programmé lors de la prochaine visite partielle.
Cet événement n’a eu aucun impact sur la sûreté des installations. En effet, l’analyse des conséquences potentielles de ces anomalies a démontré la possibilité de replier, en conditions accidentelles, les réacteurs dans un état sûr.
 
A date, l’ensemble des événements ont été déclarés à l’Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0 sous l’échelle INES qui en compte 7.
 
La campagne de contrôles sur les fixations de visseries de matériels requis en conditions accidentelles se poursuit sur l’ensemble du parc nucléaire en exploitation.

 
*Le circuit d'aspersion de l'enceinte (EAS) pulvérise, en cas d'accident, de l'eau contenant de la soude dans l'enceinte du réacteur. Son objectif est de conserver l'intégrité de l'enceinte du réacteur, en diminuant notamment la pression et la température à l'intérieur.
**Le circuit d’injection de sécurité (RIS) permet, en cas d'accident, d'introduire de l'eau borée sous pression dans le circuit primaire. Le but de cette manœuvre est d'étouffer la réaction nucléaire et d'assurer le refroidissement du cœur.
*** Le circuit de contrôle volumétrique et chimique (RCV) joue un rôle important lors du fonctionnement du réacteur en assurant simultanément cinq fonctions distinctes : l'appoint en eau de façon à compenser la dilatation ou contraction de l'eau du circuit primaire avec la température ; ​​​​​le contrôle de la teneur en acide borique​​​​​ ; la purification et le contrôle chimique de l'eau du circuit primaire ; l'aspersion auxiliaire au pressuriseur lorsque les pompes primaires sont à l'arrêt ; ​​​​​ l'injection d'eau au circuit d’étanchéité des joints des pompes primaires.