Les évènements significatifs suivants ont été déclarés au niveau 0 en dessous de l’échelle INES à l'Autorité de sûreté nucléaire. Ils n'ont eu aucune conséquence sur la sûreté des installations ou sur l'environnement.
5 août 2025, événement significatif sûreté, unité de production n° 2
L’unité de production n°2 est en arrêt programmé pour maintenance. Lors d’une opération de remise en exploitation d’un échangeur, une alarme de niveau bas apparaît sur la bâche du circuit de refroidissement intermédiaire voie B qui alimente cet échangeur. Le système automatique d’appoint en eau se met en service. Néanmoins, la perte de masse d’eau aura engendré l’indisponibilité de ce circuit pendant 45 minutes, ce qui est redevable d’une déclaration d’évènement selon les Spécifications Techniques d’Exploitation. Il est à noter que la voie A du circuit de refroidissement intermédiaire est restée entièrement disponible.
14 août 2025, événement significatif sûreté, unité de production n° 2
L’unité de production n°2 est en arrêt programmé pour maintenance. Les opérations de vidange de la piscine du bâtiment réacteur viennent d’être réalisées par une des deux pompes du circuit de réfrigération de la piscine du bâtiment combustible. Lors de la remise en configuration du circuit de réfrigération de la piscine du bâtiment combustible, des alarmes signale la baisse de niveau de la piscine du bâtiment combustible, alors que le niveau d’eau de la piscine du bâtiment réacteur monte. Les équipes diagnostiquent rapidement qu’une vanne restée ouverte est responsable de ce transfert d’eau et la referme immédiatement.
19 août 2025, événement significatif sûreté, unité de production n° 3
Le 14 /08/2025, à 14h22, les équipes ont procédé à L’ Arrêt Manuel du Réacteur de l’unité de production n°3 (AMR) en application de leur consigne, suite à l’atteinte de la limite prescrite de niveau d’insertion de certaines grappes de commande du cœur du réacteur. Après analyse, cet événement a été généré par la défaillance d’un composant électronique intervenant dans les automatismes de commande de ces grappes. Le module en cause a été remplacé immédiatement.
19 août 2025, événement significatif sûreté, unité de production n° 3
L’unité de production n°3 est à l’arrêt suite à L’ Arrêt Manuel du Réacteur (AMR) réalisé le 14/08/2025. Le 16/08/2025, des ordres de protection par Arrêt Automatique du Réacteur (AAR) sont générés suite à la défaillance d’un module électronique. Après stabilisation du réacteur avec les consignes applicables, le diagnostic sur l’origine de la panne et sa réparation n’étant pas terminés, l’équipe entame une baisse de température et pression du circuit primaire conformément aux prescriptions des Spécifications Techniques d’Exploitation (STE). Le module défaillant sera finalement remplacé permettant le redémarrage de l’unité.
22 août 2025, événement significatif sûreté, unité de production n° 4
Le 20 août à 16h50, un impact de foudre significatif est enregistré sur le site de Tricastin. Celui-ci entraîne l’activation intempestive du système de protection contre la surpuissance et la mise à l’arrêt automatique du réacteur de l’unité de production n°4.
Evénement significatif générique de sûreté de niveau 0 , relatif au 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.