Evénements significatifs sûreté déclarés par la centrale de Dampierre

Déclaré le 05/05/2026

Le 3 mai 2026, lors d’un essai périodique de conduite (EPC) réalisé sur la turbopompe du système d’alimentation de secours des générateurs de vapeur de l’unité de production 2, les équipes constatent qu’un paramètre de fonctionnement ne respecte pas les critères attendus. La vitesse de rotation maximale de l’équipement est supérieure à la plage définie par les règles d’exploitation.

Le système d’alimentation de secours des générateurs de vapeur joue un rôle important pour la sûreté de l’installation. En cas de besoin, il permet d’alimenter les générateurs de vapeur en eau afin d’assurer le refroidissement du réacteur.
Conformément aux règles d’exploitation, un événement de sûreté est alors déclaré et des investigations sont immédiatement engagées. Les équipes réalisent plusieurs actions correctives, notamment le remplacement d’un équipement de régulation et des contrôles approfondis de la chaîne d’instrumentation associée.

Malgré ces interventions, l’anomalie persiste. Conformément aux procédures applicables, les équipes engagent alors, le 4 mai 2026, le repli de l’installation vers un état de fonctionnement plus sûr dans lequel les exigences associées à cet équipement sont respectées.

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 15/05/2026 :  

Le 11 mai 2026, alors que l’unité de production 2 est en fonctionnement pour maintenance, une équipe intervient pour installer un échafaudage dans un local contenant des équipements de surveillance de l’enceinte du réacteur.

Lors de la vérification de l’échafaudage, un intervenant remet en place un élément de fixation à l’aide d’un marteau. Peu après, un équipement de surveillance sismique de l’enceinte bascule de manière intempestive en mode « séisme ».

Ce changement, entraîne l’activation d’informations utilisées par les opérateurs pour la conduite de l’installation en situation accidentelle. Les équipes en informent immédiatement la salle de commande et engagent des vérifications.
Les contrôles réalisés confirment qu’aucun séisme ni aucune anomalie réelle n’a affecté l’installation. L’équipement concerné est remis en configuration normale à 15h43 et retrouve son fonctionnement attendu.

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 15/05/2026 :  

Le 4 mars 2024, alors que l’unité de production 2 est à l’arrêt pour maintenance avec son combustible déchargé du réacteur, une intervention est réalisée sur une vanne importante d’un circuit participant au refroidissement de l’installation.

Deux mois plus tard, lors d’un essai périodique de conduite (EPC) destiné à vérifier le bon fonctionnement de ce circuit, les équipes détectent une anomalie d’étanchéité sur une autre vanne du même système. Une demande de travaux est alors ouverte afin de traiter cet écart.

Lors de l’arrêt suivant, en février 2025, cette seconde vanne fait l’objet d’une intervention et certaines de ses pièces internes sont remplacées.

En mars 2025, un nouvel essai met en évidence une difficulté persistante concernant la régulation du débit d’eau nécessaire au bon fonctionnement de certaines pompes du circuit primaire. Une nouvelle expertise est alors demandée.
À l’occasion de l’arrêt réalisé en mars 2026, une inspection approfondie est menée sur la première vanne ayant fait l’objet d’une intervention en 2024. Cette inspection révèle qu’une pièce de rechange inadaptée avait été installée lors de cette opération.

La pièce concernée est immédiatement remplacée par le modèle approprié, permettant de rétablir la configuration attendue de l’équipement.

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 18/05/2026

Le 12 mai 2026, alors que l’unité de production 2 est à l’arrêt pour maintenance, une entreprise intervient dans le local abritant l’un des groupes électrogènes de secours pour réaliser des travaux de démontage nécessitant des opérations de perçage.

Avant le début des travaux, une partie du système de détection incendie est temporairement neutralisée conformément aux procédures prévues. Cependant, lors des opérations de perçage, un détecteur incendie se déclenche malgré tout.

Ce déclenchement provoque automatiquement l’arrêt temporaire de ventilateurs associés au groupe électrogène de secours et l’apparition d’une alarme en salle de commande.

Conformément aux procédures incendie, les équipes d’exploitation envoient immédiatement un agent sur place afin de vérifier la situation. Après contrôle, celui-ci confirme qu’aucun départ de feu n’est présent dans le local et que l’alarme a été provoquée par les travaux en cours.

L’intervention est alors interrompue, le détecteur est réarmé et les ventilateurs retrouvent leur fonctionnement normal quelques minutes plus tard.

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 01/06/2026

Le 22 mai 2026, l’unité de production 3 de la centrale de Dampierre-en-Burly est à l’arrêt pour rechargement de son combustible. Après les opérations de mise à l’arrêt du réacteur, les équipes débutent le déchargement du combustible vers la piscine de désactivation.

Cette piscine permet d’entreposer temporairement les assemblages combustibles usés après leur retrait du réacteur. L’eau qu’elle contient assure à la fois leur refroidissement et la protection radiologique.

Au début des opérations, la température de la piscine est d’environ 25 °C. Au cours du déchargement, les équipes constatent une augmentation plus rapide que prévue de cette température. Le 24 mai au matin, celle-ci atteint 41 °C.
Par précaution, les opérations de manutention du combustible sont alors interrompues afin de stopper la hausse de température et d’analyser la situation.  

Les analyses réalisées confirment que la température de la piscine restera inférieure à la limite de 50 °C fixée par les règles d’exploitation. Sur cette base, la décision est prise de reprendre les opérations de déchargement. 

Le 26 mai 2026, le déchargement du combustible est achevé. La température maximale atteinte dans la piscine aura été de 44,3 °C, soit une valeur inférieure à la limite autorisée.

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 02/06/2026 

Le 1er juin 2026, une équipe de maintenance intervient sur l’unité de production 2 alors en fonctionnement afin de réaliser un diagnostic sur un capteur de température du circuit primaire du réacteur.

Pour effectuer ce contrôle, les intervenants doivent réaliser des mesures électriques sur une armoire spécifique. Lors de la préparation de l’intervention, une erreur de repérage les conduit à intervenir sur un autre circuit que celui initialement prévu.

Pensant travailler sur le capteur concerné par le diagnostic, les intervenants débranchent temporairement des connexions afin de réaliser leurs mesures. Or, ces connexions sont en réalité associées à des capteurs qui transmettent des informations utilisées pour le pilotage automatique du niveau d’eau d’un générateur de vapeur.

Cette manipulation perturbe les informations reçues par les systèmes de régulation. En réaction, l’installation augmente automatiquement l’alimentation en eau du générateur de vapeur concerné. Le niveau d’eau atteint alors une valeur élevée qui déclenche les protections automatiques du réacteur.

Conformément à sa conception, le réacteur s’arrête automatiquement afin de garantir le maintien de la sûreté des installations. Les équipes ont identifié rapidement l’origine de l’événement et ont rétabli la configuration correcte des équipements.

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 05/06/2026

Le 18 septembre 2025, à l’issue d’un arrêt de maintenance et de rechargement du combustible, l’unité de production 1 intègre de nouvelles exigences de sûreté liées aux modifications réalisées lors de sa quatrième visite décennale.

Parmi les équipements concernés figurent plusieurs capteurs installés sur le circuit qui alimente la centrale en eau de Loire. Ces capteurs ont pour rôle de surveiller le bon fonctionnement de ce système et doivent désormais répondre à des exigences renforcées.

Entre octobre 2025 et mai 2026, plusieurs opérations de maintenance préventive sont réalisées sur ces capteurs. Ces interventions consistent notamment à vérifier l’absence d’obstruction dans les lignes de mesure et à effectuer leur purge. Pour réaliser ces contrôles, les capteurs doivent être temporairement mis hors service.

Le 29 mai 2026, à l’occasion d’un échange entre des spécialistes de la sûreté et de la maintenance, les équipes identifient que ces opérations de maintenance ne sont plus compatibles avec les nouvelles exigences applicables depuis la visite décennale.

L’analyse montre que les capteurs ont été rendus temporairement indisponibles lors des opérations de contrôle, alors que les règles d’exploitation imposaient désormais des dispositions particulières pour ce type d’intervention.
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 12/06/2026

Entre le 21 et le 26 mai 2026, des échafaudages sont installés dans plusieurs locaux de l’unité de production 3 afin de préparer des travaux de maintenance. Ces échafaudages sont situés à proximité des pompes du système d’alimentation de secours des générateurs de vapeur.

Ce système joue un rôle important pour la sûreté de l’installation. En cas de besoin, il permet d’alimenter les générateurs de vapeur en eau afin d’assurer le refroidissement du réacteur.

Au moment de l’installation des échafaudages, l’unité de production est à l’arrêt pour rechargement du combustible. Dans cette configuration, les équipements concernés ne sont pas requis par les règles d’exploitation.

Le 6 juin 2026, l’unité de production change d’état d’exploitation. Dans cette nouvelle configuration, certaines des pompes du système d’alimentation de secours redeviennent requises. Les échafaudages, et notamment leurs planchers de travail, sont toutefois toujours en place à proximité des équipements.

Le 11 juin 2026, les équipes d’exploitation identifient cette situation. Conformément aux règles applicables, un événement de sûreté est déclaré. Les planchers des échafaudages sont retirés dans les deux heures qui suivent, permettant de rétablir une situation conforme.

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 26/06/2026

Le 5 mai 2026, l’unité de production 2 est en phase de redémarrage après un arrêt de maintenance. Au cours de cette phase, les équipes pilotent progressivement l’installation afin d’augmenter sa pression et sa température tout en restant dans les limites définies par les règles d’exploitation.

Pour garantir le respect de ces limites, les opérateurs assurent un suivi renforcé des paramètres de fonctionnement à l’aide des instruments de la salle de commande et d’outils de surveillance dédiés.

Lors du redémarrage de l’unité de production, les équipes pilotaient l’installation à proximité de certaines limites d’exploitation autorisées. Dans le même temps, un système s’est automatiquement reconfiguré conformément aux procédures. La combinaison de ces deux éléments a conduit à un dépassement ponctuel d’une limite de différence de pression entre deux circuits de l’installation, sans conséquence sur les équipements.

Cette situation n’a pas été détectée en temps réel par les équipes de conduite. Le 22 juin 2026, lors d’une analyse approfondie des données enregistrées pendant le redémarrage, les spécialistes identifient ce dépassement. La valeur observée était supérieure à la limite fixée par les règles de suivi de l’installation.

Une expertise technique est alors menée afin d’évaluer les conséquences potentielles de cet écart. Cette analyse conclut que le dépassement n’a eu aucun impact sur l’intégrité des équipements concernés.

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 01/07/2026

En 2023, des travaux sont réalisés sur l’unité de production 3 dans le cadre d’un programme national de modernisation des installations. À cette occasion, de nouveaux câbles électriques sont installés pour alimenter des équipements du système d’aspersion de l’enceinte du réacteur.

Ce système joue un rôle important pour la sûreté : en cas d’accident, il permet de pulvériser de l’eau borée dans l’enceinte du réacteur afin d’en réduire la température et la pression.

Le 26 mars 2026, lors d’une visite de terrain, un intervenant constate qu’un élément métallique d’un chemin de câbles a subi un choc mécanique. Cette déformation a endommagé deux câbles électriques installés à proximité.

L’anomalie est immédiatement signalée et une réparation provisoire est réalisée dès le lendemain afin de protéger les câbles concernés.

Des analyses complémentaires sont ensuite menées afin d’évaluer les conséquences de cette dégradation. Le 20 mai 2026, les experts concluent qu’il s’agit d’un écart de conformité nécessitant la mise en œuvre d’une réparation qualifiée. Conformément aux règles d’exploitation, un événement de sûreté est alors déclaré sur l’unité de production 3. Quelques heures plus tard, l’évolution de l’état de l’installation rend les équipements concernés temporairement non requis par les règles d’exploitation.

Le 28 mai 2026, une réparation provisoire qualifiée est mise en place. Enfin, le 5 juin 2026, les analyses techniques confirment l’existence d’un écart de conformité dont les effets ont été éliminés grâce aux actions engagées.

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 02/07/2026

Le 29 juin 2026, une opération de maintenance est programmée sur le groupe électrogène ultime de secours de l’unité de production 4. Cette intervention consiste à remplacer un capteur installé sur cet équipement.

Le groupe électrogène ultime de secours est une source d’alimentation électrique spécialement conçue pour fournir l’énergie nécessaire aux équipements essentiels à la sûreté, même dans des situations exceptionnelles.

Lors de l’intervention, les techniciens isolent le capteur concerné puis procèdent à son démontage. Au cours de cette opération, un arc électrique se produit accidentellement sur le câble relié au capteur. Cet incident provoque l’ouverture d’un disjoncteur et le déclenchement d’une alarme en salle de commande signalant l’indisponibilité du groupe électrogène ultime de secours.

Cette situation rend temporairement indisponible une partie du système d’alimentation en combustible du groupe électrogène, conduisant les équipes à déclarer l’équipement indisponible conformément aux règles d’exploitation.

Les équipes de conduite interviennent rapidement et remettent le disjoncteur en service. Cette action permet de rétablir immédiatement la disponibilité du groupe électrogène ultime de secours.

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 23/07/2026

Le 7 août 2025, une pompe du circuit de collecte des eaux pluviales et d’infiltration est mise hors service dans le cadre d’une opération de maintenance.

Le 18 juin 2026, une seconde pompe assurant la même fonction dans le même local est à son tour arrêtée temporairement afin de réaliser des travaux d’étanchéité.

Ces deux pompes ont pour rôle d’évacuer les eaux de pluie ou d’infiltration susceptibles de s’accumuler dans certains locaux de l’installation.

Le 23 juillet 2026, la seconde pompe est remise en service à l’issue des travaux. L’analyse réalisée par les équipes met alors en évidence que les deux pompes ont été simultanément indisponibles pendant une durée supérieure à celle autorisée par les règles d’exploitation.

Cet écart a conduit à une situation non conforme aux exigences applicables concernant la disponibilité des moyens d’évacuation des eaux dans les locaux concernés. Un écart de niveau 0 sous l’échelle INES, sans impact réel sur la sûreté des installations, a donc été déclaré par la centrale à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection.

Déclaré le 24/07/2026

Lors de l’arrêt pour simple rechargement de l’unité de production 1, plusieurs anomalies liées au risque de présence de corps étrangers ont été détectées lors des activités de maintenance et de manutention du combustible.

Ce risque, appelé FME (Foreign Material Exclusion), vise à prévenir l’introduction ou la présence d’objets, débris ou résidus dans les équipements importants pour le fonctionnement et la sûreté des installations.

Au cours de l’arrêt, les équipes ont notamment découvert :

- Un corps étranger dans un générateur de vapeur ;
- Des résidus à proximité de la cuve du réacteur avant le début du déchargement du combustible ;
- La présence de corps étrangers sur certains assemblages combustibles lors des opérations de déchargement.

Ces constats ont conduit les équipes à engager des contrôles et des analyses complémentaires afin d’identifier l’origine de ces éléments, de vérifier l’absence d’impact sur les équipements concernés et de mettre en œuvre les actions correctives nécessaires. 

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.

 

Evénements radioprotection déclarés par la centrale de Dampierre

Déclaré le 27/05/2026

Le 22 mai 2026, un intervenant quitte une zone contrôlée (partie nucléaire de l’installation) en emportant du matériel sans respecter l'ensemble des étapes prévues par le processus de contrôle radiologique.

Lors de sa sortie du site, le matériel est contrôlé par le portique C3, dispositif destiné à vérifier l'absence de contamination radioactive sur les personnes, leurs vêtements et les équipements transportés hors des installations. Ce contrôle révèle la présence d'une contamination sur le matériel.

Grâce à cette détection, le matériel concerné est immédiatement pris en charge selon les procédures de radioprotection en vigueur afin d'éviter toute sortie de matériel contaminé hors du site.

Cet événement met en évidence un écart dans l'application des règles de contrôle du matériel en sortie de zone contrôlée. Il démontre également l'efficacité des dispositifs de surveillance radiologique mis en place, qui ont permis de détecter l'anomalie avant toute conséquence pour les personnes ou l'environnement. Cet  écart de niveau 0 sous l’échelle INES, sans impact, a été déclaré par la centrale à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection.

Déclaré le 15/06/2026

À la suite d’un événement significatif de radioprotection déclaré sur un autre site nucléaire, lié à l’absence de cartographie radiologique dans certains locaux techniques, la centrale de Dampierre-en-Burly a engagé une vérification de ses propres pratiques.

Cette démarche visait à s’assurer que tous les locaux concernés disposent bien des évaluations radiologiques nécessaires avant l’intervention des équipes. Ces évaluations, réalisées par les spécialistes en radioprotection, permettent notamment d’informer les intervenants sur les risques potentiels d’exposition et de définir les protections adaptées.

Les analyses menées sur le site ont porté sur des locaux de ventilation situés dans les bâtiments auxiliaires nucléaires. Elles ont montré que plusieurs interventions avaient bien été réalisées dans certains de ces locaux au cours des dernières années.

Cependant, pour une partie de ces locaux, les équipes n’ont pas retrouvé la preuve documentaire attestant qu’une cartographie radiologique avait été réalisée avant les interventions, conformément à l’organisation définie sur le site.
Cette situation révèle une faiblesse dans le suivi et la traçabilité des contrôles radiologiques préalables. Des investigations complémentaires ont été engagées afin d’identifier précisément les locaux concernés, d’évaluer les éventuelles conséquences et de mettre en place les actions nécessaires pour garantir le respect des exigences de radioprotection.

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.