Le 9 avril 2025, la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) un événement significatif pour la sûreté au niveau 1 de l’échelle INES qui en compte 7, relatif à la détection tardive d’un non-respect d’une spécification technique d’exploitation concernant une mauvaise position d’un commutateur du Diesel d’Ultime Secours (DUS) du réacteur n°1.
Le 3 avril 2025, les équipes en salle de commande constatent que le commutateur du Diesel d’Ultime Secours* est positionné en mode « local » alors qu’il devrait être en mode « distant ». L’opérateur a immédiatement remis le commutateur en mode « distant »
Ce commutateur, lorsqu’il est en mode « distant », permet d’activer le DUS du réacteur n°1 depuis la salle des commandes en cas de conduite incidentelle ou accidentelle. En mode « local », le pilotage du DUS ne peut se faire qu’en local.
Le diagnostic a permis d’établir que ce commutateur avait été placé en mode « local » dans la nuit du 30 au 31 mars au cours de la mise en configuration du DUS pour maintenance. L’intervalle de temps entre le 31 mars et le 3 avril 2025 est supérieur au délai maximal autorisé et cet événement représente un non-respect des spécifications techniques d’exploitation.
En cas de conduite incidentelle ou accidentelle du réacteur n°1, l’activation du DUS aurait néanmoins pu être assurée localement. Par ailleurs, conformément au principe de redondance de nos installations, les tableaux électriques des deux autres diesels de secours étaient disponibles, tout comme le groupe électrogène d’ultime secours (GUS).
En raison de la détection tardive de ce non-respect des spécifications techniques d’exploitation, et bien qu’il n’y ait eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations ni sur l’environnement, la centrale de Dampierre-en-Burly a déclaré un événement significatif de sûreté de niveau 1 sur l’échelle INES qui en compte 7, auprès de l’ASNR, le 9 avril 2025.
*.Le DUS est une alimentation électrique supplémentaire (mesures post–Fukushima) en cas de défaillance des deux alimentations externes et des trois alimentations internes déjà existantes.
** 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.