En mars 2025, la Direction de la centrale nucléaire de Golfech a déclaré 10 événements significatifs à l’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR). Ces événements n’ont pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations, la sécurité du personnel ni l’environnement.
Sûreté :
- Evénement déclaré le 11 mars (niveau INES 0) - Détection tardive de l’indisponibilité d’un compresseur :
Au cours du mois de février, un câble est vu dégradé lors de l’ouverture d’une trémie. Les diagnostics et la surveillance effectués n’identifient pas d’impact sur l’installation. Or, le 1er mars, lors de la réalisation d’un essai périodique d’un système de production d’air (SAP) un compresseur (2SAP102CO) est qualifié d’indisponible. Un diagnostic confirme que cette indisponibilité est liée à la dégradation du câble. Ce dernier a donc été réparé.
Cet événement n’a eu aucun impact sur la sécurité du personnel et la sûreté des installations. Toutefois, en raison de la détection tardive de l’indisponibilité du compresseur (2SAP102CO), il a été déclaré le mardi 11 mars 2025 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR), au niveau 0 de l’échelle INES qui en compte 7.
- Evénement déclaré le 14 mars (niveau INES 0) - Détection et extraction de corps migrants :
L’unité de production n°1 est à l’arrêt pour maintenance depuis le 7 février 2025. Après avoir procédé aux opérations de déchargement du combustible, plusieurs corps migrants ont été détectés au niveau de la cuve du réacteur et de plusieurs assemblages combustible. L’expertise réalisée a permis de confirmer qu’il s’agissait de fils de cuivre. Après extraction de tous les corps migrants détectés dans la cuve et sur les assemblages devant être réutilisés, les opérations de rechargement* ont pu débuter le 13 mars 2025.
Cet événement n’a eu aucun impact réel sur la sécurité du personnel et la sûreté des installations. Il a toutefois été déclaré le vendredi 14 mars 2025 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR), au niveau 0 de l’échelle INES qui en compte 7.
* Le rechargement consiste à positionner dans la cuve du réacteur 193 assemblages combustibles qui étaient stockés temporairement dans la piscine du bâtiment combustible.
- Evénement déclaré le 17 mars (niveau INES 0) - Indisponibilité de deux chaînes de mesure de la ventilation :
Le 12 mars 2025, deux chaînes de mesure de l'activité de la ventilation d'un bâtiment industriel, de l’unité de production n°1, ont été rendues indisponibles. La cause identifiée est un déversement non-prévu d’eau dans un local situé au-dessus de ces matériels. Un événement STE* non autorisé a été généré par cette situation.
Cependant, une équipe d'intervention d'astreinte a rétablit la disponibilité des chaînes dans les délais impartis.
Cet événement n’a eu aucun impact sur la sécurité du personnel et la sûreté des installations. Il a été déclaré le lundi 17 mars 2025 à l’Autorité de sûreté nucléaire, au niveau 0 de l’échelle INES qui en compte 7.
* Les spécifications techniques d’exploitation (STE) sont un recueil de règles d’exploitation approuvées par l’Autorité de sûreté nucléaire, qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement d’une centrale nucléaire et les prescriptions de conduite du réacteur associées.
- Evénement déclaré le 18 mars (niveau INES 0) - Défaut d'assurance qualité lors d’un essai périodique :
En septembre 2024, un essai périodique sur l’un des diesels de secours de l’unité de production n°2 est déclaré satisfaisant. Début 2025, une analyse des derniers essais menés est effectuée. Cette analyse permet de détecter le non-respect d’un critère de température (57°C relevé pour un critère < 56°C) lors de l’essai périodique de septembre 2024. L’autre diesel de secours était disponible.
Cet événement n’a eu aucun impact réel sur la sécurité du personnel et la sûreté des installations.
Etant caractérisé comme un défaut d’assurance qualité, il a toutefois été déclaré le mardi 18 mars 2025 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR), au niveau 0 de l’échelle INES qui en compte 7.
- Evénement déclaré le 25 mars (niveau INES 0) - Non-respect de la conduite à tenir suite à l’indisponibilité d’un détecteur incendie :
Le 17 mars, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour maintenance. Un détecteur incendie situé dans un local comprenant un équipement de secours d’alimentation électrique (GUS) déclenche de manière intempestive. Les autres détecteurs incendie présents dans le local sont fonctionnels.
Cependant, l’impact sur la conduite à tenir fixée par la STE n’est pas perçue. En particulier l’exigence de réalisation d’une ronde sur place, toutes les heures, est détectée le 19 mars et donc n’a pas été réalisée sur l’ensemble de la période d’indisponibilité. Le détecteur incendie défectueux est réparé le 21 mars retrouvant sa pleine fonctionnalité.
Cet événement n’a eu aucun impact réel sur la sécurité du personnel et la sûreté des installations. Il a toutefois été déclaré le mardi 25 mars 2025 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR), au niveau 0 de l’échelle INES qui en compte 7.
* Les spécifications techniques d’exploitation (STE) sont un recueil de règles d’exploitation approuvées par l’Autorité de sûreté nucléaire, qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement d’une centrale nucléaire et les prescriptions de conduite du réacteur associées.
- Evénement déclaré le 25 mars (niveau INES 0) - Non-respect d'une mesure palliative dans le cadre de l’évacuation de matériels :
Le jeudi 20 mars 2025, l’unité de production n°1 est à l’arrêt. Le matériel utilisé pendant l’arrêt est en cours d’évacuation hors du bâtiment réacteur via une porte ouverte conformément aux Spécifications Techniques d'Exploitation (STE)*. Lors de la manutention, le chariot sur lequel est installé le matériel s’est bloqué rendant la porte extérieure non refermable, ce qui ne correspond plus aux conditions prévues par le référentiel. Quelques minutes plus tard, les actions menées ont permis de débloquer le chariot permettant son évacuation.
Cet évènement n’a eu aucun impact sur la sécurité du personnel et la sûreté des installations. Toutefois il a été déclaré le mardi 25 mars 2025 à l’Autorité de sûreté nucléaire, au niveau 0 de l’échelle INES, qui en compte 7.
* Les spécifications techniques d’exploitation (STE) sont un recueil de règles d’exploitation approuvées par l’Autorité de sûreté nucléaire, qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement d’une centrale nucléaire et les prescriptions de conduite du réacteur associées.
- Evénement déclaré le 26 mars (niveau INES 0) - Non-respect d’une condition permanente des STE :
Le 21 mars 2025, dans le cadre d’un essai dans le bâtiment réacteur de l’unité de production n°1, à l’arrêt, l’une des pompes primaires du circuit principal était en service. Au cours de l’essai, une baisse de pression intempestive a été observée, pendant quelques secondes, avant un retour à une valeur normale.
Les STE* exigent que toutes les pompes primaires soient arrêtées en dessous d’un certain seuil de pression. Or, lors de ce transitoire de pression, une pompe était encore en service, ce qui constitue un écart aux consignes d’exploitation.
Cet évènement n’a eu aucun impact sur la sécurité du personnel et la sûreté des installations. Toutefois il a été déclaré le mercredi 26 mars 2025 à l’Autorité de sûreté nucléaire, au niveau 0 de l’échelle INES, qui en compte 7.
* Les spécifications techniques d’exploitation (STE) sont un recueil de règles d’exploitation approuvées par l’Autorité de sûreté nucléaire, qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement d’une centrale nucléaire et les prescriptions de conduite du réacteur associées.
- Evénement déclaré le 31 mars (niveau INES 0) - Repli du réacteur n°1, en application des procédures :
Le 26 mars 2025, conformément aux procédures, les équipes de la centrale ont procédé à un repli du réacteur n°1 à l’arrêt, dans le cadre de son arrêt programmé pour simple rechargement, en abaissant la pression et la température du circuit primaire. Ceci fait suite à plusieurs défauts intervenus sur la même période, avec un premier fortuit sur un matériel de sauvegarde, un second concernant une porte d’accès dans le bâtiment réacteur bloquée en position ouverte et le dernier suite à l’indisponibilité d’une pompe. Conformément, aux STE*, le cumul de trois fortuits de groupe 1**, demande un repli du réacteur sous une heure.
Cet événement n’a eu aucun impact sur la sécurité du personnel et la sûreté des installations. Il a toutefois été déclaré le lundi 31 mars 2025 à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR), au niveau 0 de l’échelle INES qui en compte 7.
* STE : Les spécifications techniques d’exploitation (STE) sont un recueil de règles d’exploitation approuvées par l’Autorité de sûreté nucléaire, qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement d’une centrale nucléaire et les prescriptions de conduite du réacteur associées.
** Groupe 1 : qui concernent les systèmes d'arrêt et de sauvegarde du réacteur.
Radioprotection :
- Evénement déclaré le 25 mars (niveau INES 0) - Apparition d'une alarme dosimétrique d'un agent travaillant sur la préparation d’une activité :
Le 16 mars 2025, un intervenant réalise la préparation du blocage de coques béton* pour la journée du 23 mars 2025 en zone contrôlée. Cette activité consiste à identifier et acheminer les coques concernées pour la prochaine campagne de blocage.
Pour cette activité, il utilise un régime de travail radiologique (RTR**) zone orange à activité répétitive ou générique pour le transfert de déchets dont le DeD (débit équivalent de dose) au poste de travail prévoit 2 mSv/h.
En s'approchant d’une coque, son alarme dosimétrique retentit. L'intervenant s'écarte et prévient son responsable hiérarchique.
A l'issue de son activité, l'agent sort de zone contrôlée. La dosimétrie enregistrée lors de cette exposition est très faible.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la santé du personnel. Il a toutefois fait l’objet d’une déclaration le mardi 25 mars 2025, à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR), en tant qu’événement significatif radioprotection (ESR), au niveau 0 de l’échelle INES qui en compte 7.
* Les opérations de blocage des coques empêchent toute propagation de radioactivité dans l’environnement. Une coque béton est une protection radiologique (béton + acier) permettant le conditionnement, le transport et le stockage des déchets technologiques (outillages, etc.) et filtres « procédés » dont le débit de dose est supérieur à 2mSv/h.
** Pour intervenir en zone contrôlée, l’intervenant doit se munir d’un régime de travail radiologique (RTR) individuel qui comporte une analyse prévisionnelle de l’exposition aux rayonnements ionisants. Ce RTR prévoit des seuils d’alarme pour éviter l’exposition non prévue d’un intervenant, supérieure à l’attendu. Le RTR est scanné en entrée de zone contrôlée sur une borne et paramètre les alarmes du dosimètre porté par l’intervenant (alarmes visuelles et sonores) en cas d’atteinte d’un seuil radiologique.
Environnement :
- Evénement déclaré le 27 mars - Cumul annuel d’émissions de fluides frigorigènes supérieur à 100 kg sur le site :
Depuis le début de l’année 2025, plusieurs pertes de fluides frigorigènes au niveau de groupes froids (industriel et tertiaire) de la centrale ont été constatées. Le cumul annuel des émissions a atteint 142 kg, après qu’un groupe froid industriel ait rejeté 98,815 kg de fluide frigorigène.
Les équipements à l’origine de ces émissions ont été mis hors service et vidangés. Les émissions de fluide frigorigène dans l’atmosphère n’ont pas eu d’impact sur la sécurité du personnel ni sur les installations. Des analyses sont en cours pour déterminer les causes profondes de ces évènements et les mesures correctives à adopter.
Conformément à la réglementation, la direction de la centrale a déclaré, le jeudi 27 mars 2025, un événement significatif environnement (ESE) à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) en raison d’un cumul annuel d'émissions de fluides frigorigènes supérieur à 100kg sur le site.
Transport :
- Aucun événement déclaré