Chaque mois, dans le cadre de la transparence, la centrale nucléaire de Gravelines publie les évènements significatifs déclarés à l'Autorité de sûreté nucléaire. Ci-dessous, les évènements déclarés en décembre 2024.
Évènements de sûreté de niveau 0
Le 17 janvier 2024, l’unité de production n°4 est en fonctionnement. Un examen est réalisé sur le pont passerelle afin de vérifier l’efficacité des freins destinés à maintenir la charge. Les résultats ne sont pas conformes mais le technicien signe de manière erronée l’essai comme conforme.
Le 19 juillet, l’unité de production n°4 entames son redémarrage et des opérations de manutentions sont réalisées avec le pont passerelle, malgré l’écart non déclaré.
Le 18 novembre 2024, suite à une relecture du rapport, l’écart est relevé par les équipes du site, le pont passerelle est alors déclaré inutilisable.
Cet écart à nos règles d’exploitation n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 22 novembre 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.
Le 16 novembre 2024, les unités 1, 2, 4, 5 et 6 sont en production, l’unité 3 est à l’arrêt pour maintenance. A 10h34, les équipes de conduite réalisent la déconsignation d’un des transformateurs auxiliaires alimentés par une ligne en 225 000 Volts. A 11h22, un disjoncteur s’ouvre entrainant la perte de l’alimentation des 6 transformateurs auxiliaires. A 16h00, après diagnostic, il est conclu que le défaut concerne la mise à la terre du transformateur qui venait d’être déconsigné. L’alimentation électrique auxiliaire est à nouveau disponible à 19h55 sur les unités 1, 2, 5 et 6 puis, après correction du défaut le 17 novembre à 02h00, sur les unités 3 et 4. Cette coupure totale de 8 heures et 33 minutes n’a pas eu de conséquence sur la sureté des installations et a été déclarée à l'Autorité de Sûreté Nucléaire le 25 novembre 2024 au niveau 0 en dessous de l'échelle INES.
Le 19 novembre 2024 à 16h15, l'unité de production n°5 est en production. Le capteur d'une bâche de "Traitement et Refroidissement d'eau des Piscines" (PTR) doit être réparé le jour même. Cependant, certaines activités nécessaires pour la maintenance de ce capteur doivent être réalisées en "heures normales" et non la nuit. L'équipe d'intervention est donc programmée au lendemain, le 20 novembre 2024, rallongeant l'indisponibilité du matériel d'un jour. L'indisponibilité du capteur pendant 1 jour n'a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l'environnement mais constitue un écart à nos spécifications techniques d'exploitation, déclaré à l'Autorité de Sûreté Nucléaire le 28 novembre 2024, au niveau 0 en dessous de l'échelle INES.
Le 13 novembre 2024, l’unité de production n°1 est en phase de redémarrage suite à un arrêt programmé. Nos règles générales d’exploitation prévoient la réalisation d’essais de redémarrage nécessitant plusieurs activités successives. Afin de réaliser ces activités dans le délai imparti, les équipes modifient leur enchaînement. Le 21 novembre, les activités sont effectuées dans les temps. Les équipes s’interrogent et mettent en évidence via une fiche questions réponses locale, un non-respect de la périodicité de deux d’entre-elles.
Cet écart à nos règles d’exploitation n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 27 novembre 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.
Le 27 novembre 2024, l’unité de production n°1 est en fonctionnement.
Un essai périodique est réalisé afin de contrôler des sondes de température et tester le démarrage des ventilateurs du circuit de refroidissement du Diesel d’Ultime Secours (DUS). Cet essai qui consiste à vérifier l’étalonnage de sondes de température nécessite la mise en place de raccordements d’essais spécifiques. Lors de la pose de ce raccordement, une alarme apparait en Salle de Commande pour alerter de l’indisponibilité du Diesel d’Ultime Secours. Après analyse du schéma électrique, les équipes découvrent que la pose du raccordement coupait l’alimentation des sondes de température assoicées aux ventilateurs du circuit de refroidissement, entrainant l’indisponibilité du DUS. Le disjoncteur est alors refermé et le DUS est à nouveau disponible.
L’indisponibilité du Diesel d’Ultime Secours n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 29 novembre 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.
Le 27 octobre 2024, le réacteur n°5 est en arrêt pour visite partielle et le réacteur n°6 est en production. À 23h00, un test essai périodique révèle que deux pompes ne fonctionnent pas comme attendu. Suite à l’analyse des résultats d’essai, des actions correctives sont envisagées pour satisfaire les critères de sécurité sûreté associés. Le 29 novembre, l'Ingénieur Sûreté remet en question le délai de correction réparation pris en compte par le CNPE. Le 3 décembre, il est conclu que les critères en défaut auraient du être de nouveau vérifiés et satisfaits sous 30 jours.
Le 4 décembre 2024 à 21h00, l'unité de production n°3 est à l'arrêt pour visite partielle. Une équipe de nuit réalise des contrôles qui nécessitent de passer l'un des deux systèmes d'instrumentations du circuit primaire en position de "test". Le 5 décembre 2024, l'activité n'est pas terminée, les informations sont transmises à l'équipe du matin. Celle-ci reprend l'activité et passe le second système d'instrumentation en position de "test". Les deux systèmes se retrouvent alors en position de "test". Cela déclenche un ordre d'arrêt automatique du réacteur en salle de commande. Celui-ci n'a pas d'effet car le réacteur est déjà à l'arrêt pour maintenance. Pour autant, l’émission d’ordre d’arrêt automatique du réacteur constitue un écart à nos spécifications techniques d’exploitation, déclaré à l'Autorité de Sûreté Nucléaire le 9 décembre 2024, au niveau 0 en dessous de l'échelle INES.
Le 22 août 2024, l’unité de production n°5 est à l’arrêt dans le cadre de sa visite partielle. Lors d’une inspection, des vérifications révèlent de la corrosion sur deux supports de câbles de l’unité de production n°5. Ces supports sont essentiels pour assurer la stabilité et la sécurité des câbles alimentant des équipements critiques (pompes et moteurs), notamment en cas de séisme. Des travaux de remise en conformité sont réalisés.
Le 25 octobre 2024, un écart de conformité est identifié pour l’unité de production n°5.
Des contrôles règlementaires sont menés sur les unités de production n°1,2,3,4,6 et le 28 novembre 2024, le CLAREC (Comité Local d'Analyse Réactive des Ecarts de Conformité) valide un écart de conformité.
Cet écart à nos règles d’exploitation n’a pas eu de conséquence sur le redémarrage de l’unité de production n°5 ni sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 9 décembre 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.
Le 7 octobre 2024, l’unité de production n°5 est en fonctionnement. Lors de la réalisation de contrôles du matériel, un intervenant constate qu’une vanne, qui doit être ouverte, est en position fermée, rendant indisponible un des systèmes de protection contre l’incendie. La vanne est alors rouverte, permettant ainsi de retrouver la disponibilité de ce système. Cet écart à nos règles d’exploitation n’a pas eu de conséquence sur la sûreté des installations, ni sur l’environnement. Il a été déclaré le 10 décembre 2024 à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 0, en-dessous de l’échelle INES.
Évènements générique de sûreté de niveau 0
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. Ces matériels sont pilotables depuis la salle de commande du réacteur (« mode distant ») ou depuis une armoire de commande déportée au niveau du diesel d’ultime secours (« mode local »).Pour la réalisation de certaines activités normales d’exploitation (essais périodiques de contrôle du bon fonctionnement des matériels, requalification après maintenance), il est usuel de passer l’alimentation électrique de ces matériels en « mode local ». Or, à l’issue de la 4ème visite décennale d’une unité 900MWe, le référentiel d’exploitation évolue et requiert la capacité de mettre en ou hors service ces matériels depuis la salle de commande. Il est alors apparu que, lorsque ces matériels sont pilotés en « mode local », l’ordre de mise en service depuis la salle de commande s’en retrouve inhibé, amenant à les considérer comme indisponibles lorsque que pilotés dans cette configuration au sens des nouveaux référentiels d’exploitation.Cette situation n’a pas eu d’impact réel sur la sûreté des réacteurs de 900 MWe concernés, le passage en « mode distant » depuis la salle de commande restant possible sans délai.
Pour autant, la direction de la production nucléaire d’EDF a déclaré cet événement générique, pour les réacteurs du palier 900 MWe ayant passé leur 4ème visite décennale, auprès de l’Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0 sous l’échelle INES, qui en compte 7.
*Le concept de « noyau dur » vise à disposer de structures et équipements résistant à des événements extrêmes assurant les fonctions fondamentales pour la sûreté des installations
Évènements de radioprotection de niveau 0
Le 18 novembre 2024 à 13h30, le local « bas bruit de fond », qui est habituellement classé en zone surveillée, est temporairement classé en Zone Jaune suite à la réception d'un conteneur de déchets irradiants (il s’agit du local où sont réalisés les contrôles radiologiques ultimes des transports avant départ). Le 19 novembre, un chauffeur poids lourd arrive sur le site avec sa remorque chargée de colis radioactifs, ce dernier s'aperçoit de la perte de son dosimètre passif. Il entre tout de même dans le local classé en Zone Jaune pour dételer sa remorque. Le lendemain, il y retournera pour transporter le matériel. Après cette opération, il préviendra les services de la perte de son dosimètre passif. Sa dosimétrie n'a donc pas pu être mesurée. Cet écart aux règles de radioprotection n’a pas eu de conséquence sur la santé de l'intervenant car le débit de dose réellement associé à la zone jaune était localisé dans une zone restreinte où le chauffeur n’est pas intervenu. Cependant, il a été déclaré à l’Autorité de Sûreté Nucléaire le 20 novembre 2024 au niveau 0, en dessous de l’échelle INES.
Le 3 décembre 2024, le réacteur n°5 est en fonctionnement.
Plusieurs salariés travaillent sur un mouvement d’eau, dans le cadre d’une évacuation de combustible usé. Suite d'affichage sur le risque neutron, un des agents ne se munit pas d’un dosimètre opérationnel neutron. Ils commencent une vidange d’un compartiment de piscine BK comportant un château de plomb à 11h35. À 12h30, après mise en place de l’affichage du risque neutron, un agent qui vient de voir la modification d’affichage (lui-même déjà muni du dosimètre opérationnel neutron) informe son collègue du besoin de porter un dosimètre opérationnel neutron. L’écart est ainsi porté à la connaissance du management de l’intervenant concerné. L’analyse a posteriori a montré que 3 autres intervenants ne portaient pas non plus leurs dosimètres opérationnels neutron au lancement de la vidange. Tous portaient néanmoins un dosimètre passif neutron. Le non-port de dosimètre opérationnel neutron constitue un écart à nos règles de radioprotection. Il a été déclaré à l'Autorité de sûreté nucléaire le 13 décembre 2024, au niveau 0 en dessous de l'échelle INES.