Événements significatifs du domaine radioprotection concernant la centrale nucléaire de Paluel, déclarés au niveau 0 sous l’échelle INES en mars 2023.
Absence temporaire de suivi dosimétrique pendant une activité en zone nucléaire
Le 1er mars 2023, l’unité de production n°1 est à l’arrêt pour simple rechargement de son combustible*. Dans le cadre d’une activité de maintenance, un intervenant se rend en zone nucléaire. Au cours de son intervention, il constate que la fermeture éclair de l’une des poches de sa combinaison est ouverte et qu’il a perdu son dosimètre opérationnel**. Il est resté sans suivi dosimétrique opérationnel pendant 3h. Cependant, aucun dépassement de limite de dose individuelle annuelle réglementaire n’a été enregistré dans le suivi dosimétrique des autres membres de l’équipe intervenante. Cet événement constitue un non-respect des règles de radioprotection.
* Il existe trois types d’arrêts programmés en centrale nucléaire au cours desquels des opérations de maintenance sont organisées et planifiées. L’arrêt pour simple rechargement consiste à remplacer un tiers du combustible du réacteur.
**Le dosimètre opérationnel est un outil de prévention du risque et d’optimisation de la radioprotection. Il s’agit d’un dosimètre électronique qui permet au porteur de connaître immédiatement la dose reçue.
Absence de signalisation d’une zone orange
Le 11 mars 2023, l’unité de production n°4 est en fonctionnement. Des intervenants accèdent en zone nucléaire. Dans le cadre de leur intervention, ils doivent pénétrer dans deux locaux classés en zone orange*. Ils constatent l’absence de signalétique « zone orange » sur la porte du premier local.
Après signalement, la signalétique est immédiatement remise en conformité. Cet événement n’a eu aucune conséquence réelle sur la santé des intervenants mais il constitue un non-respect des règles de radioprotection.
*Dans le cadre de la radioprotection des intervenants, les locaux de zone nucléaire sont classés et balisés par des salariés spécialisés en prévention des risques. Cela permet une visualisation de l’exposition plus ou moins importante aux rayonnements ionisants. Les zones sont identifiées par une couleur « bleu, vert, jaune, orange et rouge ».
Événements significatifs du domaine sûreté concernant la centrale nucléaire de Paluel, déclarés au niveau 0 sous l’échelle INES en mars 2023.
Mise en service automatique d’un circuit d’eau de sauvegarde dans le cadre d’une action de maintenance
Depuis le 22 février 2023, l’unité de production n°4 est à l’arrêt pour réaliser une intervention de maintenance. Le 3 mars 2023, les équipes de la centrale procèdent à la mise en service d’une pompe utilisée dans la mise en circulation de l’eau du circuit secondaire, située dans la partie non nucléaire des installations. Cette action conduit à augmenter le niveau d’eau dans les quatre générateurs de vapeur*, et déclenche plusieurs ordres automatiques associés, comme la mise en service du système d’alimentation de secours en eau des générateurs de vapeur et l’arrêt du système d’alimentation normale. Le remplissage en eau des générateurs de vapeur est interrompu et les équipes de la centrale appliquent leurs procédures. Les générateurs de vapeur sont vidangés et retrouvent un niveau d’eau normal. Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations.
*un générateur de vapeur est un échangeur thermique entre l’eau du circuit primaire et l’eau du circuit secondaire d’une centrale nucléaire
Non-respect de la périodicité d’un essai périodique
Le 17 février 2023, l’unité de production n°1 est en fonctionnement. Un essai périodique, réalisé chaque semaine et visant à tester deux appareils de mesure de la radioactivité ambiante situés en zone nucléaire est mis en œuvre. Les résultats sont conformes et les appareils disponibles.
Le 18 février, l’unité de production n°1 est mise à l’arrêt dans le cadre de son arrêt pour simple rechargement*.
Le 24 février, l’essai est à nouveau réalisé dans le cadre de sa périodicité hebdomadaire. Cependant, les critères de fonctionnement sont identifiés comme « sans objet » et ne sont pas vérifiés.
Le 3 mars, il est constaté que les critères de l’essai périodique n'ont pas été vérifiés dans leur tolérance. L’essai est réalisé et les appareils de mesure sont déclarés disponibles. Cet événement n’a pas eu de conséquence réelle sur la sûreté des installations mais constitue un non-respect des règles générales d’exploitation.
* Il existe trois types d’arrêts programmés en centrale nucléaire au cours desquels des opérations de maintenance sont organisées et planifiées. L’arrêt pour simple rechargement consiste à remplacer un tiers du combustible du réacteur.
Non-respect, a posteriori, du délai de réparation d’un matériel
Le 22 février 2023, l’unité de production n°2 est en fonctionnement. Entre le 22 février et le 1er mars, plusieurs défauts apparaissent sur le contrôle commande* des systèmes d’injection de sûreté** et du circuit de refroidissement à l’arrêt du réacteur***. Différentes interventions sur le châssis du contrôle commande sont réalisées. Le 2 mars, lors d’un nouveau dépannage, les intervenants déconnectent une carte remplacée lors de la première intervention du 22 février. Ils constatent que deux matériels sont déformés. Le 7 mars, le constructeur du châssis indique que la présence de ces défauts conduit à définir indisponible le circuit de refroidissement à l’arrêt du réacteur, voie A, depuis le 22 février. Dans ce cas, la conduite à tenir était une réparation sous 7 jours. Cet événement n’a eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations, la voie B du circuit de refroidissement à l’arrêt du réacteur est toujours restée disponible. Cependant, le matériel voie A n’ayant pas été réparé sous 7 jours, cet événement constitue un non-respect des règles générales d’exploitation.
* Ce système est conçu pour assurer l’injection de bore et le refroidissement du cœur, notamment en cas de rupture du circuit primaire entrainant une fuite d’eau importante.
**Ce circuit assure l’évacuation de la puissance résiduelle dégagée par le combustible, quand il est encore dans la cuve, pendant les périodes d’arrêt des unités de production. Il est conçu en en redondance (deux voies séparées, A et B). Lorsqu’un circuit est indisponible, un autre permet d’assurer des fonctions similaires.
Non-respect d’une prescription particulière des Spécifications Techniques d'Exploitation
Le 12 mars 2023, l’unité de production n°4 est à l’arrêt pour réaliser une intervention de maintenance. Dans le cadre du conditionnement chimique du circuit primaire, il est demandé aux équipes de la centrale de s’approprier une prescription particulière des spécifications techniques d’exploitation. L’une des conditions requiert que le boremètre* soit connecté à l’une des voies du circuit de refroidissement à l’arrêt du réacteur**. A ce stade, cette configuration n’est pas réalisée mais cela n’est pas identifié.
A 10h05, l’accord est donné pour débuter une injection de réactif. L’après-midi, les équipes de la centrale constatent la mauvaise configuration du boremètre, resté ligné sur le circuit primaire. La modification est immédiatement réalisée et l’injection d’hydrazine renouvelée. Cet événement n’a eu aucune conséquence réelle sur la sûreté de l’installation, cependant il constitue un non-respect d’une prescription particulière lors de l’injection d’hydrazine à trois reprises.
*Boremètre : Appareil permettant d’évaluer la concentration en bore du circuit primaire
*Ce circuit assure l’évacuation de la puissance résiduelle dégagée par le combustible, quand il est encore dans la cuve, pendant les périodes d’arrêt des unités de production. Il est conçu en en redondance (deux voies séparées, A et B). Lorsqu’un circuit est indisponible, un autre permet d’assurer des fonctions similaires.
Événement significatif commun à plusieurs sites nucléaires dont Paluel déclaré au niveau 0 sous l’échelle INES en mars 2023.
Anomalie de programmation d’un logiciel permettant le calcul de propagation de défauts liés à la fatigue thermique
Sur les phases de démarrage et de redémarrage, le pilotage d’un réacteur peut passer par l’état Arrêt à chaud (AAC) du réacteur, dans lequel la pression et la température du fluide de refroidissement sont maintenues à des valeurs proches de celles du fonctionnement en puissance. Il existe des durées d’exploitations spécifiques pour le fonctionnement en AAC du réacteur.
Cet état peut générer des variations thermiques susceptibles de fragiliser certaines portions de tuyauteries d’alimentation en eau du circuit secondaire. Le suivi régulier de ces portions est réalisé via un programme de contrôles et de maintenance préventive.
Une analyse d’impact réalisée en 2022 sur le prolongement éventuel de la durée de pilotage en AAC a mis en évidence une anomalie de programmation du logiciel permettant de dimensionner la fréquence adéquate des contrôles. Cette anomalie désormais corrigée entrainait une surestimation de la durée maximale de fonctionnement entre deux contrôles préventifs.
Cet événement est sans conséquence sur la sûreté des installations, les contrôles réalisés n’ont jamais révélé de fragilités des portions de tuyauteries concernées. EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire, le 10 mars 2023, un événement significatif pour la sûreté à caractère générique au niveau 0 (en dessous de l’échelle INES qui en compte 7), pour l’ensemble des réacteurs du palier 1300 MW (hors Réacteur 2 de Paluel)*.
*Du fait du remplacement des générateurs de vapeur de Paluel 2, le programme de contrôles intégrait la version corrigée de l’application.