20 juillet 2018
L’exploitant du site nucléaire a déclaré le 20 juillet 2018 un nouvel évènement significatif de niveau 1, le 5ème en 5 mois : une erreur a été commise lors d’une opération de maintenance sur le système contrôle-commande du réacteur 1. Application erronée de la procédure d’intervention et non respect de mesure compensatoire à appliquer en raison de modifications temporaires des spécifications techniques d’exploitation.
Ce nouvel incident concernant la sûreté du site nucléaire survient quelques jours après la déclaration par le même exploitant d’un évènement significatif pour l’environnement : le rejet d’hydrocarbures dans la Meuse. Les équipes ont procédé au déversement d’effluents provenant d’un déshuileur avant d’avoir reçu tous les résultats d’analyses de l’échantillon prélevé au préalable. Or la concentration en hydrocarbures de ces effluents était supérieure au seuil maximal autorisé par la réglementation.
Fin mars 2018, une autre erreur de l’exploitant avait engendré à la fois un évènement significatif pour la sûreté et pour l’environnement, les contrôles d’étanchéité des groupes frigorigènes n’ayant pas été effectués dans les délais réglementaires.
Quelques jours auparavant, le 21 mars, l’exploitant annonçait reclasser au niveau 1 un évènement significatif pour la sûreté survenu en février mais déclaré au niveau 0, trouvant sa source là encore dans une erreur humaine : lors d’essais sur les grappes de commande la procédure n’a pas été respectée. Une vanne d’isolement a été laissée ouverte et l’erreur n’a été détectée qu’après.
Tous ces incidents, significatifs pour la sûreté et pour l’environnement, sont symptomatiques de défauts de qualité et d’organisation des activités sur le site nucléaire. Cette nouvelle erreur lors des opérations réalisées sur le contrôle-commande en est un nouvel exemple. D’autant qu’il ne s’agit pas de systèmes annexes. Les grappes de commande, comme le contrôle-commande, sont des équipements fondamentaux. Le contrôle-commande est constitué de l’ensemble des systèmes qui, dans une installation nucléaire, effectuent automatiquement des mesures et assurent des fonctions de régulation ou de protection. Quant aux grappes de commande, elles sont un des 2 moyens principaux dont dispose l’exploitant pour contrôler la réaction nucléaire dans le cœur du réacteur. Toutes ces erreurs, commises sur des systèmes aussi fondamentaux et pas toujours détectées, commencent à faire froid dans le dos.
L.B.
Le 20/07/18
Déclaration d’un événement significatif pour la sûreté de niveau 1 relatif au non-respect d’une mesure compensatoire lors d’une intervention de maintenance
Dans le cadre de l’arrêt programmé de l’unité de production n°1, des travaux de maintenance doivent être réalisés sur le contrôle commande*. Pour cela, des mesures compensatoires sont mises en œuvre, en accord avec l’Autorité de sûreté nucléaire.
Le contrôle commande est équipé de plusieurs automates, qui disposent de deux voies communiquant entre elles afin de s’assurer en permanence de la cohérence des données.
Dans le cadre de leur activité préalable à une montée de version d’un logiciel sur l’une des deux voies, les équipes doivent isoler l’ensemble des liaisons reliant les deux voies. Or, une application erronée de la procédure a conduit à conserver certaines liaisons actives, contrairement aux mesures compensatoires requises pour cette intervention.
Cet événement n’a eu aucun impact pour la sûreté de l’installation.
Toutefois, compte-tenu du fait qu’il s’agisse d’un non-respect de mesure compensatoire, cet événement a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 20 Juillet 2018 comme significatif pour la sûreté et classé au niveau 1 de l’échelle INES qui en compte 7.
*Le contrôle commande est constitué de l’ensemble des systèmes de pilotage qui effectuent automatiquement des mesures et assurent des fonctions de régulation ou de protection du réacteur.
Le 27/07/18
Non-respect de mesures compensatoires liées à une modification temporaire des spécifications techniques d’exploitation (STE)
Le 19 juillet 2018, l’exploitant de la centrale nucléaire de Chooz B a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire un évènement significatif pour la sûreté relatif au non-respect de mesures compensatoires liées à une modification temporaire des spécifications techniques d’exploitation lors de la réalisation de travaux de maintenance sur le contrôle commande du réacteur 1.
Le contrôle commande est constitué de l’ensemble des systèmes de pilotage qui effectuent automatiquement des mesures et assurent des fonctions de régulation ou de protection du réacteur. Dans le cadre de l’arrêt programmé du réacteur 1 (réacteur complètement déchargé), des travaux sur les systèmes de contrôle commande sont réalisés le 17 juillet 2018. Ces opérations sont réalisées dans le cadre d’une modification temporaire des spécifications techniques d’exploitation autorisée par l’ASN sous réserve de mise en œuvre de mesures compensatoires.
Le contrôle commande est équipé de plusieurs automates qui disposent de deux voies d’alimentation électrique redondantes communiquant entre elles afin d’assurer en permanence la cohérence des données traitées.
Dans le cadre de cette activité, l’exploitant devait isoler l’ensemble des liaisons de l’une de ces deux voies conformément aux mesures compensatoires requises. Une mauvaise application de la procédure d’intervention a conduit à laisser certaines liaisons actives entraînant l’apparition d’alarmes intempestives en salle de commande du réacteur.
Cet événement n’a pas eu de conséquence sur les installations, sur l’environnement ou sur les travailleurs. Il a néanmoins été classé au niveau 1 de l’échelle INES en raison du non-respect des mesures compensatoires liées à une modification temporaire autorisée des spécifications techniques d’exploitation.