7 juin 2024
EDF a décidément bien du mal à prendre en main le réacteur EPR de la centrale nucléaire de Flamanville (Normandie). Une vanne restée ouverte a créé une communication entre 2 circuits, modifiant leur composition chimique. Celle-ci est pourtant d’importance, puisqu’elle permet de maîtriser la puissance de la réaction nucléaire via la concentration en bore, une substance qui absorbe les neutrons. Une alarme s’est déclenchée en salle de commande pour le signaler, mais elle a été ignorée. Entre mauvaise configuration des systèmes et manque de réactivité, la préparation des matériels comme celle des équipes de pilotage n’est manifestement pas au point. Pourtant, l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) a autorisé le démarrage du réacteur plusieurs semaines avant.
Crédit photo : Schoella - Wikimedia Commons - CC BY 3.0
Début mai 2024, le réacteur EPR de Flamanville a été chargé pour la première fois de combustible nucléaire. EDF n’a pas fait ça depuis 20 ans, les derniers ayant mis en service au début des années 2000 (palier N4, centrale de Chooz, Grand Est, et de Civaux, Nouvelle Aquitaine). Qui plus est, le modèle est différent : plus puissant mais aussi plus complexe. L’industriel l’annonce d’ailleurs tout de go, il lui faudra du temps pour le prendre en main et pour que les équipes apprennent à le piloter. Mais de là à ne pas savoir configurer les circuits et à ne pas écouter les alarmes qui se mettent à sonner...
Le 3 juin, un essai réglementaire pour vérifier le bon fonctionnement des circuits est réalisé. Pour le faire, EDF doit modifier la configuration du circuit d’injection de sécurité (RIS [1]), un circuit essentiel : il permet de continuer à refroidir le réacteur nucléaire et d’arrêter la réaction en chaîne en cas de problème avec le circuit de refroidissement principal (le circuit primaire [2]). Mais une erreur est commise lors de ce changement de configuration, une vanne est laissée ouverte. L’eau du circuit RIS, chargée de bore [3], est alors mélangée à l’eau d’un autre circuit qui lui ne contient pas de bore. La conséquence est une baisse de la teneur en bore du circuit RIS. Or celle-ci n’est pas permise : le bore, parce qu’il absorbe les neutrons, est le principal moyen dont dispose EDF pour contrôler la puissance de la réaction nucléaire [4]. Sa concentration dans le circuit RIS est donc strictement réglementée, et ne doit pas passer en-deça d’un certain seuil. Sans assez de bore dans l’eau qui circule dans ces tuyaux, EDF aura beau l’injecter dans le circuit de refroidissement, il ne pourra pas baisser la puissance de la réaction nucléaire en chaîne. Le risque est alors un emballement de celle-ci, ce qui peut provoquer une surchauffe du combustible, sa fusion et des explosions.
Une alarme a bien retenti en salle de commande pour alerter de la baisse de la concentration en bore dans le circuit d’injection de sécurité. Mais EDF commet alors une deuxième erreur : personne dans l’équipe de pilotage n’a réagi. L’exploitant nucléaire laissera son réacteur en l’état durant 2 heures, le temps que quelqu’un prenne enfin en compte le signal d’alarme et identifie d’où venait le problème (l’ouverture de la vanne). Par son manque de préparation qui s’est traduit par une erreur de configuration, et son manque de réactivité qui s’est traduit par la non prise en compte de l’alarme, EDF a mis en jeu l’utilité et l’efficacité du circuit d’injection de sécurité.
Et ce n’est pas le premier incident à survenir lors du démarrage de l’EPR de Flamanville. Peu de temps avant, EDF avait déjà perdu la maîtrise du niveau de bore requis dans le circuit primaire, c’est-à-dire dans l’eau qui baigne le combustible nucléaire et le refroidit. C’était cette fois à cause d’un matériel cassé dans une tuyauterie qui avait créé une voie d’eau, provoquant un transfert du contenu du circuit primaire vers un autre circuit. Et encore un peu avant, c’était sur les groupes électrogènes fonctionnant au diesel qu’un problème était détecté : 3 des 4 sources électriques de secours n’avaient pas assez d’eau de refroidissement dans leurs réservoirs, ce qui aurait engendré leur surchauffe s’ils avaient dû être utilisés. Ils n’auraient donc pas pu fonctionner bien longtemps en cas de coupure de courant. Avec 3 groupes électrogènes sur 4 hors service, l’EPR n’aurait pas eu assez de courant pour que les principaux systèmes de secours et de mise à l’arrêt puissent être maintenus en fonction. Là encore, tout comme pour le circuit RIS, l’utilité même des équipements aurait été annihilée par leur mauvaise configuration, résultant des erreurs de l’exploitant.
La baisse de la concentration en bore dans le circuit d’injection de sécurité de l’EPR est le 3ème incident significatif pour la sûreté [5] à entacher le démarrage du réacteur EPR de Flamanville. Le 3ème classé au niveau 1 sur l’échelle des incidents nucléaires (échelle INES [6]), mais en réalité il en est survenu bien plus que 3. EDF a par ailleurs déclaré à l’ASN 7 autres incidents survenus entre le 14 mai et le 1er juin 2024, tous ayant significativement entaché la sûreté de l’installation (c’est-à-dire augmenté le risque d’accident), mais ils ont été classés au plus bas niveau de l’échelle INES (le niveau 0). Sachant que les incidents dits "significatifs" reflètent déjà une forme de gravité, puisqu’ils ont une importance supérieure aux évènements dits "intéressants" [7], qui sont eux-mêmes au dessus des "signaux faibles", considérés comme des indicateurs de problèmes émergents.
L’Autorité de sûreté nucléaire a donc autorisé EDF à charger son réacteur et à le démarrer alors que l’exploitant n’était pas du tout prêt. Quand les erreurs se multiplient, c’est que les connaissances et les compétences ne sont pas à niveau. Certes, tout nouveau système demande une prise en main, mais quand il s’agit d’un réacteur nucléaire qui démarre, il serait quand même préférable que l’industriel aux commandes sache déjà le configurer correctement et sois capable de le contrôler.
L.B.
Non-respect d’une prescription permanente portant sur le risque de dilution dans le circuit primaire
Publié le 24/06/2024
Centrale nucléaire EPR de Flamanville Réacteurs de 1600 MWe - EDF
Le 3 juin 2024, EDF a déclaré à l’Autorité de sureté nucléaire (ASN) un événement significatif relatif au non-respect d’une prescription permanente portant sur le risque de dilution dans le circuit primaire du réacteur EPR de la centrale nucléaire de Flamanville 3.
Le système RIS-RA est une spécificité du réacteur EPR. Il assure à la fois le rôle de circuit d’injection de sécurité, permettant d’injecter de l’eau borée dans le circuit primaire en cas de brèche importante du circuit primaire, et le rôle de circuit de refroidissement à l’arrêt du réacteur, permettant d’évacuer la puissance résiduelle dégagée par le combustible quand il est encore dans la cuve, pendant les périodes d’arrêt[1]. Ce système est composé de quatre trains indépendants qui, dans l’état d’arrêt de réacteur, peuvent être affectés soit à la fonction d’injection de sécurité soit à la fonction de refroidissement à l’arrêt.
Les règles générales d’exploitation (RGE) sont un recueil de règles approuvées par l’ASN qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement de l’installation et les prescriptions de conduite des réacteurs, dont font partie les spécifications techniques d’exploitation (STE). Elles comprennent notamment, en fonction de l’état du réacteur, des prescriptions permanentes, qui sont des règles que l’exploitant doit respecter pour assurer la sûreté des installations dans l’état concerné.
Dans la nuit du 29 au 30 mai 2024, dans le cadre de la préparation d’un essai périodique, les opérateurs en salle de commande ont effectué une permutation de fonction affectée entre deux trains du système RIS-RA. Les opérateurs n’ont pas respecté le mode opératoire prescrit pour cette permutation, et n’ont pas détecté le non-respect d’une prescription permanente des STE qui demande l’isolement de l’échangeur de chaleur du train affecté à la fonction d’injection de sécurité. Cette disposition permet d’éviter le risque de dilution non maîtrisée en cas de mise en service de l’injection de sécurité. Quelques minutes plus tard, une alarme, associée à ce non-respect, s’est déclenchée et n’a pas été correctement prise en compte par les opérateurs de la salle de commande. L’écart a été détecté deux heures plus tard par le chef d’exploitation et l’installation a été remise en conformité.
Cet événement n’a pas eu de conséquence sur les personnes et l’environnement. Toutefois, compte tenu du non-respect d’une prescription permanente des STE, cet événement a été classé au niveau 1 de l’échelle INES (échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques, graduée de 0 à 7 par ordre croissant de gravité).
Actualités réglementaires du réacteur n°3 de Flamanville
Publié le 07/06/2024
Le 8 mai 2024, EDF a procédé au chargement du combustible dans la cuve du réacteur de l’EPR de Flamanville, 3ème réacteur de la centrale nucléaire de Flamanville.
L’EPR, réacteur de 3ème génération, intègre à la conception et dans son exploitation les standards de sûreté les plus exigeants.
La phase de démarrage d’un réacteur nucléaire comprend de nombreux essais et s’accompagne de la prise en main progressive des matériels par les équipes d’exploitation.
03/06/2024 - déclaration d’un événement suite à la détection tardive de la non-fermeture d’une vanne entre le circuit d’injection de sécurité et le circuit de réfrigération intermédiaire.
Le 3 juin 2024, le réacteur n°3 de Flamanville est en phase de démarrage. Au cours de la préparation d’un essai périodique, il est prévu de modifier la configuration du circuit d’injection de sécurité RIS/RA.
Ce circuit permet, en cas de rupture de tuyauterie sur le circuit primaire, d’injecter de l’eau contenant du bore, afin de refroidir le réacteur.
Après mise en place de la nouvelle configuration des circuits, une alarme apparaît en salle de commande, elle n’est pas prise en compte immédiatement par l’opérateur. Le chef d’exploitation identifie l’alarme et une analyse est aussitôt réalisée.
Une vanne est détectée ouverte, alors qu’elle devait être fermée pour empêcher une communication entre le circuit RIS/RA et un second circuit contenant de l’eau non borée (le circuit dit de réfrigération primaire assurant le refroidissement de circuits annexes et de pompes du circuit primaire). L’ouverture de cette vanne durant 2 heures a entrainé une légère baisse de la concentration en bore de l’eau du circuit RIS/RA, sans conséquence réelle sur la sûreté des installations car d’autres systèmes de sauvegarde étaient disponibles et auraient été sollicités en cas de besoin.
Evénements significatifs de sûreté (ESS) déclarés au niveau 0 de l’échelle INES
Le 14 mai 2024, afin de réaliser une activité programmée sur l’installation, des détecteurs incendie doivent être inhibés conformément aux procédures. Pour ce type d’intervention, l’intervenant utilise une interface numérique appelée « superviseur JDT », or, le 14 mai, celle-ci n’était pas opérationnelle. L’intervenant utilise alors une procédure manuelle, en se basant sur le listing des numéros des détecteurs incendie. Lors de la réalisation de l’activité programmée, une alarme incendie est apparue dans la salle de commande et le système de ventilation du local a été arrêté. Après vérifications il a été constaté qu’un détecteur incendie n’avait pas été inhibé, car le listing papier utilisé par l’intervenant comportait une erreur. Dès détection de l’écart, le système de ventilation a été remis en service. Cet événement n’a eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations, ni sur la sécurité des intervenants. Conformément à nos procédures, un événement significatif sûreté au niveau 0 de l’échelle INES a été déclaré par la direction de la centrale de Flamanville 3 à l’Autorité de sûreté nucléaire le 17 mai 2024.
Le 18 mai 2024, le réacteur n°3 de Flamanville est en phase de démarrage. Les équipes procèdent à la préparation de la vidange de la piscine du bâtiment réacteur, pour laquelle une vidange partielle d’un réservoir d’eau appelé IRWST (matériel spécifique à l’EPR de Flamanville) a été lancée, afin de disposer d’un volume libre pour accueillir l’eau de la piscine. Lors de cette opération, une alarme indiquant un défaut sur les pompes d’injection de sécurité est apparue en salle de commandes. L’analyse a permis d’identifier que la baisse du niveau d’eau dans le réservoir IRWST rendait inopérant le démarrage manuel des pompes. Cependant, leur démarrage automatique en cas d’atteinte d’une situation incidentelle serait resté opérationnel. Dès détection de cet écart, le niveau d’eau du réservoir IRWST a été rétabli. Cet événement n’a eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations. Conformément à nos procédures, un événement significatif sûreté au niveau 0 de l’échelle INES a été déclaré par la direction de la centrale de Flamanville 3 à l’Autorité de sûreté nucléaire le 23 mai 2024.
Le 17 mai 2024, une intervention sur le pont polaire du bâtiment réacteur a provoqué une alarme incendie intempestive. Celle-ci a conduit à l’arrêt d’un système de ventilation du bâtiment. Dès détection de cet écart, le système de ventilation concerné a été remis en configuration. Après analyse il s’avère que l’impact de l’arrêt du système de ventilation aurai dû être pris en compte dans les procédures utilisées. Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations. Toutefois, conformément aux procédures, la direction de la centrale de Flamanville 3 a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire, le 23 mai 2024, un événement significatif sûreté au niveau 0 de l’échelle INES.
Le 22 mai 2024, le réacteur n°3 de Flamanville est en phase de démarrage. La vidange de la piscine du bâtiment réacteur est en cours, une baisse de pression dans le pressuriseur est constatée. Les équipes identifient rapidement la présence d’un dispositif de protection sur un évent du pressuriseur, visant à éviter la chute de corps étrangers dans les circuits. Ce dispositif a empêché l’entrée d’air dans le pressuriseur, qui est passé légèrement sous-vide. Dès détection de l’écart, la protection positionnée sur l’évent du pressuriseur a été retirée et le niveau de pression est revenu à la normale. Si des opérations de mise sous-vide peuvent être réalisées sur le circuit primaire et ses composants, elles ne sont pas autorisées dans les conditions présentes lors de cet événement. Lors de la réalisation des opérations de vidange de la piscine du bâtiment réacteur, les règles générales d’exploitation n’autorisent pas un niveau de pression à l’intérieur du pressuriseur qui soit inférieur de la pression atmosphérique. Cet événement n’a eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations. Conformément à nos procédures, un événement significatif sûreté au niveau 0 de l’échelle INES a été déclaré par la direction de la centrale de Flamanville 3 à l’Autorité de sûreté nucléaire le 24 mai 2024.
Le 24 mai 2024, des travaux de remise en conformité de caillebotis dans un bâtiment électrique ont nécessité la réalisation de soudures sur de l’acier galvanisé. Les travaux avaient lieu dans un SAS équipé d’un aspirateur de fumée. Une ouverture dans le SAS a permis à de fumée de s’échapper et d’atteindre un détecteur incendie qui n’avait pas été inhibé, car considéré comme suffisamment éloigné de la zone de travaux. Cette alarme a provoqué l’arrêt d’un système de ventilation de locaux électriques, non autorisé par les règles générales d’exploitation. Cet événement n’a eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations, ni sur la sécurité. Conformément à nos procédures, un événement significatif sûreté au niveau 0 de l’échelle INES a été déclaré par la direction de la centrale de Flamanville 3 à l’Autorité de sûreté nucléaire le 28 mai 2024.
Le 30 mai 2024, un essai périodique d’un diesel a été programmé pour tester son fonctionnement à plus de 30% de puissance. Cet essai a été interrompu car il n’y avait pas suffisamment de matériels disponibles pour être alimentés par le diesel et ainsi, le faire fonctionner à plus de 30% de sa puissance. Une analyse réalisée le lendemain a démontré que le diesel a fonctionné sans puissance durant 1h50. Ce fonctionnement est appelé "fonctionnement à vide" et il est limité à 30 minutes par le constructeur. Cette prescription n’était pas respectée car non connue de l’intervenant qui a réalisé l’essai. Dès détection de l’écart une vérification de l’état du diesel a eu lieu et l’essai périodique a été réalisé une nouvelle fois, le 3 juin 2024. Celui-ci a été déclaré conforme. Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations. La direction de la centrale de Flamanville 3 a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire, le 4 juin 2024, un événement significatif sûreté au niveau 0 de l’échelle INES.
Le 1er juin 2024, une vidange d’un puisard était prévue dans le cadre des opérations de démarrage en cours à l’EPR. Pour réaliser cette vidange il faut appliquer une procédure particulière appelée « condition limite » car il est nécessaire de lever l’automatisme d’inhibition de certaines pompes. La vidange a été réalisée pour une durée de 10 minutes. En parallèle, il y avait une activité en cours sur un diesel. Une analyse faite a postériori a démontré que le cumul des deux activités n’était pas autorisé par nos règles d’exploitation. Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations. La direction de la centrale de Flamanville 3 a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire, le 5 juin 2024, un événement significatif sûreté au niveau 0 de l’échelle INES.
[1] Le circuit d’injection de sécurité (RIS) permet, en cas d’accident causant une brèche importante au niveau du circuit primaire du réacteur, d’introduire de l’eau borée sous pression dans celui-ci. Le but de cette manœuvre est d’étouffer la réaction nucléaire et d’assurer le refroidissement du cœur. https://www.asn.fr/lexique/R/RIS
[2] Le circuit primaire est un circuit fermé, contenant de l’eau sous pression. Cette eau s’échauffe dans la cuve du réacteur au contact des éléments combustibles. Dans les générateurs de vapeur, elle cède la chaleur acquise à l’eau du circuit secondaire pour produire la vapeur destinée à entraîner le groupe turboalternateur. Le circuit primaire permet de refroidir le combustible contenu dans la cuve du réacteur en cédant sa chaleur par l’intermédiaire des générateurs de vapeur lorsqu’il produit de l’électricité ou par l’intermédiaire du circuit de refroidissement à l’arrêt lorsqu’il est en cours de redémarrage après rechargement en combustible. La température du circuit primaire principal est encadrée par des limites afin de garantir le maintien dans un état sûr des installations en cas d’accident. https://www.asn.fr/Lexique/C/Circuit-primaire
[3] Le bore, présent dans l’eau du circuit primaire sous forme d’acide borique dissous, permet de modérer, par sa capacité à absorber les neutrons, la réaction en chaîne. La concentration en bore est ajustée pendant le cycle en fonction de l’épuisement progressif du combustible en matériau fissile. https://www.asn.fr/lexique/b/Bore
[4] Réaction nucléaire : Processus entraînant la modification de la structure d’un ou de plusieurs noyaux d’atome. La transmutation peut être soit spontanée, c’est-à-dire sans intervention extérieure au noyau, soit provoquée par la collision d’autres noyaux ou de particules libres. La réaction nucléaire de certains atomes s’accompagne d’un dégagement de chaleur. Il y a fission lorsque, sous l’impact d’un neutron isolé, un noyau lourd se divise en deux parties sensiblement égales en libérant des neutrons dans l’espace. Il y a fusion lorsque deux noyaux légers s’unissent pour former un noyau plus lourd. https://www.asn.fr/lexique/R/Reaction-nucleaire - Réaction en chaîne : Suite de fissions nucléaires au cours desquelles les neutrons libérés provoquent de nouvelles fissions, à leur tour génératrices de neutrons expulsés vers des noyaux cibles, etc. https://www.asn.fr/lexique/R/Reaction-en-chaine
[5] La sûreté nucléaire est l’ensemble des dispositions techniques et des mesures d’organisation relatives à la conception, à la construction, au fonctionnement, à l’arrêt et au démantèlement des installations nucléaires de base, ainsi qu’au transport des substances radioactives, prises en vue de prévenir les accidents ou d’en limiter les effets. https://www.asn.fr/Lexique/S/Surete-nucleaire
[6] INES : International nuclear and radiological event scale (Échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques) - Description et niveaux ici - https://www.asn.fr/Lexique/I/INES
[7] Événements significatifs : incidents ou accidents présentant une importance particulière en matière, notamment, de conséquences réelles ou potentielles sur les travailleurs, le public, les patients ou l’environnement. https://www.asn.fr/Lexique/E/Evenement-significatif En dessous des évènements significatifs, il y a les évènements dits « intéressants », et encore en dessous les « signaux faibles ». Un évènement catégorisé « significatif » est donc déjà « en haut de l’échelle » d’importance des évènements
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