16 mai 2024
Lors de la mise à l’arrêt du réacteur 2 de la centrale nucléaire du Tricastin (Rhône-Alples), EDF a pris de gros risques avec le refroidissement et la maîtrise de la réaction nucléaire. Pile au moment où son contrôle est le plus délicat, lorsque la puissance du réacteur est abaissée progressivement et qu’elle n’est pas stable. La pression du circuit primaire, le circuit qui refroidit le combustible mais qui permet aussi de moduler la réaction nucléaire, est passée sous le seuil minimum obligatoire et l’est restée durant 20 minutes. Or la mauvaise gestion de la pression du circuit primaire n’a rien d’un phénomène anecdotique, la maîtrise de ce paramètre et le strict respect des valeurs imposées par les règles d’exploitation sont fondamentales.
Crédit photo : André Paris
La mise sous pression de l’eau du circuit primaire [1] permet qu’elle ne s’évapore pas alors qu’elle est chauffée par la réaction nucléaire, jusqu’à atteindre plusieurs centaines de degrés (jusqu’à 320). À pression atmosphérique normale, l’eau bout à 100°C, mais il y a une étroite relation entre ces deux paramètres : la pression modifie la température d’ébullition de l’eau. Plus la pression est forte, plus il faut une température élevée pour atteindre le point d’ébullition de l’eau.
La pression impacte donc aussi directement le volume d’eau présent dans le circuit de refroidissement car si l’eau se met à bouillir et qu’elle passe à l’état gazeux, la quantité d’eau liquide diminue. C’est donc une baisse du niveau d’eau dans les tuyaux et dans la cuve qui est alors possible. Et donc une baisse du refroidissement du combustible.
Qui plus est, cette eau du circuit primaire, dans lequel baigne le combustible nucléaire, ne fait pas qu’évacuer la chaleur pour éviter qu’il ne fonde, elle permet aussi de contrôler la puissance de la réaction nucléaire et de la stopper. Cette eau contient du bore [2], une substance qui absorbe les neutrons, ce qui ralentit et peut même stopper la réaction en chaîne de fission des atomes. En baissant la pression trop vite, trop fort et trop longtemps, EDF a perdu la maîtrise d’un paramètre essentiel et a pris de gros risques avec le contrôle de son réacteur nucléaire. Au moment où il faut garder le pied sur la pédale et ne pas quitter la route des yeux, EDF a lâché le frein.
Alors certes, il y a toujours le frein à main. L’industriel a les barres de commande en sus pour contrôler la réaction nucléaire et arrêter son réacteur nucléaire [3]. C’est d’ailleurs ce qui est utilisé pour les arrêts d’urgence. Mais laisser passer la pression sous la valeur minimale et l’y laisser durant 20 minutes, par une banale erreur de procédure (envoyer de l’eau froide au mauvais moment), lors d’une phase particulièrement délicate du pilotage pose sérieusement la question de niveau de compétence de l’exploitant nucléaire. Pourquoi la procédure d’arrêt n’a-t-elle pas été respectée à la lettre ? Pourquoi a-t-il fallu 20 minutes pour rétablir la pression minimale ? Pourquoi, alors que la route est particulièrement délicate, l’attention n’était-elle pas à son maximal ?
On ne saura probablement pas si EDF donne les moyens nécessaires à ses équipes pour piloter correctement son réacteur nucléaire. Personnel en nombre suffisant, qualité des formations, clarté des consignes, organisation et coordination... Il y a de nombreux facteurs qui nécessitent un investissement profond et de long terme pour atteindre un minimum de compétences. Relâcher la pression et passer sous les limites n’est jamais bon quand on est aux commandes d’un réacteur nucléaire. Pour EDF, il s’agit seulement du "non-respect d’une spécification technique" et d’un évènement significatif [4] pour la sûreté [5] à déclarer aux autorités. Mais cette sortie de route est la manifestation d’un problème autrement plus profond. Ce qu’il s’est passé début mai lors de l’arrêt du réacteur 2 du Tricastin montre qu’à défaut d’investir suffisamment là où il faut, EDF conduit tout droit vers une perte de compétences et un accroissement des risques.
L.B.
Déclaration d’un événement significatif sûreté niveau 1 relatif à un non-respect des spécifications techniques d’exploitation lors de l’arrêt de l’unité de production n°2
Publié le 16/05/2024
Evénement sûreté
Lors de la mise à l’arrêt d’un réacteur nucléaire, un cadre de règles spécifiques est à respecter, notamment en ce qui concerne la pression dans le circuit primaire.
Le 5 mai 2024, à 11h50, l’unité de production n°2 est en train d’être mise à l’arrêt dans le cadre de sa maintenance programmée.
A 12h, l’opérateur procède aux opérations qui consistent à transformer la vapeur présente dans le pressuriseur [6] en eau, comme le demande la procédure.
A 12h53, suite à une injection d’eau froide [7] trop rapide dans le circuit primaire, la vapeur à l’intérieur du pressuriseur, s’est condensée trop rapidement, conduisant à une baisse de pression.
Ainsi, la pression dans le circuit primaire a été de 22,2 bars pendant 20 minutes alors que le seuil minimum autorisé par les spécifications techniques d’exploitation est de 23 bars.
A 13h13, la pression remonte au-dessus des 23 bars et est de nouveau conforme aux spécifications techniques d’exploitation.
Cet événement n’a pas eu de conséquences réelles sur la sûreté des installations. Toutefois, en raison du non-respect de la conduite à tenir prévue par les spécifications techniques d’exploitation, la direction de la centrale du Tricastin a déclaré, le 15 mai 2024, à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) un évènement significatif sûreté au niveau 1 sur l’échelle INES qui en compte 7.
EDF
Sortie du domaine de fonctionnement autorisé par les règles générales d’exploitation (RGE)
Publié le 27/05/2024
Centrale nucléaire du Tricastin Réacteurs de 900 MWe - EDF
Le 15 mai 2024, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) un événement significatif pour la sûreté relatif à la sortie du domaine de fonctionnement autorisé par les règles générales d’exploitation (RGE) du réacteur 2, en raison de l’atteinte d’une pression trop basse du circuit primaire lors de la mise à l’arrêt programmée du réacteur.
Les règles générales d’exploitation (RGE) sont un recueil de règles approuvées par l’ASN qui définissent le domaine de fonctionnement de l’installation autorisé et les prescriptions de conduite associées. Elles précisent notamment les limites minimales et maximales autorisées pour la pression et la température de l’eau du circuit primaire, suivant les différentes configurations de fonctionnement du réacteur. Au cours des phases de mise à l’arrêt du réacteur, ces limites évoluent notamment à la baisse jusqu’à l’ouverture du circuit primaire pour procéder au déchargement du combustible nucléaire.
Lorsque le réacteur est en fonctionnement, la pression du circuit primaire est régulée par le pressuriseur, qui est un réservoir dont la fonction est de contrôler la pression du circuit primaire à l’aide de chaufferettes et d’un système d’aspersion. Lorsque le réacteur est mis à l’arrêt, ce réservoir est progressivement rempli, en équilibrant les débits d’eau primaire extraits et injectés dans le circuit primaire par le circuit de contrôle chimique et volumétrique (circuit RCV).
Au cours de cette activité, réalisée le 5 mai 2024, la pression du réacteur a été abaissée en dessous de la valeur minimale de 24 bars absolus, fixée par les RGE. Cette limite vise à prévenir un fonctionnement dégradé des pompes primaires, notamment un risque de cavitation et de dégradation de leurs joints d’étanchéité. Les actions engagées n’ont pas permis de rétablir une pression conforme avant une durée de vingt minutes.
La pression primaire étant toujours restée supérieure à 23 bars absolus, cet événement n’a pas eu de conséquence sur l’installation, les personnes et l’environnement. Toutefois, en raison de la sortie de domaine du fonctionnement autorisé par les RGE, pendant une durée de vingt minutes, cet événement a été classé au niveau 1 de l’échelle INES.
[1] 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
[2] 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
[3] Grappes de commande : Pour contrôler la réaction nucléaire dans le cœur du réacteur, l’exploitant dispose de deux moyens principaux : - ajuster la concentration de bore dans l’eau du circuit primaire, le bore ayant la propriété d’absorber les neutrons produits par la réaction nucléaire, - introduire les grappes de commande dans le cœur ou les en retirer, ces grappes de commande contiennent des matériaux absorbant les neutrons. II convient, en marche normale du réacteur, de maintenir certaines grappes à un niveau suffisant, fixé par les spécifications techniques, d’une part pour que leur chute puisse étouffer efficacement la réaction nucléaire en cas d’arrêt d’urgence, d’autre part pour assurer une bonne répartition du flux de neutrons. https://www.asn.fr/lexique/G/Grappes-de-commande
[4] 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
[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] Pressuriseur : son rôle est de maintenir l’eau du circuit primaire sous forte pression (155 bars) pour éviter l’ébullition de l’eau, portée à environ 320°C.
[7] pour cela on utilise le circuit de contrôle volumétrique et chimique qui permet de contrôler différents paramètres de l’eau du circuit primaire : son volume (qui varie avec la température), sa concentration de bore (pour le contrôle de la réaction en chaîne) et sa qualité chimique
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