Anomalie Générique

Le 9 février 2001, EDF a informé l'ASN que certains réservoirs du circuit d'injection d'eau de sécurité, appelés accumulateurs Circuit d'injection de sécurité (REP)RIS, se vidangent plus rapidement que prévu à la conception. Cette anomalie affecte potentiellement tous les réacteurs de 900 MWe, ce qui a conduit EDF à déclarer un incident significatif générique.

Publié le 18/08/2002

Centrale nucléaire de Cruas-Meysse - 4 réacteurs de 900 MWe - EDF

Le mercredi 31 juillet 2002, alors que le réacteur était à l'arrêt pour maintenance et complètement déchargé, une des balises de détection de la radioactivité atmosphérique du bâtiment réacteur a généré une alarme en local où s'exercent le contrôle de fonctionnement et le pilotage d'une tranche nucléaire. C'est là que sont centralisées les informations utiles à la conduite des installations et les moyens de commande à distance des différents organes.salle de commande, correspondant à l'atteinte du seuil d'évacuation de 700Bq/m3.

Publié le 31/07/2002

Centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux - 2 réacteurs de 900 MWe - EDF

Le 26 juillet 2002, après la mise en service intempestive du système d'injection de sécurité liée à une défaillance de matériel, le service conduite devait remettre en conformité ce système.

Publié le 26/07/2002

Centrale nucléaire de Chinon B - 4 réacteurs de 900 MWe - EDF

Le 25 Juillet, dans le cadre d'un contrôle, un opérateur de la local où s'exercent le contrôle de fonctionnement et le pilotage d'une tranche nucléaire. C'est là que sont centralisées les informations utiles à la conduite des installations et les moyens de commande à distance des différents organes.salle de commande du réacteur 3 de la centrale de Chinon s'est aperçu que le signal d'injection de sécurité à haute pression (ISHP) était inhibé.

Publié le 25/07/2002

Services centraux (CEA) - Direction - CEA

Le 23 juillet 2002, l'étalonnage du contrôleur radiologique de chargement de véhicules (CRCV) installé sur le centre de Saclay a révélé un dysfonctionnement de cet appareil et la perte de l''utomatisme asservissant l'ouverture de la barrière aux mesures du contrôleur.

Publié le 23/07/2002

Centrale nucléaire de Belleville-sur-Loire - 2 réacteurs de 1300 MWe - EDF

Le 19 juillet 2002, alors que le réacteur était en arrêt pour rechargement en combustible, une erreur lors d'une intervention sur un équipement électrique a entraîné la mise en service non justifiée du système d'injection de sécurité.

Publié le 19/07/2002

Centrale nucléaire de Penly - 2 réacteurs de 1300 MWe - EDF

Le 17 juillet, lors de la réalisation d'un essai sur un dispositif de mesure du flux Etude du cheminement des neutrons dans les milieux fissiles et non fissiles et des réactions qu'ils induisent dans la matière, en particulier dans les réacteurs nucléaires sous l'angle de leur multiplication, de l'établissement et du contrôle de la réaction en chaîneneutronique, l'exploitant a constaté qu'une disposition prescrite par les recueil des modes opératoires à respecter pour la conduite des installations.spécifications techniques d'exploitation n'était pas respectée.

Publié le 17/07/2002

Centrale nucléaire du Tricastin - 4 réacteurs de 900 MWe - EDF

Le lundi 15 juillet 2002, lors des opérations de mise à l'arrêt du réacteur 2 pour rechargement en combustible, les vitesses maximales de refroidissement et de chauffe du pressuriseur prescrites par les recueil des modes opératoires à respecter pour la conduite des installations.spécifications techniques d'exploitation n'ont pas été respectés.

Publié le 15/07/2002

Osiris-Isis - Réacteurs de recherche - CEA

Le 15 juillet, le Centre d'études nucléaires du Commissariat à l'énergie atomique de Saclay a déclaré deux incidents survenus entre le 5 et le 11 juillet, caractéCircuit d'injection de sécurité (REP)risés par une manipulation non conforme de combustible et l'utilisation d'un matériel non conforme.

Publié le 15/07/2002

Centrale nucléaire du Bugey - 4 réacteurs de 900 MWe - EDF

Déformation du fond et de la partie basse du réservoir de stockage d'eau du système d'alimentation de secours des Les réacteurs à eau sous pression de 900 MWe comportent trois générateurs de vapeur. Les réacteurs à eau sous pression de 1300 MWe comportent quatre générateurs de vapeur. Un générateur de vapeur est un échangeur thermique entre l'eau du circuit primaire, portée à haute température (320 °C) et pression élevée (155 bars) dans le cœur du réacteur, et l'eau du circuit secondaire, qui se transforme en vapeur et alimente la turbine. Il comporte plusieurs milliers ces tubes en forme de U.générateurs de vapeur ((alimentation de secours des générateurs de vapeur). Lorsque l’alimentation normale en eau est défaillante, le système ASG permet alors d’alimenter les générateurs de vapeur pour évacuer la chaleur transmise par le circuit primaire. L’alimentation de secours peut se faire à partir d’une turbopompe ou de deux motopompes aspirant dans un réservoir de stockage d’eau déminéralisée.ASG)

Publié le 12/07/2002

Centrale nucléaire de Penly - 2 réacteurs de 1300 MWe - EDF

Le 11 juillet, alors qu'EDF préparait le redémarrage du réacteur 1, l'exploitant a constaté qu'une pompe d'alimentation de secours en eau et une partie du circuit d'aspersion de l'enceinte étaient indisponibles, alors qu'elles sont requises par les recueil des modes opératoires à respecter pour la conduite des installations.spécifications techniques d'exploitation.

Publié le 11/07/2002

Anomalie Générique

EDF a informé l'ASN de résultats d'essais montrant une diminution de la résistance à certaines déformations mécaniques (" flambage ") des grilles des assemblages combustibles irradiés. La résistance à ces déformations mécaniques est l'un des critères retenu pour vérifier la tenue au séisme des assemblages combustibles.

Publié le 09/07/2002

Anomalie Générique

Le 25 juin, EDF a déclaré à l'ASN un incident relatif à un défaut de résistance au séisme de plusieurs équipements du pont mobile de levage et de manutention situé dans le bâtiment du réacteur des centrales de Belleville, Cattenom, Flamanville, Golfech, Nogent, des réacteurs 3 et 4 de Paluel et Penly.

Publié le 09/07/2002

Centrale nucléaire de Gravelines - 6 réacteurs de 900 MWe - EDF

L'exploitant a constaté que l'un des deux ventilateurs du système de filtration Corps simple dont le numéro atomique est 53. L’iode naturel est composé d’un isotope stable (iode 127) et d’isotopes radioactifs. Ces isotopes radioactifs sont produits en grande quantité dans les produits de fission de l’uranium et du plutonium utilisés dans l’industrie nucléaire.La glande thyroïde (petite glande située à la base du cou et fabriquant entre autre les hormones thyroïdiennes iodées) absorbe l’iode présents dans l’alimentation, la boisson et l’air. Le manque ou l’excès d’iode peut entrainer des maladies de la thyroïde qui peut alors fonctionner trop faiblement (hypothyroïdie) ou trop fortement (hyperthyroïdie).L’iode non radioactif est utilisé en radiologie comme produit de contraste car il est opaque aux rayons X.En revanche, l’iode radioactif est utilisé en scintigraphie pour réaliser des images (Iode 123) ou des traitements de certains cancers de la glande thyroïde (Iode 131).L’iode 131, émis lors des accidents nucléaires notamment, peut être fixé par la glande thyroïde et pourrait (en fonction de la quantité incorporée) entraîner des maladies de la glande thyroïde, dont des cancers.iode de la local où s'exercent le contrôle de fonctionnement et le pilotage d'une tranche nucléaire. C'est là que sont centralisées les informations utiles à la conduite des installations et les moyens de commande à distance des différents organes.salle de commande du réacteur 2 était resté indisponible du 17 juin au 1er juillet, au-delà du délai de réparation prescrit par les règles générales d'exploitation.

Publié le 07/07/2002

Usine de fabrication de combustibles nucléaires (FBFC Romans sur Isère) - Fabrication de substances radioactives - FBFC

Le mardi 2 juillet, à 13h35, au cours d'une manutention au poste de remplissage de ces crayons, une armoire contenant des pastilles d'oxyde d'L'uranium est un élément chimique de symbole U et de numéro atomique 92. C'est un élément naturel assez fréquent. Il se trouve partout à l'état de trace, y compris dans l'eau de mer. C'est un métal lourd radioactif (émetteur alpha) de période très longue (environ 4,5 milliards d'années pour l'uranium 238 et envrion 700 millions pour l'uranium 235). L'uranium 235 (isotope 235U) est le seul élément fissible naturel. Sa fission libère une énergie voisine de 200 MeV par atome fissionné. Cette énergie est plus d'un million de fois supérieure à celle des combustibles fossiles pour une masse équivalente. De ce fait, c'est aujourd'hui la matière première initiale pour toute l'industrie nucléaire.uranium s'est renversée et environ 150 kg de pastilles se sont répandues au sol.

Publié le 02/07/2002

Centrale nucléaire de Saint-Alban - 2 réacteurs de 1300 MWe - EDF

Le 29 juin, au cours d'une opération de filtration d'effluents liquides faiblement radioactifs, Electricité de France (EDF) a provoqué le débordement d'une cuvette de rétention et dispersé 87 m3 de ces effluents dans le sol.

Publié le 29/06/2002

Centrale nucléaire de Chinon B - 4 réacteurs de 900 MWe - EDF

Le 25 juin, une injection de lithine a été réalisée dans le 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 entrainer le groupe turboalternateur. L'eau du circuit primaire est mise en mouvement par trois pompes dites "pompes primaires". Plusieurs circuits hydrauliques annexes sont branchés sur le circuit primaire principal ; ces circuits sont munis de vannes manœuvrables à partir de la salle de commande. Un programme d'essais périodiques est destiné à s'assurer du bon fonctionnement de ces vannes. 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.circuit primaire alors que la pompe primaire N°3 était à l'arrêt, ce qui constitue un non respect d'un critère des Spécifications Techniques d'Exploitation (Spécifications Techniques d'Exploitation. Station de Traitement des EffluentsSTE).

Publié le 25/06/2002

Centrale nucléaire de Flamanville - 2 réacteurs de 1300 MWe (hors EPR) - EDF

Le 25 juin, alors que le réacteur n°1 était à l'arrêt, deux agents EDF du service Conduite ont pénétré dans une zone dont l'accès et où le séjour sont soumis à une réglementation spéciale pour des raisons de protection contre les rayonnements ionisants et de confinement de la contamination radioactive. Une zone surveillée fait l'objet d'une surveillance appropriée à des fins de radioprotectionzone contrôlée « rouge » sans respecter les conditions d'accès.

Publié le 25/06/2002

Centrale nucléaire de Flamanville - 2 réacteurs de 1300 MWe (hors EPR) - EDF

Le 25 juin, alors que le réacteur 1 était à l'arrêt, deux agents EDF du service conduite ont pénétré dans une zone dont l'accès et où le séjour sont soumis à une réglementation spéciale pour des raisons de protection contre les rayonnements ionisants et de confinement de la contamination radioactive. Une zone surveillée fait l'objet d'une surveillance appropriée à des fins de radioprotectionzone contrôlée " rouge " sans respecter les conditions d'accès.

Publié le 25/06/2002

Station de traitement des effluents et déchets solides (CEA Cadarache) - Transformation de substances radioactives - CEA

La Directeur Général de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection (jusqu'en novembre 2006) Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection (structure centrale de l'ASN jusqu'à la réforme de novembre 2006).DGSNR et la Directeur Régional de l'Industrie, de la Recherche et de l'EnvironnementDRIRE PACA ont inspecté du 17 au 20 juin 2002 les entreposages de Matières radioactives inutilisables provenant de l'industrie nucléaire, de centres médicaux ou de laboratoires. Les déchets radioactifs sont classés selon deux caractéristiques : le niveau d'activité et la durée de demie-vie. Le niveau d'activité donne une indication sur le niveau de l'intensité du rayonnement radioactif à un moment donné et donc sur leur dangerosité potentielle. Quatre niveaux sont définis : très faible activité, faible activité, moyenne activité et haute activité. La durée de demie-vie permet de déduire la durée de dangerosité potentielle du déchet. En effet, la radioactivité diminue régulièrement dans le temps. Cette décroissance se fait rapidement pour les déchets à vie courte ou de façon beaucoup plus lente pour les déchets de longue durée de vie. Trois niveaux sont utilisés : vie très courte pour les déchets dont la radioactivité est divisée par deux en cent jours ou moins, vie courte pour ceux dont la radioactivité est divisée par deux en moins de trente ans et vie longue pour ceux dont la radioactivité est divisée par deux en trente ans et plus.déchets radioactifs ou de Désignent des composés radioactifs qui peuvent être valorisés, soit immédiatement, soit ultérieurement en raison de leur potentiel énergétique : ce sont par exemple l'uranium et le plutonium qui renferment des isotopes fissiles.matières nucléaires sans emploi du Centre Le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) est un acteur de la recherche, du développement et de l'innovation en matière d'énergie, de défense, de technologies de l'information, ainsi que de santé.CEA de Cadarache.

Publié le 20/06/2002