Absence de dispositif de freinage sur des vis de fixation de pompes de réacteurs de 1300 MWe d’EDF

Publié le 18/03/2020

Anomalie générique

Centrale nucléaire de Belleville-sur-Loire - Réacteurs de 1300 MWe - EDF

Centrale nucléaire de Cattenom - Réacteurs de 1300 MWe - EDF

Centrale nucléaire de Flamanville - Réacteurs de 1300 MWe - EDF

Centrale nucléaire de Golfech - Réacteurs de 1300 MWe - EDF

Centrale nucléaire de Nogent-sur-Seine - Réacteurs de 1300 MWe - EDF

Centrale nucléaire de Penly - Réacteurs de 1300 MWe - EDF

Centrale nucléaire de Paluel - Réacteurs de 1300 MWe - EDF

Centrale nucléaire de Saint-Alban / Saint-Maurice - Réacteurs de 1300 MWe - EDF

Le 27 janvier 2020, EDF a déclaré à l’ASN un événement significatif pour la sûreté portant sur l’absence de dispositif de freinage sur certaines vis de liaison des vannes thermostatiques des pompes d’injection de sécurité à moyenne pression (RIS) et de contrôle chimique et volumétrique (RCV) de certains réacteurs nucléaires de 1300 MWe.

Cet événement concerne :

  • le réacteur 2 de la centrale nucléaire de Belleville ;
  • les réacteurs 1, 2 et 3 de la centrale nucléaire de Cattenom ;
  • les réacteurs 1 et 2 de la centrale nucléaire de Flamanville ;
  • les réacteurs 1 et 2 de la centrale nucléaire de Golfech ;
  • les réacteurs 1 et 2 de la centrale nucléaire de Nogent-sur-Seine ;
  • les réacteurs 1 et 2 de la centrale nucléaire de Penly ;
  • les réacteurs 1 à 4 de la centrale nucléaire de Paluel ;
  • le réacteur 1 de la centrale nucléaire de Saint-Alban.

EDF avait constaté en 2013 des desserrages de vis sur ce type de vannes. Elle avait procédé à leur resserrage et avait installé des dispositifs de freinage. Ces événements avaient fait l’objet de déclarations d’événement significatif.

EDF a détecté récemment que, depuis cet événement, des vannes thermostatiques ont été remplacées sur les réacteurs de 1300 MWe dans le cadre d’opérations de maintenance, sans que ne soit installé à nouveau un dispositif de freinage des vis de fixation. Aucun desserrage de ces vis n’a cependant été constaté.

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 afin d’étouffer la réaction nucléaire et d’assurer le refroidissement du cœur.

Le système de contrôle volumétrique et chimique (RCV) a notamment pour fonction de maintenir dans le circuit primaire la quantité d’eau nécessaire au refroidissement du cœur en fonctionnement normal ou en cas de très petite brèche.

Un fonctionnement prolongé de ces pompes, estimé par EDF à plus de trois jours, aurait pu desserrer ces vis et endommager les pompes concernées. EDF considère que l’enjeu pour la sûreté d’un dysfonctionnement de ces pompes au-delà de trois jours aurait été limité, compte tenu du fait que leur fonctionnement en situation accidentelle n’est requis que pour une durée qui ne dépasse pas dix heures. L’ASN instruit actuellement ces éléments techniques.

EDF prévoit la résorption de cet écart dès que possible et dans un délai conforme aux préconisations du guide n° 21 de l’ASN.

Cet évènement n’a pas eu de conséquence sur les personnes et l’environnement. Toutefois, compte tenu que cet événement affecte les deux voies des systèmes RIS et RCV et de sa répétition, cet événement est 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) pour les réacteurs de 1300 MWe concernés.

L’ASN s’assure, dans le cadre de ses contrôles, de la bonne résorption de ces écarts.

Classement INES de l'incident

0 1 2 3 4 5 6 7

Date de la dernière mise à jour : 18/03/2020