Non-respect des spécifications techniques d’exploitation du réacteur

Publié le 03/11/2017

Centrale nucléaire de Gravelines - Réacteurs de 900 MWe - EDF

Le 27 octobre 2017, l’exploitant de la centrale nucléaire de Gravelines a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire un événement significatif pour la sûreté, relatif au non-respect des spécifications techniques d’exploitation du réacteur n° 1 concernant le repli du réacteur à la suite d’une température trop élevée dans un local situé à proximité de la cuve du réacteur.

Sur les réacteurs à eau pressurisée exploités par EDF, un local désigné « puits de cuve » permet notamment aux opérateurs d’avoir accès à une partie de l’instrumentation du cœur du réacteur. Un circuit de ventilation permet de refroidir ce local, les équipements qui s’y trouvent et les structures. Une température maximale de 80 °C est fixée par les spécifications techniques d’exploitation pour maintenir l’intégrité des structures. Au-delà de cette limite, le repli du réacteur doit être engagé sous 1 heure.

Le 20 octobre 2017, le réacteur n° 1 était en phase de redémarrage après son arrêt pour maintenance et renouvellement du combustible, lorsqu’une alarme est apparue. Une sonde indiquait une température trop élevée. La température a atteint un maximum de 84,6 °C.

EDF a engagé le repli du réacteur et la température a baissé. Toutefois, le délai d’une heure prévu par les spécifications techniques d’exploitation n’avait pas été respecté.

L’exploitant a repositionné le calorifuge à l’extérieur du puits de cuve afin d’améliorer l’homogénéité du débit d’air. Cependant, le 21 octobre 2017, la température a de nouveau dépassé les 80 °C. Après une nouvelle analyse, EDF a également repositionné le calorifuge à l’intérieur du puits de cuve, ce qui a conduit à une baisse rapide de la température sous les 80 °C.

Cet événement n’a pas eu de conséquence sur les installations, sur l’environnement ou sur les travailleurs. Il a été classé au niveau 1 de l’échelle INES en raison du non-respect du délai de repli du réacteur prévu par les spécifications techniques d’exploitation.

Classement INES de l'incident

0 1 2 3 4 5 6 7

Date de la dernière mise à jour : 03/11/2017