Non-respect d’une prescription permanente des spécifications techniques d’exploitation portant sur le requis des zones d’étalement du corium
Le 22 juillet 2025, l’exploitant de la centrale nucléaire de Gravelines a déclaré à l’ASNR un événement significatif pour la sûreté relatif au non-respect d’une prescription permanente portant sur le requis des zones d’étalement du corium du réacteur 1.
Les règles générales d’exploitation sont un recueil de règles approuvées par l’ASNR 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.
En cas d’accident grave de fusion du cœur conduisant au percement de la cuve, un système de récupération permet la collecte des matériaux fondus radioactifs, dénommés corium, s’écoulant de la cuve. Une zone d’étalement du corium est prévue afin de le refroidir et de le confiner, pour éviter que cette matière très radioactive ne contamine l’environnement en traversant le radier. Cette zone d’étalement étanche est située dans le puits de cuve et le local, adjacent, d’instrumentation du cœur (RIC). Afin de limiter le risque d’explosion de vapeur au moment du percement de la cuve, la présence d’eau est interdite dans ces locaux, ce qui est retranscrit dans une prescription permanente des STE.
Depuis le 12 juillet 2025, le réacteur 1 est à l’arrêt pour maintenance dans le cadre de sa visite partielle, des assemblages combustibles étant encore présents en cuve. Aux environs de 20h le 17 juillet 2025, une alarme est apparue en salle de commande indiquant la présence d’eau dans le local RIC. Le local RIC est équipé d’une ligne de vidange dont l’écoulement est dirigé vers le puisard général du bâtiment réacteur. Cette ligne de vidange est fermée par une vanne. Les investigations menées ont permis d’identifier le débordement du puisard général du bâtiment réacteur. Après vidange du puisard général du bâtiment réacteur, l’alarme a disparu à 1h45 le 18 juillet 2025 sans qu’il n’y ait eu besoin de manœuvrer la vanne de vidange du local RIC.
Les actions sont en cours pour identifier et traiter l’origine de la présence d’eau anormale dans le local RIC.
Cet évènement n’a pas eu de conséquence pour les personnes et l’environnement. Néanmoins, compte tenu du non-respect d’une prescription permanente des STE, cet événement a été classé au niveau 1 de l’échelle internationale des événements nucléaires (INES).
Date de la dernière mise à jour : 29/07/2025
Classement de l’incident (INES)
Niveau 1
Anomalie