Arrêt pour la troisième visite décennale du réacteur n° 4

Publié le 23/07/2014

Le réacteur n° 4 de la centrale nucléaire de Gravelines a été arrêté pour sa visite décennale du 15 février 2014 au 07 juillet 2014. Il s’agit de la troisième visite décennale réalisée sur ce réacteur, après environ 30 ans de fonctionnement.

Cet arrêt avait notamment pour objectif la réalisation des contrôles et des activités de maintenance prévus en visite décennale et le renouvellement d’une partie du combustible avant de démarrer un nouveau cycle de production. Les principaux chantiers réalisés à l'occasion de cet arrêt et contrôlés par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) ont été les suivants :

  • l’épreuve décennale d’étanchéité de l’enceinte de confinement[1] du bâtiment réacteur,
  • la visite complète et l’épreuve hydraulique[2] décennale du circuit primaire principal. Cette épreuve, effectuée le 24 avril 2014, constitue un test global de résistance, en soumettant ce circuit à une pression de 207 bars (la pression normale de fonctionnement du circuit primaire étant de 155 bars),
  • le contrôle décennal de la cuve du réacteur, à l’aide d’une instrumentation spécifique (machine d’inspection en service) qui permet d’effectuer des contrôles radiographiques, des contrôles par ultrasons et des contrôles télévisuels des différentes soudures,
  • l’examen de l’épaisseur complète de cuve suite à la découverte de défauts dans les cuves du réacteur n° 3 de la centrale nucléaire de Doel et du réacteur n° 2 de la centrale nucléaire de Tihange en Belgique,
  • les travaux de maintenance sur la pompe volumétrique du circuit d’injection de sécurité (RIS)[3] assurant le secours de l’injection aux joints des pompes primaires en cas de perte des alimentations électriques,
  • les travaux de maintenance curative sur l’une des deux sources électriques externes auxiliaires,
  • la mise à niveau sismique des galeries du circuit d’eau brute secourue (SEC)[4] par la reconstitution d’un jeu avec la station de pompage permettant les déplacements différentiels en cas de séisme,
  • la remise en conformité de gaines de ventilation externes insuffisamment résistantes à une explosion d’origine externe et vis-à-vis du risque sismique ;
  • les contrôles du freinage de la visserie de robinets qualifiés au séisme[5],
  • le renouvellement d’une partie du combustible.

Pendant cet arrêt et au-delà du contrôle de l’épreuve hydraulique du circuit primaire principal et de l’inspection renforcée sur le domaine de la radioprotection ayant respectivement mobilisé cinq et dix inspecteurs, l’ASN a procédé à cinq journées d’inspection de chantier inopinée qui portaient notamment sur :

  • l’affichage des consignes de chantiers identifiant les risques et parades associées,
  • le balisage de l’accès aux chantiers,
  • les dispositions mises en œuvre pour prévenir l’introduction de corps migrants dans les circuits,
  • le remplacement d’une partie de la tuyauterie de reprise des fuites[6] de l’espace inter-joints[7] de la cuve,
  • la présence d’un défaut de gainage sur un assemblage combustible et la présence d’effluents gazeux radioactifs au sein du bâtiment réacteur,
  • la remise en état des stations de réfrigération des diésels de secours[8],
  • l’intégration des prescriptions liées à la pérennité de la qualification des matériels aux conditions accidentelles,
  • la gestion des déchets.

Deux évènements significatifs pour la sûreté ont été classés au niveau 0 de l’échelle INES. Ces événements ont été déclarés à la suite d’arrêts automatiques du réacteur. Le premier est survenu lors des opérations de mise à l’arrêt du réacteur du fait d’un court-circuit, le second s’est produit lors des opérations de redémarrage à cause de la formation d’un arc électrique sur une tuyauterie connectée au transformateur principal. Ce second événement a également eu un impact sur l’environnement par le rejet d’un gaz à effet de serre.

Un événement significatif pour l’environnement a été classé au niveau 0 de l’échelle INES. Il est consécutif au dépassement du seuil réglementaire des rejets gazeux radioactifs à la cheminée du bâtiment des auxiliaires nucléaires (BAN) identifié par le biais du système de mesure de santé et de radioprotection (KRT).

Hormis ces événements significatifs, l'ASN considère que cet arrêt s’est globalement correctement déroulé. L’ASN a toutefois demandé à EDF d’améliorer la qualité des dossiers transmis aux inspecteurs pour instruction et de s’assurer de leur complétude.

Après examen des résultats des contrôles et des travaux effectués, l’ASN a donné le 18 juin 2014 son accord au redémarrage du réacteur n° 4 de la centrale nucléaire de Gravelines qui a été couplé au réseau le 7 juillet 2014.

Dans un délai de six mois, EDF devra adresser à l’ASN et à la Ministre chargée de la sûreté nucléaire un rapport comportant les conclusions du réexamen de sûreté de ce réacteur. L’ASN analysera ce rapport et prendra position pour la poursuite du fonctionnement du réacteur  n° 4 de la centrale nucléaire de Gravelines jusqu’à son prochain réexamen de sûreté.

 

[1] Enceinte de confinement : enceinte constituée d’une paroi en béton revêtue d’une peau interne en acier dans les centrales 900 MWe. L'enceinte de confinement constitue la troisième des trois barrières présentes entre les produits radioactifs contenus dans le cœur du réacteur et l'environnement (la première barrière est la gaine du combustible, la deuxième est le circuit primaire). Elle est destinée, en cas d'accident, à retenir les produits radioactifs qui seraient libérés lors d'une rupture du circuit primaire.

[2] Epreuve hydraulique : la réglementation en matière d'équipements sous pression exige que la chaudière nucléaire fasse l'objet d'une visite complète et d'une requalification incluant une épreuve hydraulique tous les 10 ans. Cette épreuve consiste à soumettre ce circuit à une pression supérieure de 20 % à sa pression de calcul et constitue un test global de résistance.

[3] Circuit d’injection de sécurité : circuit permettant en cas d’accident, par exemple une fuite importante du circuit primaire, d’introduire de l’eau borée sous haute pression dans celui-ci afin d’étouffer la réaction nucléaire et d’assurer le refroidissement du cœur.

[4] Circuit d’eau brute secourue : circuit servant à refroidir un autre circuit, appelé circuit de refroidissement intermédiaire, qui assure le refroidissement des matériels intervenant dans la sûreté du réacteur.

[5] Un matériel est dit « qualifié » au séisme lorsqu’a été vérifiée son aptitude à remplir les missions qui lui sont confiées, notamment dans des conditions accidentelles, lors d’un éventuel séisme.

[6] Cette tuyauterie permet d’acheminer l’eau du circuit primaire vers les réservoirs du circuit des purges, évents et exhaures nucléaires (RPE) en cas d’inétanchéité du joint interne de la cuve.

[7] Deux joints circulaires concentriques et de diamètres différents assurent l’étanchéité entre la cuve et son couvercle.

[8] Chaque réacteur est équipé de deux lignes électriques extérieures en provenance du réseau national, et de deux groupes électrogènes de secours à moteur diésel. Ces derniers, redondants, sont utilisés en cas de perte des alimentations électriques normales du réacteur. Ils permettent, dans cette situation, d'assurer le fonctionnement des systèmes de sauvegarde qui seraient mis en œuvre en cas d'accident.

Date de la dernière mise à jour : 03/09/2021

Dates de l'arrêt du réacteur

Date de l'arrêt : 14/02/2014

Date de redémarrage : 06/07/2017