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Le réacteur nucléaire n°1 de 900 MWe de la centrale atomique de Cruas-Meysse (Ardèche) a subit un incident ce jeudi 5 août 2021 et s'est arrêté en urgence vers 12h20.

Ce réacteur atomique n°1 avait été arrêté précédemment durant plusieurs mois, pour une maintenance programmée et le renouvellement partiel des produits de fission atomique (combustible). Il avait atteint à nouveau sa puissance nominale de 900Mwh le 30 juillet dernier. EDF avait affirmé le 28 juillet 2021dans un communiqué que cet arrêt programmé avait été réalisé en toute sûreté et dans le respect des mesures sanitaires en vigueur.


Circuit-primaire.jpgDepuis le 20 février 2021 au cours de cet arrêt plusieurs organes avaient été contrôlés :  les organes de robinetterie et les tuyauteries, la résolution de comportements et situations non-conformes (’écarts de conformité) au retour d’expérience du parc électronucléaire français, l’épreuve hydraulique du circuit secondaire principal, le renouvellement d’une partie du combustible. Les réparations validées le 29 juin 2021 par l'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) l'ont donc été en pure perte. Les quatre inspections de l'ASN portaient pourtant sur le respect des exigences en matière de qualité des activités de maintenance, de sûreté, de radioprotection, de protection de l’environnement et de gestion des déchets ainsi que sur le bilan des travaux soumis à l’ASN avant redémarrage.

Feux vert de l’Autorité de sûreté nucléaire pour le redémarrage du réacteur nucléaire 1 mais très rapidement la montée en puissance du réacteur avait du être différée du fait d’un dysfonctionnement sur une pompe de refroidissement nécessaire pour assurer le refroidissement du réacteur en production.

Six événements significatifs pour la sûreté avaient déjà été déclarés précédemment à l’ASN, dont deux classés au niveau 1 de l’échelle INES tels le non-respect des spécifications techniques d’exploitation relatives à la position des grappes de commande, ou encore la détection tardive de l’indisponibilité d’une voie du circuit d’injection de sécurité (juin 2021).

A cette heure les autorités et EDF ne donnent aucune information sur cet arrêt en urgence ni sur les rejets radioactifs éventuels qui n'ont du manquer d'avoir lieu lors de cet arrêt d'urgence.

> actualisation du 10 août 2021 : c'est donc selon EDF un dysfonctionnement sur le système de régulation d'une vanne d'arrivée de la vapeur (certainement entre la production d'eau bouillante et un des générateur de vapeur) qui a conduit à l'incident nucléaire et à l'arrêt d'urgence (Scram) du réacteur n°1. Inéluctablement des rejets d'iode radioactive et peut-être d'autres radio-contaminants dans l'atmosphère se sont produits.  Tout arrêt en 6h ou 12h ou 24h permet de réguler ces rejets nocifs mais non les arrêts d'urgence, situation qui implique la chute brutale des barres de régulation et donc la production de chaleur résiduelle phénoménale obligeant à relâcher violemment la pression et la radioactivité produite par la réaction atomique au coeur du réacteur .

L'unité de production n°3 est en  fonctionnement et alimente le réseau électrique national. L’unité de production n°2 est en arrêt programmé pour visite partielle et l'unité de production n°4 est à l'arrêt afin de ne pas utiliser inutilement les produits de fission alors que la demande électrique est basse. Le 19 juillet 2021, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) un évènement significatif pour la sûreté relatif à l’indisponibilité des deux voies du circuit d’injection de sécurité à basse pression (RIS BP) du réacteur 2 de la centrale nucléaire de Cruas-Meysse.

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informations-sources :
https://www.edf.fr/la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/les-actualites-de-la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse
https://www.edf.fr/la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/les-actualites-de-la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/arret-automatique-du-reacteur-de-l-unite-de-production-ndeg1-de-la-centrale-
https://www.edf.fr/la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/les-actualites-de-la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/l-unite-de-production-ndeg1-produit-de-nouveau-de-l-electricite
https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Arret-de-reacteurs-de-centrales-nucleaires/Arret-pour-maintenance-et-rechargement-en-combustible-du-reacteur-137

autres incidents nucléaires à Cruas: https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/(searchText)/cruas

problèmes et incidents sur le réacteur nucléaire n°4 : https://www.edf.fr/la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/les-actualites-de-la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/operations-techniques-sur-l-unite-ndeg4-des-emissions-sonores-possibles

problèmes et incidents sur le réacteur nucléaire n°2 : https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Detection-tardive-de-l-indisponibilite-d-une-voie-du-circuit-d-injection-de-securite-haute-pression
https://www.edf.fr/la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/les-actualites-de-la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/declaration-d-un-evenement-significatif-de-niveau-1-sur-l-echelle-ines-pour-le-non-respect-des-specifications-techniques-d-exploitation-indisponibilite

Du point de vue technologique, ces deux pompes sont connectées à une ligne d’injection commune, dite de débit « nul », qui protège les pompes contre les surpressions lorsqu’elles sont mises en service. La disponibilité du circuit d’injection de sécurité basse pression est notamment garantie par la position ouverte de la vanne située sur cette ligne commune.

1) Le 13 juillet 2021 à 12h19, le réacteur 2 est en état d’arrêt, refroidi par le circuit de refroidissement à l’arrêt. A l’issue d’un essai périodique, la vanne située sur la ligne d’injection de débit « nul » est fermée par erreur, rendant les deux voies du circuit RIS BP indisponibles. Cette situation n’est pas conforme aux règles générales d’exploitation (RGE) de l’installation qui imposent que les deux voies de recirculation RIS BP soient disponibles jusqu’au déchargement du réacteur.

La situation est détectée le 14 juillet 2021 à 3h14 lors de la réalisation d’une évaluation de sûreté et les deux voies du circuit RIS BP sont alors immédiatement rendues disponibles. L’indisponibilité des deux voies du circuit RIS BP a duré environ 15h.

Les RGE tolèrent une durée maximale d’indisponibilité de 24 heures des deux voies du circuit RIS BP. En outre, le circuit d’injection de sécurité basse pression n’a pas été sollicité pendant la durée de l’évènement. Cet évènement n’a donc pas eu de conséquence sur les installations, le personnel ou l’environnement.

Toutefois, en raison des lacunes d’assurance de la qualité à l’origine de cet événement et de sa détection tardive, l’événement a été classé au niveau 1 de l’échelle INES.
Classement INES de l'incident 1

2) Publié le 29/07/2021 : https://www.edf.fr/la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/les-actualites-de-la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/declaration-d-un-evenement-significatif-de-niveau-1-sur-l-echelle-ines-pour-le-non-respect-des-specifications-techniques-d-exploitation-indisponibilite

Le 13 juillet 2021, l’unité de production n°2 est en arrêt pour optimisation du combustible. Le circuit primaire est dans une configuration où la pression et la température sont basses. Les règles d’exploitation prévoient alors que la fonction d’injection de sécurité basse pression (RIS BP)* soit disponible. Des tests sont réalisés le matin sur le circuit RIS, nécessitant l’ouverture et la fermeture de plusieurs robinets. A la fin des tests, l’un des robinets est refermé alors que son ouverture était requise pour que les pompes RIS BP restent disponibles. Dans la nuit du 13 au 14 juillet, la position non conforme du robinet est détectée. Celle-ci est immédiatement corrigée et la disponibilité de la fonction RIS BP est retrouvée. Cet événement n’a eu aucune conséquence réelle sur la sûreté des installations, la sécurité des salariés ni sur l’environnement. Toutefois, la position non conforme du robinet représente un non-respect des spécifications techniques d’exploitation. La direction de la centrale nucléaire de Cruas-Meysse a déclaré le 19 juillet 2021 à l’Autorité de sûreté nucléaire un événement significatif de sûreté au niveau 0, sous l’échelle INES qui en compte 7. Après une analyse complémentaire, et compte tenu de la non-détection de la position non-conforme du robinet dès le 13 juillet, la direction de la centrale nucléaire de Cruas-Meysse a re-déclaré le 28 juillet 2021 cet évènement au niveau 1 de l’échelle INES.

*Le système d’injection de sécurité (RIS) est un système de secours conçu pour assurer la maîtrise de la réaction en chaîne et le refroidissement du réacteur en cas de perte d’eau de refroidissement. Il est composé de 3 circuits indépendants (RIS MP : Moyenne Pression ; RIS HP : Haute Pression ; RIS BP : Basse Pression).

3) Publié le 24/07/2021 : https://www.edf.fr/la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/les-actualites-de-la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/arret-de-l-unite-de-production-ndeg4-de-cruas-meysse-pour-optimisation-du-combustible-0
Arrêt de l’unité de production n°4 de Cruas-Meysse pour optimisation du combustible

Samedi 24 juillet 2021 à 00h04, les équipes de la centrale ont procédé à la mise à l'arrêt de l'unité de production n°4. Cet arrêt, en accord avec le gestionnaire du réseau électrique national, permet d'optimiser la gestion du combustible contenu dans le réacteur.

L’unité de production n°1 est en arrêt programmé pour maintenance depuis le 20 février. L’unité de production n°2 est en arrêt programmé pour maintenance depuis le 17 juillet. L’unité n°3 est en fonctionnement et à la disposition du réseau électrique national.


4) Publié le 10/07/2021 . Arrêt de l’unité de production n°2 de Cruas-Meysse pour optimisation du combustible : https://www.edf.fr/la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/les-actualites-de-la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/arret-de-l-unite-de-production-ndeg2-de-cruas-meysse-pour-optimisation-du-combustible

5) Publié le 12/07/2021 . Déclaration d’un événement significatif de niveau 1 sur l’échelle INES pour le non-respect des spécifications techniques d’exploitation : détection tardive de l’indisponibilité d’une vanne d’injection de sécurité : https://www.edf.fr/la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/les-actualites-de-la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/declaration-d-un-evenement-significatif-de-niveau-1-sur-l-echelle-ines-pour-le-non-respect-des-specifications-techniques-d-exploitation-detection-tardive-de-l

Mercredi 23 juin, lors des essais périodiques menés sur le système de protection du réacteur, un défaut est identifié sur une vanne d’injection de sécurité, celle-ci ne s’ouvre pas complètement mais garantit un débit suffisant. Les réparations sont lancées rapidement mais ne sont pas soldées dans le délai fixé par les spécifications techniques d’exploitation qui imposent une réparation sous huit heures. Le repli de la tranche est alors amorcé dans un état où le système d’injection de sécurité n’est plus requis. Suite à la réalisation des opérations de maintenance la vanne d’injection de sécurité est de nouveau fonctionnelle et les opérations de redémarrage du réacteur ont pu reprendre. Après expertise, il s’avère que l’indisponibilité remonte au 4 juin 2021. Ainsi, rétroactivement, la conduite à tenir par les spécifications techniques d’exploitation n’a pas pu être respectée.
Cet événement n’a pas eu d’impact sur la sûreté de l’installation. Toutefois, en raison de sa détection dite tardive, la direction de la centrale nucléaire de Cruas-Meysse a déclaré cet événement le 9 juillet 2021 à l’Autorité de sureté nucléaire comme un événement significatif de sûreté de niveau 1 (anomalie) de l’échelle INES qui en compte 7.

6) Publié le 13/07/2021 . Détection tardive de l’indisponibilité d’une voie du circuit d’injection de sécurité haute pression du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Cruas-Meysse :
https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Detection-tardive-de-l-indisponibilite-d-une-voie-du-circuit-d-injection-de-securite-haute-pression

Le 28 juin 2021, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) un événement significatif relatif à l’indisponibilité d’une voie du circuit d’injection de sécurité haute pression du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Cruas-Meysse, détectée tardivement. Cette déclaration a été complétée le 9 juillet 2021. Le circuit d’injection de sécurité (RIS) permet en cas d’accident, par exemple une fuite importante 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. Ce circuit est constitué de deux voies indépendantes l’une de l’autre.

Le 23 juin 2021, dans le cadre d’un essai périodique du système de protection du réacteur réalisé en état d’arrêt à chaud, il est mis en évidence que l’ouverture d’une des vannes du circuit RIS est incomplète et empêche la réalisation de la séquence d’injection de sécurité haute pression sur l’une des deux voies. Cette situation interrompt l’essai périodique et l’exploitant engage alors le repli du réacteur vers l’état d’arrêt à froid, conformément aux règles générales d’exploitation (RGE) de l’installation qui imposent que les deux voies du système d’injection de sécurité haute pression soient disponibles.

Le 26 juin 2021, le fonctionnement normal de la vanne est rétabli après remplacement de son servomoteur. Les analyses réalisées par EDF révèlent que la vanne concernée avait été requalifiée le 22 mai 2021, durant l’arrêt pour rechargement du réacteur, alors que le réglage de son capteur d’ouverture n’avait pas été réalisé de manière satisfaisante. Cette situation rendait indisponible une des voies du système d’injection de sécurité ; à compter du 4 juin 2021, le réacteur étant en phase de remontée en pression pour son redémarrage, l’état des installations n’était pas conforme aux RGE qui imposent que les deux voies d’injection de sécurité haute pression soient disponibles.

Le circuit d’injection de sécurité n’a pas été sollicité pendant la durée de l’événement. De plus, en cas de brèche sur le circuit primaire, l’autre voie du circuit d’injection de sécurité aurait été disponible pour assurer le refroidissement du cœur. Cet événement n’a donc pas eu de conséquence sur les installations, le personnel ou l’environnement.

Toutefois, en raison du délai tardif de détection de l’événement par l’exploitant, l’incident a été classé au niveau 1 de l’échelle INES (échelle internationale des événements nucléaires graduée de 0 à 7 par ordre croissant de gravité).
Classement INES de l'incident 1

7) Publié le 17/06/2021 . https://www.edf.fr/la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/les-actualites-de-la-centrale-nucleaire-de-cruas-meysse/operations-techniques-programmees-sur-l-unite-ndeg1-des-emissions-sonores-possibles . Dans le cadre des opérations liées au redémarrage de l'unité de production n°1 après son arrêt programmé pour maintenance, les techniciens de la centrale procéderont à la mise sous vide du condenseur, dans la partie non nucléaire de l’installation. Cette activité est prévue durant le week-end. Elle peut s'accompagner de bruits audibles depuis les communes situées à proximité immédiate du site. Les équipes de la centrale prennent toutes les dispositions pour limiter au maximum la durée de cette émission sonore. Ces opérations font partie du fonctionnement normal de la centrale nucléaire EDF de Cruas-Meysse.

Nota bene/Lexique :

1) Le circuit d’injection de sécurité (RIS) permet, en cas d’accident causant une brèche 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. Ce système est, entre autres, constitué de deux pompes d’injection à basse pression qui permettent une injection directe de l’eau borée puis une injection par recirculation de l’eau récupérée dans les puisards du bâtiment réacteur, une fois que les réservoirs d’eau borée sont vides.

2 ) 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.

3) Réaction nucléaire : Processus entraînant la modification de la structure d'un ou de plusieurs noyaux d'atome. La transmutation peut être soit spontanée, c'est-à-dire sans intervention extérieure au noyau, soit provoquée par la collision d'autres noyaux ou de particules libres. La réaction nucléaire de certains atomes s'accompagne d'un dégagement de chaleur. Il y a fission lorsque, sous l'impact d'un neutron isolé, un noyau lourd se divise en deux parties sensiblement égales en libérant des neutrons dans l'espace. Il y a fusion lorsque deux noyaux légers s'unissent pour former un noyau plus lourd.


4) Puisards : En cas de fuite sur le circuit primaire, les puisards permettent de récupérer l'eau afin de la réinjecter dans le circuit primaire ou dans le circuit d'aspersion de l'enceinte du réacteur,

5) RGE (Règles générales d’exploitation) sont un recueil de règles approuvées par l’ASN qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement de l’installation et les prescriptions de conduite associées.

6) Chargement du réacteur nucléaire : Introduction des produits de fission atomique uranifères (combustible nucléaire) dans le réacteur. Pour les REP, l'opération s'effectue à froid, réacteur à l'arrêt et cuve ouverte, elle a lieu habituellement une fois par an. Le combustible séjournant trois à quatre ans dans un réacteur, seul un tiers ou un quart des assemblages sera renouvelé tous les 12 ou 18 mois, les assemblages neufs étant alors placés dans les zones périphériques du cœur.

7) 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. Le but de cette manœuvre est d'étouffer la réaction nucléaire et d'assurer le refroidissement du cœur. Le circuit d'aspersion de l'enceinte (EAS) pulvérise, en cas d'accident, de l'eau contenant de la soude dans l'enceinte du réacteur. Son objectif est de conserver l'intégrité de l'enceinte du réacteur, en diminuant la pression et la température à l'intérieur, et d'éliminer l'iode radioactif présent sous forme gazeuse. Dans un premier temps, ces deux systèmes de sauvegarde sont alimentés en eau par des réservoirs. Ils sont ensuite alimentés par des puisards qui récupèrent en bas de l'enceinte l'eau déjà injectée. Afin de permettre ce passage en recirculation, le niveau d'eau dans ces puisards doit être supérieur à un niveau minimal. Ce niveau, spécifié dans les règles générales d'exploitation du réacteur, permet en effet de s'assurer de la manœuvre de vannes participant à la réalimentation des systèmes d'injection de sécurité et d'aspersion de l'enceinte.

8) Le système de protection du réacteur (RPR) a pour principales fonctions : la détection de situations anormales, l'arrêt automatique du réacteur et le déclenchement des systèmes de sauvegarde appropriés en situation accidentelle. Il possède deux voies redondantes, c'est-à-dire identiques et indépendantes, Chacune de ces deux voies surfit à remplir l'ensemble des fonctions de sûreté dévolues au système de protection.

9) Arrêt à chaud : Situation d'un réacteur nucléaire à l'arrêt dans lequel la pression et la température du fluide de refroidissement sont maintenues à des valeurs proches de celles du fonctionnement en puissance.

10) Arrêt à froid : Situation d'un réacteur nucléaire à l'arrêt dans lequel l'état du fluide de refroidissement se rapproche de celui qui correspond aux conditions ambiantes de pression et de température.