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Le 22 juillet 2022, au cours de la phase de préparation à la reconnexion du réacteur n°1 de la centrale atomique de Cruas-Meysse (Ardèche), une erreur de pilotage sur le système de contournement de la turbine a conduit à une diminution excessive du refroidissement du réacteur.

En effet les grappes de régulation de température qui se sont insérées dans le cœur du réacteur jusqu’à atteindre leur ultime basse limite d’insertion afin de contenir la température du circuit primaire sont restées bloquées du fait de la très faible puissance du réacteur en cours de redémarrage (1).

Cruas-Meysse1_fullscreen.jpgLe circuit primaire - circuit fermé - (2) contient de l’eau sous pression qui s'échauffe dans la cuve du réacteur au contact des éléments de fission atomique (nommé mensongèrement "combustibles"). Cette eau permet de refroidir le mal-nommé "combustible" contenu dans la cuve du réacteur et est censée céder sa chaleur à l'eau d'un circuit secondaire dans les générateurs de vapeur pour produire la vapeur destinée à entrainer le groupe turboalternateur qui, in fine, produira un peu d'électricité. Lorsque le réacteur est en cours de redémarrage, comme s'était le cas sur le n°1 de Cruas  après rechargement de ses produits de fission c'est aussi par l’intermédiaire de ce circuit de refroidissement que la température du circuit primaire principal est contrôlée. Afin de garantir le maintien dans un état de sûreté minimale les installations. Manque de peau ce jour-là les limites réglementaires de la température de l'eau ont été dépassées enclenchant une spirale pouvant conduire à l'accident.

Car comme les opérateurs ont aussi parallèlement augmenté la concentration en bore dans le circuit primaire afin de diminuer la réaction nucléaire : cette diminution a conduit à une baisse excessive de la température du circuit, qui aurait dû être compensée par la remontée des grappes de régulation de la température. Impossible car bloquées.

Le temps que les opérateurs identifient et comprennent le pourquoi du blocage et ensuite extraient manuellement les grappes de régulation de température, la température du circuit primaire est descendue jusqu’à 282°C alors qu'elle n'aurait pas du descendre - selon les "Règles générales d’exploitation"/RGE - sous les 284°C. Durant 8 minutes on a frôlé la catastrophe.

Le réacteur a été mis à l'arrêt en urgence et déconnecté du réseau. Ce n'est que 7 jours plus tard, le 28 juillet 2022, que EDF a déclaré à l’ASN cet événement mettant en cause la sûreté du réacteur et ses possibles répercutions dangereuse pour la population, les travailleurs et l'environnement.

Et ce n'est pas la première fois que ce réacteur nucléaire n° 1est en difficulté, tout comme le réacteur 4 ou le réacteur 3 ou encore le réacteur 2.

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(1) Pour contrôler la réaction nucléaire dans le cœur du réacteur, l'exploitant dispose de deux moyens principaux : - ajuster la concentration de bore dans l'eau du circuit primaire, le bore ayant la propriété d'absorber les neutrons produits par la réaction nucléaire, - introduire les grappes de commande dans le cœur ou les en retirer, ces grappes de commande contiennent des matériaux absorbant les neutrons. II convient, en marche normale du réacteur, de maintenir certaines grappes à un niveau suffisant, fixé par les spécifications techniques, d'une part pour que leur chute puisse étouffer efficacement la réaction nucléaire en cas d'arrêt d'urgence, d'autre part pour assurer une bonne répartition du flux de neutrons.  Ces grappes sont réparties en plusieurs groupes, permettant : de réguler la température du circuit primaire, de contrôler le niveau de puissance du réacteur et enfin, d’arrêter complètement la réaction nucléaire en cas d’arrêt automatique.

(2) l'eau du circuit primaire est mise en mouvement par trois pompes dites "pompes primaires" et plusieurs circuits hydrauliques annexes, munis de vannes manœuvrables à partir de la salle de commande, sont branchés sur le circuit primaire principal. Normalement un programme d'essais périodiques est destiné à s'assurer du bon fonctionnement de ces vannes.

src : Arrêt pour maintenance et rechargement en combustible du réacteur 1 en juin 2022  : https://www.asn.fr/l-asn-controle/actualites-du-controle/installations-nucleaires/arret-de-reacteurs-de-centrales-nucleaires/arret-pour-maintenance-et-rechargement-en-combustible-du-reacteur-143