Anomalie au niveau du circuit d'injection de sécurité 1

Le 31 mars 2006, lors des opérations d'arrêt pour maintenance et rechargement en combustible du réacteur n° 3 de la centrale nucléaire de Gravelines, une anomalie a été détectée sur les armoires de contrôle-commande du système de protection du réacteur. ²

Cette anomalie trouve son origine lors de l'arrêt du réacteur de 2005 et a eu un impact sur la disponibilité d'une fonction du circuit d'injection de sécurité pendant un an.

Lors de l'arrêt d'un réacteur, l'exploitant peut être amené à modifier temporairement la configuration normale de certaines installations pour réaliser des travaux de maintenance ou des essais sur certains matériels.

Lors de l'arrêt du réacteur 3 en 2005, l'exploitant a désactivé une fonction du système de contrôle-commande du système de protection du réacteur pour réaliser des essais sur le circuit d'injection de sécurité. Cette fonction n'a pas été remise en service au redémarrage du réacteur alors qu'elle était requise par les règles générales d'exploitation. Cet écart n'a été détecté que lors des opérations de contrôle de l'installation réalisées pendant le redémarrage du réacteur après l'arrêt pour maintenance et rechargement de 2006.

Cette anomalie a généré l'indisponibilité d'une fonction du système de contrôle-commande du système de protection durant le dernier cycle de fonctionnement du réacteur. Cette fonction, qui concerne le pilotage automatique de l'injection de sécurité, est notamment requise en cas d'accident de fuite importante sur le circuit primaire du réacteur.

L'incident a été classé par l'exploitant au niveau 1 de l'échelle INES.

¹ Le circuit d'injection de sécurité (RIS) permet, en cas d'accident comme par exemple une fuite importante du circuit primaire du réacteur, d'introduire de l'eau borée sous haute pression dans celui-ci afin d'étouffer la réaction nucléaire et d'assurer le refroidissement du coeur.

² Le système de protection du réacteur (RPR) a pour principales fonctions : la détection des situations anormales, l'arrêt automatique du réacteur et le déclenchement des systèmes de sauvegarde appropriés en cas de situation accidentelle.