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Communiqué de l'Autorité de Sûreté Nucléaire

Centrale EDF de Civaux

source : Site internet de la Sûreté nucléaire -->ASN


Réacteur 1

Réalisation d'un essai périodique sans l'adoption de toutes les dispositions de sûreté nécessaires

Le 18 février, un essai périodique a été effectué sur le réacteur 1 du CNPE de Civaux pour vérifier la manoeuvrabilité de certaines grappes de commande de la réaction nucléaire sans que l'ensemble des mesures de sûreté associées aient été mises en application.

De tels essais sont définis par des règles d'essais approuvées par l'Autorité de sûreté nucléaire. Leur contenu fait l'objet d'une analyse de sûreté qui conclut le plus souvent à la nécessité d'adopter certaines mesures compensatoires afin de procéder à la réalisation de l'essai dans des conditions de sûreté au moins équivalentes aux conditions d'un fonctionnement normal.

Les modalités particulières de réalisation de l'essai de manoeuvrabilité des grappes de commandes en objet, retenues par l'exploitant, étaient subordonnées à l'adoption de quatre mesures compensatoires dont une visant à empêcher toute réduction intempestive de la teneur en bore du circuit primaire par dilution. Cette dernière disposition n'a pas été mise en application par les opérateurs en charge de la réalisation de l'essai.

Le circuit primaire du réacteur dans lequel se produit la réaction nucléaire est conditionné avec une teneur en bore variant en fonction de la réactivité du combustible au cours d'un cycle de production d'environ 12 mois. Toute variation rapide à la baisse de cette teneur en bore, dont la cause peut être une dilution par ajout d'eau dans le circuit, est de nature à entraîner un risque d'emballement de la réaction nucléaire que cette mesure compensatoire avait pour fonction d'écarter.

Dans sa déclaration, l'exploitant a proposé le classement de cet événement au niveau 0 de l'échelle internationale INES en raison de la faible durée de l'essai, qui réduisait la probabilité d'une éventuelle dilution. L'Autorité de sûreté nucléaire considère qu'un tel défaut dans la qualité de réalisation d'opérations de conduite du réacteur, dont les modalités de réalisation ont fait l'objet d'études approfondies, bien qu'il n'ait eu aucune conséquence effective sur la sûreté de l'installation, justifie un classement définitif de l'incident au niveau 1 de l'échelle internationale INES.


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