Le 21 juin 2000 à 13h00, la tranche 2 du CNPE de Civaux a atteint pour la première fois le palier de 100 % de puissance. Ainsi, la tranche 1 étant également à 100 %, les deux tranches ont fonctionné simultanément à pleine puissance pour la première fois depuis la création du CNPE.

Par ailleurs, il convient de noter que la mise en service industrielle de la tranche 1 de Chooz B a été prononcée le 15 mai 2000 à 18h00.

DÉCHIRURE DES MEMBRANES DE PROTECTION DU RÉSERVOIR DE DÉCHARGE DU PRESSURISEUR À ST-LAURENT B2

Le 15 mai 2000 à St-Laurent B2, une intervention était en cours pour rechercher la cause du pompage en intensité de l'un des deux redresseurs du tableau électrique LCA (48 Volts continu).

Contrairement au mode opératoire prévu, le disjoncteur de liaison avec le tableau LCA n'a pas été ouvert avant d'engager l'essai des limitations du redresseur. Par ailleurs, l'armoire GPA, qui gère les protections électriques de l'alternateur principal, dispose d'une alimentation 48 Volts équipée d'un filtre dont le taux d'ondulation était de 12 %, alors que la tolérance est de 5 %.

Le redresseur n'étant pas isolé du tableau LCA, les tests ont entrainé des variations de la tension LCA qui, compte tenu du taux d'ondulation du filtre GPA, ont activé le compteur d'impulsions "inversion de puissance active" de la protection "rupture de synchronisme" dans l'armoire GPA. Après vingt impulsions comptabilisées en une minute, l'armement du relais "rupture de synchronisme ./ inversion de puissance active" a déclenché une demande d'îlotage.

Les soupapes réglantes de la turbine se sont fermées correctement, mais un retard à la fermeture de l'un des quatre clapets modérateurs a entraîné une montée en vitesse de la turbine. Celle-ci a déclenché par action du doigt de survitesse mécanique n° 1, entraînant l'arrêt automatique du réacteur et la mise en service de l'alimentation de secours ASG des générateurs de vapeur.

A ce moment-là, alors que le débit de vapeur en sortie des générateurs de vapeur était de l'ordre de 100 t/h, le débit d'eau en entrée était quatre fois plus important. L'alimentation normale ARE, qui débitait à 320 t[h, a été arrêtée 2 minutes 30 plus tard. L'alimentation de secours ASG, qui débitait à 115 t/h, est restée en service durant 22 minutes.

Cette différence de débit a entraîné une montée du niveau d'eau dans les générateurs de vapeur jusqu'à environ un mètre du dôme supérieur. Dans un premier temps, l'eau a noyé les prises d'impulsion des capteurs de débit de vapeur puis, compte tenu de la poursuite de l'élévation de la hauteur de colonne d'eau, le poids d'eau auquel étaient soumis les pots de condensation des capteurs a simulé une augmentation du débit de vapeur.

Un quart d'heure après l'arrêt de l'alimentation ASG, la présence d'un débit de vapeur simulé d'environ 700 t/h sur deux générateurs de vapeur, associé à une très basse température moyenne de l'eau du circuit primaire, a déclenché le démarrage de l'injection de sécurité. Cette injection de sécurité intempestive, compte tenu des conditions thermohydrauliques pénalisantes, a entraîné une montée de niveau dans le pressuriseur et l'ouverture des soupapes de décharge vers le réservoir de décharge du pressuriseur deux minutes plus tard.

La pression dans le réservoir de décharge du pressuriseur a augmenté jusqu'à environ 5 bars, puis les membranes de protection de ce réservoir contre les surpressions se sont déchirées. Cette situation, prévue à la conception, entraîne la mise en communication du réservoir avec l'intérieur du bâtiment du réacteur. Les mesures effectuées après l'incident ont montré l'absence d'élévation du niveau d'activité à l'intérieur du bâtiment.

La tranche a redémarré le 20 mai, après remplacement des membranes du réservoir de décharge et des matériels électriques défaillants. Les contrôles effectués avant le redémarrage n'ont pas révélé d'anomalie. Sous réserve de mise en place de mesures compensatoires, l'Autorité de sûreté a autorisé le report de l'essai hydraulique des membranes neuves jusqu'au prochain arrêt pour rechargement.

Le 12 juin 2000 à Belleville 2, la mise en service du circuit de soutirage excédentaire a provoqué un écoulement d'eau radioactive dans le bâtiment du réacteur, d'un volume total estimé à 1 m3, car les vannes d'évent d'un échangeur RCV étaient ouvertes.

A 9h45, le mauvais déroulement d'un essai programmé sur une pompe d'alimentation en eau du circuit secondaire conduit à l'arrêt automatique du réacteur et au démarrage des pompes d'alimentation de secours. Cet essai était réalisé dans un état de fonctionnement différent de celui qui est demandé.

Le refroidissement d0 à ce transitoire et à un fonctionnement défectueux d'une vanne de refroidissement du circuit GCT de contournement de la turbine entraîne une baisse du niveau dans le circuit primaire et l'isolement automatique du circuit de décharge.

A 10h05, une fois le niveau d'eau rétabli dans le circuit primaire, la vanne placée sur le circuit de décharge refuse de s'ouvrir. Afin de contourner cette difficulté, le circuit de soutirage excédentaire est mis en service vers 10h20. II s'ensuit une augmentation du niveau de radioactivité, signe d'une fuite dans le bâtiment du réacteur, et le soutirage excédentaire est refermé à 10h34. A ce moment-là, la fuite n'est pas encore localisée.

A 11h33, l'augmentation continue du niveau dans le pressuriseur conduit à remettre en service le soutirage excédentaire. Auparavant, une première intervention pour remettre en service le circuit de décharge s'était avérée infructueuse. Une nouvelle augmentation du niveau de radioactivité dans le bâtiment du réacteur conduit alors à privilégier l'hypothèse d'une fuite au niveau du soutirage excédentaire, qui est définitivement isolé à 11 h39.

A 12h15, il est décidé de procéder à un léger refroidissement du circuit primaire pour maîtriser le niveau dans le pressuriseur et éviter de solliciter les soupapes du pressuriseur.

A 13h48, le circuit de décharge est remis en service à la suite d'une intervention qui a permis de contourner la vanne défaillante.

A 15h27, la tranche est stabilisée en arrêt à chaud et les procédures de conduite incidentelles peuvent être abandonnées. Dans la soirée, le lien entre la fuite et l'échangeur RCV dont les vannes sont ouvertes est mis en évidence. Ces vannes seront refermées à Oh3O le lendemain.

Le 18 juin à 22h00, la tranche a été recouplée au réseau électrique après notamment réparation de la vanne du circuit de décharge, dont la tige s'était désolidarisée de l'opercule en raison de l'échappement d'une clavette anti-rotation.

Au moment de la construction du Bugey, les règles de construction des montages de type emmanché-soudé (Socket Welding ou SW, en anglais) demandaient de vérifier la présence d'un jeu en fond d'emboîtement avant de procéder au soudage. L'évolution des règles de construction a fait que la vérification après soudage, qui n'était pas demandée à l'origine, est demandée depuis 1985.

En octobre 1998, l'A$N rappelait sa position concernant les liaisons SW :toute anomalie au sens des critères de fabrication, qu'il s'agisse d'un défaut de soudage ou d'un défaut de jeu nul en fond d'emboîtement, doit conduire à la dépose de l'assemblage et à son remplacement par un assemblage de type bout-à-bout (Butt Welding ou BW, en anglais) au plus tard à l'arrêt de tranche suivant.

L'ASN indiquait aussi que, si EDF souhaitait que l'ASN reconsidère cette position, il appartenait à EDF de proposer à l'AFCEN une demande de modification suffisamment étayée du code RCC-M. Le code RCC-M (Règles de Conception et de Construction applicables aux matériels Mécaniques) est un ensemble de règles élaborées par les industriels pour traduire les exigences de la réglementation tout en reflétant la bonne pratique industrielle. Ce code est rédigé et publié par l'AFCEN (Association Française pour les règles de Conception et de Construction des matériels des Chaudières Electro-Nucléaires), à laquelle participent notamment EDF et Framatome.

Une demande de modification, visant à réexaminer l'exigence de jeu non nul après soudage, a été adressée à l'AFCEN par EDFIDPN le 5 mai 2000. Cette demande, examinée par la souscommission RCC-M de l'AFCEN, n'avait pas encore reçu de réponse formalisée à la mi-juillet.

Au moment de la préparation de l'arrêt pour rechargement de Bugey 4, qui a débuté le 27 mai 2000, la seule soudure connue pour avoir un jeu nul en fond d'emboîtement était la soudure amont du clapet RCP036VP. Le 19 avril 2000, après analyse du dossier de préparation de l'arrêt, la DRIRE Rhône Alpes demandait au CNPE de prévoir le remplacement des soudures SW présentant un jeu nul, injonction renouvelée le 23 juin.

Dans une note d'information accompagnant sa mise en demeure, l'ASN constate que le CNPE s'est trouvé dans u l'impossibilité matérielle de réparer, faute de préparation de cette intervention dans des délais compatibles avec la programmation des travaux prévus pendant cet arrêt du réacteur, du fait de l'indisponibilité de soudeurs qualifiés pour réaliser ce travail ».

Bugey 4 a été recouplée au réseau électrique le 13 juillet, deux jours avant la date programmée, après un arrêt pour simple rechargement de quarante-sept jours. La réparation demandée est à réaliser, < indépendamment des évolutions éventuelles du dossier SW au plan national » précise la mise en demeure, au prochain arrêt programmé prévu en juillet 2001 : il s'agit de la deuxième visite décennale, d'une durée prévisionnelle de cent vingt jours.

INVENTAIRE DES SOURCES RADIOACTIVES SCELLÉES DÉTENUES PAR LES CNPE

La détention et l'utilisation de sources radioactives sont soumises à autorisation de la Commission Interministérielle des Radioéléments Artificiels (CIRER). Tout utilisateur a pour obligation de restituer au fournisseur les sources scellées en fin d'utilisation, ou au plus tard dix ans après la date du premier visa par le secrétariat permanent de la CIRER, sauf prolongation en bonne et due forme de l'autorisation d'utilisation.

En début d'année 2000, une liste des sources de plus de 10 ans détenues par les Installations Nucléaires de Base a été éditée par la CIRER. Fin avril 2000, l'Autorité de sûreté a écrit à EDF pour attirer l'attention sur la nécessité de respecter l'obligation précitée, et demander de prendre les mesures qui s'imposent afin de régulariser la situation. Aussi, début mai, le Groupe Prévention des Risques a initié auprès des sites une. démarche d'identification des sources potentiellement concernées.

Un mois auparavant, la DRIRE Nord-Pas-de-Calais avait écrit au CNPE de Gravelines pour lui demander un inventaire des sources en sa possession, avec échéance de réponse au 30 juin 2000. L'inventaire dressé par le CNPE fait ressortir que, sur 41 sources concernées, une source n'a pas été retrouvée.

La source manquante est une source de cobalt 60 qui servait à la formation des personnels pour l'utilisation des stylos dosimètres. Elle se présente sous la forme d'un cylindre métallique de 4 mm de diamètre et 15 mm de hauteur. Son activité actuelle est estimée à 13,4 MBq. La protection des personnes est assurée par un conteneur en plomb de 28 cm de haut et pesant une trentaine de kg.

Lorsque la source n'est pas dans son conteneur de protection, le débit de dose est estimé à 10 mSv/h au contact et 0,003 mSv/h à un mètre. Pour atteindre la limite annuelle d'irradiation fixée pour les travailleurs en zone nucléaire, il faudrait séjourner pendant plus d'un an à un mètre de la source hors de son conteneur ou la tenir en main pendant 50 heures.

Le CNPE a lancé un inventaire physique de toutes les sources radioactives présentes sur le site, pour retrouver l'objet perdu. Un examen des registres des déchets radioactifs a également été lancé, pour le cas où l'objet aurait été détruit comme déchet radioactif. De plus des recherches sont systématiques dans les locaux du site, dans les locaux dédiés à la formation ainsi que sur les décharges "classiques". Sous réserve du résultat des recherches engagées, cet écart est classé au niveau 0 sur l'échelle INES pour défaut de qualité dans la gestion de matériel radioactif.

La demande d'inventaire concernant l'ensemble du Parc initiée début mai a été accélérée début juillet, avec- des délais resserrés. L'objectif est de disposer sous un mois de l'ensemble des inventaires des sources scellées déclarées par chaque CNPE. Dans le cadre de ces inventaires, la présence physique des sources dans leur lieu de stockage devra avoir été vérifiée. Des dispositions particulières sont retenues pour les sources intégrées dans les chaînes de mesure KRT, pour lesquelles un inventaire physique n'est pas réalisable rapidement.

A cet égard, il convient de rappeler que toute perte de source doit être déclarée immédiatement au préfet du département et à l'OPRI (Office de Protection contre les Rayonnements Ionisants), avec information de la Direction de l'Entreprise (M.I.N) et communication externe. Un retard de déclaration ne peut être justifié par les recherches engagées pour retrouver la source.

ANOMALIE LORS D'UNE MODIFICATION DU CIRCUIT DE PURGE DES TURBOPOMPES ASG DU PALIER 1300 MW

Le 5 juin 2000 à Golfech 2, lors d'un contrôle sur le terrain, un agent du service Ingénierie a constaté que l'isométrie de la nouvelle ligne de purge des turbopompes ASG ne permettait pas de purger correctement la turbine. Le circuit ASG assure le secours d'alimentation en eau des générateurs de vapeur.

Sur les tranches P'4 du palier 1300 MW, une modification en cours d'intégration vise à rendre indépendants les circuits de purge et de conditionnement à l'échappement des turbines. Cette modification a été réalisée en tête de série à Belleville 1, puis à Golfech 2 en mai 2000. Toutefois, le redémarrage de Golfech 2 après arrêt pour rechargement intervenant avant celui de Belleville 1, la tête de série n'a pu jouer son rôle de validation avant généralisation.

L'erreur d'isométrie détectée à Golfech 2 entraînait la formation potentielle d'une garde d'eau à la sortie des turbines. Lors du démarrage des turbopompes, il aurait pu en résulter des perturbations susceptibles de solliciter la protection de déclenchement par survitesse mécanique. II faut noter cependant que la mise en rotation des turbines à vitesse minimale permet la chasse de cette eau, et le retour à un fonctionnement normal des turbopompes.

L'analyse de la modification montre que celle-ci a été réalisée conformément au schéma d'implantation contenu dans le dossier d'intervention. Par contre, il apparaît que le point de raccordement de la purge demandé dans ce schéma de réalisation est différent de celui prévu dans le schéma de principe de la modification. En fait, l'isométrie figurant dans le dossier d'intervention est inappropriée pour une ligne de purge.

Pour Golfech 2, la tranche étant en cours de redémarrage, la décision a été prise de revenir à l'état initial avant la modification. La disponibilité d'un soudeur qualifié a permis d'effectuer l'intervention le samedi 10 juin. Cette intervention a été réalisée sans interrompre le redémarrage de la tranche qui a été couplée au réseau électrique ce même jour.

Pour Belleville 1, la date de redémarrage étant plus éloignée, il était possible d'intégrer la mise à jour du dossier d'intervention avant le redémarrage. Sur cette tranche, la mise en conformité avec les besoins exprimés dans le cahier des charges a été réalisée fin juin.

DÉTECTION D'UN POINT DE CONTAMINATION À SAINT-LAURENT

Le 22 juin 2000 à St-Laurent, dans le cadre de la démarche de propreté engagée sur le site, un contrôle réalisé par un agent du service de radioprotection a révélé une légère contamination au pied d'un mur de l'installation TEL, dans une zone non passante.

Deux centrales nucléaires ont été construites sur le site de Saint-Laurent-des-Eaux. La centrale A, composée de deux réacteurs de type UNGG, est en cours de déconstruction. La centrale B, actuellement en exploitation, se compose de deux réacteurs REP de 900 MW.

L'installation TEL a été conçue en 1984, afin de retraiter les effluents issus de la centrale A. Les effluents ont été traités sur évaporateur de 1985 à 1993. Le dernier transfert d'effluents pour stockage a eu lieu en 1997.

Le 27 mai 2000, à la suite d'une fuite sur une bride de pompe TEL et d'une défaillance de la pompe de reprise du puisard, une partie de ces effluents évaluée à moins d'un mètre cube s'est retrouvée dans le cuvelage de rétention TEL. Une inétanchéité de cette rétention est vraisemblablement à l'origine du point de contamination détecté à l'extérieur. Les analyses effectuées pour évaluer les conséquences potentielles n'ont révélé aucune anomalie dans la nappe phréatique.

Une première analyse fait ressortir que la description de l'installation TEL ne figure ni dans le rapport de sûreté de la centrale A, ni dans celui de la centrale B. De plus, cette installation n'est pas prise en compte dans le projet de déconstruction de la centrale A. Ceci n'a pas permis

d'identifier et de mettre en oeuvre les opérations de maintenance afférentes à ce type d'installation.

Cette anomalie est classée au niveau 1 de l'échelle INES par application d'un facteur additionnel pour défaut d'assurance de la qualité dans la déclaration et le suivi de cette installation. Elle a fait, de plus, l'objet d'une contravention à l'égard d'EDF.

La Direction de la centrale et la Préfecture ont rédigé ensemble un protocole pour l'été 2000 : des analyses quotidiennes seront soumises au préfet. Les baignades pourraient à nouveau être suspendues si le système de traitement par ultraviolets s'avérait défaillant, ou si des amibes étaient détectées à l'aval de la centrale, et ce à partir d'une concentration supérieure à 10 amibes par litre (le seuil de précaution au plan national est de 100 amibes par litre). On rappelle que l'interdiction des baignades était une mesure de précaution, mais qu'à ce jour, seules des amibes non pathogènes, c'est-à-dire ne présentant aucun risque pour la santé, ont été décelées dans les circuits de refroidissement de la centrale.

La distribution de comprimés d'iode stable est organisée par les préfectures, les mairies et EDF dans le cadre des dispositifs nationaux de prévention des risques majeurs. La précédente campagne avait eu lieu en 1997.