Fin Octobre, 45 réacteurs sont en fonctionnement et 14 à l'arrêt
pour travaux.
DISPONIBILITÉ EN SEPTEMBRE 2000
Pour les tranches REP 900/1300, le
taux provisoire de disponibilité du mois s'établit à 76,6 a/a, pour une prévision de
76 %.
Trois arrêts pour rechargement se sont terminés au cours du mois. En
termes de prolongations d'arrêt, les résultats sont les suivants
0
jour
pour Cruas 2,
+ 2 jours pour Paluel 1,
+ 96 jours pour Dampierre 3, dont notamment un mois en raison
d'indications de fissuration mises en évidence lors de contrôles sur des piquages. puis
sur des bossages,du circuit ASG et un mois pour remplacer une barrière thermique de pompe
primaire mise en place au cours de l'arrêt et dont la température était trop élevée
Pour le palier N4, le taux de disponibilité du mais est de 51,8 %.
Chooz 82, qui a terminé le 13 septembre sa première visite complète après un cycle de
fonctionnement, est en service industriel depuis le 29 septembre 2000. Civaux 2 est à
l'arrêt depuis le 26 août pour effectuer des travaux programmés sur la turbine.
ARRÊTS
AUTOMATIQUES RÉACTEURS EN AOÛT-SEPTEMBRE 2000
Pour les 54 tranches REP 900 & 1300 MW, le nombre moyen d'arrêts
automatiques de réacteur (AAR), réacteur divergé, rapporté à 7 000 heures de
criticité est remonté à 1,01 fin septembre, après être descendu à 0,94 fin août.
Sur ces tranches, il y a eu un AAR en août et cinq en septembre. En 1999, il y en avait
eu quatre en août et un en septembre.
Pour l'ensemble des tranches en exploitation (paliers 900 MW, 1300 MW
et N4), cet indicateur s'établit à 1,10 à fin septembre, compte tenu du nombre
important d'AAR sur le palier N4 en fin d'année 1999.
GESTION DES SOURCES RADIOACTIVES
SCELLÉES
La détention et l'utilisation de sources radioactives sont soumises à
autorisation de la Commission Interministérielle des Radioéléments Artificiels (CIREA).
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 CIREA, sauf prolongation en bonne et due forme de
l'autorisation d'utilisation.
En début d'année 2000, une liste des sources de plus de dix ans
détenues par les Installations Nucléaires de Base a été éditée par la CIREA. Fin
avril 2000, l'Autorité de sûreté nucléaire 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.
La nécessité de disposer d'un référentiel clair est l'une des
orientations du plan de renforcement de ta rigueur en matière de radioprotection mis en
place par EDF en 1999 à la suite des conclusions de la Commission Curien. C'est ainsi
qu'une première version du référentiel concernant les sources scellées et non
scellées a été diffusée aux CNPE en mars 2000. Par la suite, la Direction de la DPN a
demandé aux CNPE d'effectuer un inventaire physique complet des sources scellées
détenues sur chaque site. .
Premier bilan
Plus de 5 200 sources ont été recensées sur l'ensemble du Parc :
environ 2 200 pour le système KRT et près de 3 000 hors système KRT. Les sources
utilisées dans les détecteurs du système KRT de surveillance du niveau de
radioactivité à l'intérieur des bâtiments nucléaires, ne sont pas toutes accessibles
pendant le fonctionnement du réacteur. De ce fait, le premier bilan disponible concerne
surtout les sources non KRT.
Une analyse de l'historique de ces sources a conduit à dénombrer neuf
pertes de sources entre le début des années 1980 et l'an 2000. Des déclarations de
pertes ont été adressées aux autorités compétentes. Une anomalie générique, de
niveau 1 sur l'échelle INES, a été déclarée à l'Autorité de sûreté nucléaire le
6 octobre 2000.
La présence de portiques de sécurité sur les sites permet d'exclure
une sortie accidentelle de ces sources en dehors de leur enveloppe de protection. Elles
ont très probablement été éliminées avec les déchets nucléaires.
Pour ce qui concerne les sources de plus de dix ans, le nombre de
sources présentes sur site varie entre 0 et 80 selon les sites.
L'analyse documentaire fait également apparaître l'absence de
certains documents de suivi, ainsi qu'une rigueur insuffisante dans la réalisation des
contrôles annuels réglementaires d'étanchéité.
Pour les sources KRT, un premier inventaire documentaire fait ressortir une
traçabilité insuffisante mouvements de sources, faute de mise à jour ou de conservation
de certains documents.
Par ailleurs, l'analyse de l'historique a permis d'établir que
quelques sources ont été mises en déchet nucléaire identifié : sept sources non KRT
et quinze sources KRT. Pour les sources KRT, que la CIREA considère effectivement comme
des déchets, cette possibilité n'avait pas encore été négociée avec l'ANDRA (Agence
Nationale de Gestion des Déchets Radioactifs). Dans l'attente du résultat des
négociations engagées avec l'ANDRA, il a été demandé aux CNPE de suspendre ces mises
en déchet.
Mise en conformité
Un plan d'actions comportant des engagements précis a été mis en
place et communiqué à l'Administration (Direction de la Sûreté des Installations
Nucléaires et Office de Protection contre les Rayonnements Ionisants).
• Pour les sources non KRT, les mises en conformité sont prévues
pour la fin 2000 : restitution des sources de plus de dix ans à leur fournisseur et
rattrapage du passif sur le plan de la documentation réglementaire et du contrôle annuel
d'étanchéité. Une application informatique de gestion de ces sources, commune à tous
les sites, sera créée en collaboration avec la CIREA à échéance de fin 2001.
• Pour les sources KRT, la mise en place d'une base de données
nationale croisant les informations détenues par les CNPE avec celles du fournisseur des
détecteurs doit permettre de disposer d'un état des lieux documentaire pour fin janvier
2001. Les remises en conformité se feront sur la base des inventaires documentaires, les
écarts résiduels étant levés par des inventaires physiques. L'ensemble doit être
terminé pour fin 2001.
• Un réseau de gestionnaires de sources, constitué d'une
personne responsable sur chaque site, est mis en place pour assurer la mise en œuvre
du plan d'actions, partager les bonnes pratiques et garantir la pérennité des remises en
conformité.
PLAN
D'ACTIONS À BUGEY 5 À LA SUITE D'UNE SÉRIE D'ÉVÉNEMENTS LORS DE L'ARRÊT POUR
RECHARGEMENT
Au cours de l'arrêt pour rechargement de Bugey 5, commencé le 29
juillet 2000, six événements significatifs pour la sûreté ont été déclarés à
l'Autorité de sûreté en deux mois. Chaque événement pris isolément peut être
considéré comme mineur. Leur survenue au cours d'un même arrêt a toutefois conduit la
Direction du CNPE, fin septembre, à demander un audit interne pour analyser les causes de
ces dysfonctionnements et prendre les mesures adaptées.
Cette succession d'événements a également retenu l'attention de
l'Autorité de sûreté, qui a mis la présentation du plan d'actions résultant de cet
audit en astreinte à la délivrance de l'autorisation de redémarrage. Cette autorisation
a été délivrée le 6 octobre et la tranche a été recouplée au réseau le 12 octobre.
On trouvera ci-dessous la description des six événements concernés,
qui peuvent être regroupés en trois familles, ainsi qu'un aperçu du plan d'actions
retenu.
Arrêts automatiques du réacteur
• Le 31 juillet à 11h07, un premier arrêt automatique s'est
produit au cours de la mise à l'arrêt du réacteur. L'équipe de conduite était en
train de collapser la bulle au pressuriseur. Le signal de niveau haut dans le pressuriseur
était donc présent. En parallèle, une équipe du service automatismes effectue le test
de l'élaboration des verrouillages C7A et C7B (fermeture des vannes de contournement du
condenseur). Cette action génère un signal fictif P7, qui valide le signal de niveau
haut dans le pressuriseur, ce qui entraîne l'arrêt automatique du réacteur.
Cet arrêt automatique est dû à une programmation inadaptée de
l'activité sur les verrouillages.
• Le 31 juillet à 14h23, un second arrêt automatique s'est
produit alors que l'un des trois générateurs de vapeur non requis était presque
totalement vidangé. Les activités de collapsage de la bulle au pressuriseur se
poursuivaient, ce qui entraîne un refroidissement du fluide primaire et un tassement du
niveau d'eau dans les générateurs de vapeur. Le niveau très bas a été atteint dans le
générateur de vapeur en cours de vidange, ce qui a entraîné l'arrêt automatique du
réacteur.
Cet arrêt automatique est d0 à la vidange anticipée du générateur
de vapeur sans inhibition de ses protections.
Déversements d'eau
• Un débordement, décrit dans les Faits Marquants N° 00125,
s'est produit le 7 septembre, alors que le rechargement en combustible était en cours.
L'ouverture pour essai de la vanne de pied d'un accumulateur d'injection de sécurité a
provoqué la vidange de l'air contenu dans ce réservoir vers la piscine. Cette arrivée
d'air a provoqué une mise en émulsion de l'eau, qui a débordé et aspergé des agents
et du matériel.
Le traitement des conséquences de
ce mouvement d'eau intempestif a demandé dix-sept jours. En particulier, les
vérifications effectuées sur les matériels aspergés ont mis en évidence des défauts
d'isolement conduisant à remplacer douze ensembles de bobines sur les mécanismes de
manœuvre des grappes de commande.
• Un autre mouvement d'eau intempestif s'est produit le 15
septembre, alors que le rechargement était terminé et qu'il n'y avait plus de
manutention de combustible. Lors d'un essai d'un groupe électrogène de secours, la
séquence de relestage sur un tableau électrique secouru 6,6 kv a provoqué le démarrage
d'une pompe d'injection de sécurité. Les vannes d'isolement de la ligne d'injection en
branches froides étant ouvertes, l'injection de sécurité a débité dans la piscine du
réacteur. Environ 40 m3 d'eau ont été ajoutés dans la piscine, dont 5 m3 se sont
déversés dans le puisard par le circuit normal de trop plein.
Une préparation insuffisante et une analyse incomplète sont à
l'origine de ce débordement, qui n'a eu aucune conséquence ni pour le personnel, ni pour
le matériel.
• Un troisième mouvement d'eau intempestif, de nature
différente, s'est produit le 24 septembre lors de la vidange de la piscine du réacteur.
A la suite d'une confusion entre les commandes de deux robinets, qui sont voisines sur le
pupitre de la salle de commande, l'opérateur a ouvert le robinet PTR149VB à la place du
robinet RRA149VP. Cette manœuvre provoque l'ouverture de la vidange de la piscine
vers le fond du bâtiment réacteur. Environ 18 m3 d'eau se sont déversés directement
dans le bâtiment réacteur. Cette eau a été transférée vers les réservoirs du
système de traitement des effluents.
Rechargements avec chaînes sources
en retrait
• Le 29 septembre, lors de sa vérification quotidienne de l'état
de sûreté de la tranche, l'ingénieur Sûreté de service s'est interrogé sur le faible
taux de comptage des deux chaînes de mesure du flux neutronique source. Une vérification
en local a permis de constater que ces chaînes de mesure étaient en position retirée.
Elles avaient été placées dans cette position pour permettre d'effectuer des travaux
sur deux traversées de l'enceinte, et n'avaient pas été remises en position lors de la
levée de la consignation correspondante le 14 août.
De ce fait, les chaînes étaient dans une position inappropriée lors
des deux rechargements effectués au cours de l'arrêt, le premier interrompu le 7
septembre par le premier débordement de la piscine du réacteur et le second mené à son
terme le 14 septembre. II en résultait une sousestimation de la valeur de comptage, qui
n'altérait toutefois pas l'efficacité des protections. Le seuil d'alarme était réglé
correctement à trois fois le bruit de fond.
- Plan d'actions suite à audit interne
L'audit interne a été commandité par la Direction du CNPE à la
suite du troisième déversement d'eau. II a été mené du 27 septembre au ter octobre
par une équipe de sept personnes du CNPE. Les recommandations et suggestions de l'équipe
d'audit ont été présentées à la Direction du CNPE le 3 octobre.
Le plan d'actions retenu met notamment l'accent sur
-la poursuite des formations aux analyses de risques, en ciblant plus
particulièrement les personnels impliqués dans les arrêts de tranche,
- la prise en compte des activités fortuites dans les analyses de
risques globales pour les arrêts de tranche 2001,
-le recensement des systèmes de vidange temporaires et leur
intégration dans la procédure de conduite GP5 "Consigne de vidange des circuits en
minimisant la production d'effluents",
- la détermination, sur la base d'une analyse de risques, du niveau de
formalisme à appliquer à la gestion de chacun des systèmes de vidange temporaires,
- la mise sous assurance qualité du processus de planification.
