Arrêt pour maintenance et rechargement en combustible du réacteur n° 1

Le réacteur n° 1 de la centrale nucléaire de Gravelines a été arrêté pour maintenance et rechargement en combustible du 26 août 2006 au 8 octobre 2006.

Les principaux chantiers réalisés à l'occasion de cet arrêt et contrôlés par l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) ont été les suivants :

• les activités liées au rechargement en combustible,
• des essais quinquennaux du système d'injection de sécurité (1),
• la visite périodique d'un des matériels de réfrigération du système de refroidissement du réacteur à l'arrêt,
• le remplacement d'un dispositif de mesure du flux neutronique (2).

Quatre événements significatifs pour la sûreté, survenus en fin d'arrêt et au cours des opérations de redémarrage, ont été classés au niveau 1 de l'échelle INES. Ils concernent respectivement :

• le dépassement du délai de réparation d'une chaîne de mesure du flux neutronique (Lire l'avis d'incident) ;
• une sortie du domaine d'exploitation autorisé lors du couplage du réacteur (Lire l'avis d'incident) ;
• une montée en puissance du réacteur trop rapide (Lire l'avis d'incident) ;
• une erreur de réglage sur des chaînes de mesure du flux neutronique (Lire l'avis d'incident).

Pendant cet arrêt, l'ASN a procédé à 3 inspections inopinées (Consulter la lettre de suite des inspections). Elles ont principalement porté sur le respect des bonnes pratiques en matière d'assurance de la qualité, de radioprotection et de sécurité du personnel en général.

L'ASN estime que cet arrêt a connu de nombreux écarts liés à la qualité des interventions et à la rigueur d'exploitation. Il a été demandé à l'exploitant de tirer les enseignements des difficultés rencontrées pour éviter qu'elles se reproduisent.

Après examen des résultats des contrôles et des travaux effectués durant l'arrêt, l'Autorité de sûreté nucléaire a donné, le 29 septembre 2006, son accord au redémarrage du réacteur n° 1 de la centrale nucléaire de Gravelines.



1    Le circuit d'injection d'eau de sécurité (RIS) permet, en cas d'accident comme par exemple une fuite importante du circuit primaire du réacteur, d'introduire dans ce circuit de l'eau borée sous haute pression afin d'étouffer la réaction nucléaire et d'assurer le refroidissement du coeur.
2    L'exploitant doit surveiller en permanence le flux des neutrons émis par le coeur du réacteur pour pouvoir contrôler toute augmentation intempestive de puissance. Il dispose pour cela de divers moyens de mesure : les chaînes « de puissance » utilisées en fonctionnement normal, les chaînes « intermédiaires » utilisées lors du démarrage et les chaînes « sources » capables de mesurer de très faibles flux lorsque le réacteur est à l'arrêt.