Non-respect d’une spécification technique d’exploitation à la suite de la détection tardive de la position non conforme de grappes de commande

Les grappes de commande sont un des deux moyens principaux permettant de contrôler la réaction nucléaire dans le cœur du réacteur (l’autre moyen étant l’ajustement de la concentration en bore dans l’eau du circuit primaire). Les grappes de commande contiennent des matériaux absorbant les neutrons. Leur insertion dans le cœur du réacteur permet de réguler sa puissance ou pour certains types de grappes de provoquer son arrêt. Ces dernières sont regroupées en groupes d’arrêt.

Les spécifications techniques d’exploitation sont un recueil de règles d’exploitation approuvées par l’ASN qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement de l’installation et les prescriptions de conduite associées. Elles prescrivent en outre les délais maximums de réparation en cas de dysfonctionnement de certains matériels.

Le 27 août 2021, le réacteur 1 de la centrale nucléaire du Blayais était en phase de redémarrage après son arrêt pour maintenance et rechargement en combustible. Des groupes d’arrêt ont été insérés dans le cœur du réacteur alors que leur temps de chute n’avait pas encore été mesuré à l’occasion des opérations de redémarrage. Cette situation est permise par les spécifications techniques d’exploitation à condition que toutes les chaînes de mesure de flux neutronique et les alarmes associées soient disponibles.

A la suite d’une perte de tension sur une chaîne de mesure du flux neutronique, l’exploitant a considéré cette chaîne comme indisponible. Toutefois, l’exploitant a mis environ 4 heures et demi à détecter que cette indisponibilité devait l’amener à considérer certains groupes d’arrêt comme n’étant pas dans la position requise. Dès l’écart détecté, l’équipe de quart de conduite a appliqué la conduite à tenir prévue par les spécifications techniques d’exploitation, qui aurait dû être mise en place sous une heure, consistant notamment à connecter les pompes du circuit de contrôle volumétrique sur le réservoir du système de refroidissement des piscines de combustible.

Cet événement n’a pas eu de conséquence sur les installations, les personnes et l’environnement. Toutefois, l’événement a affecté la fonction de sûreté liée à la réactivité du réacteur. En raison de la détection tardive de la position non conforme de certains groupes d’arrêt, cet événement a été classé au niveau 1 de l’échelle INES (échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques, graduée de 0 à 7 par ordre croissant de gravité).

Après analyse par l’exploitant, un des relais électriques responsable du déclenchement de l’alarme de perte de tension a été remplacé. La disponibilité de la chaîne de mesure du flux neutronique a ainsi été rétablie, et l’écart concernant la position des groupes d’arrêt résorbé.