Arrêt pour visite partielle du réacteur n° 3
Le réacteur n° 3 de la centrale nucléaire de Gravelines a été arrêté pour maintenance et rechargement en combustible du 2 août 2014 au 11 octobre 2014.
Cet arrêt avait pour objectif le renouvellement d’une partie du combustible nucléaire afin de démarrer un nouveau cycle de production ainsi que la réalisation des contrôles et des activités de maintenance prévus lors d’une visite partielle.
Les principaux chantiers réalisés à l’occasion de cet arrêt par EDF et contrôlés par l’autorité de sûreté nucléaire ont été les suivants :
- le déchargement du combustible nucléaire ;
- le remplacement de la moitié des cannes chauffantes du pressuriseur ;
- le remplacement de deux chaînes de mesure de puissance du réacteur ;
- le remplacement et le doublement du joint statique du batardeau de la piscine du bâtiment réacteur[1] ;
- le remplacement d’une grappe de commande[2].
Pendant cet arrêt, l’ASN a procédé à 3 journées d’inspection de chantier qui ont notamment porté sur :
- les conditions d’intervention sur différents chantiers, notamment concernant la radioprotection des intervenants ;
- la télétransmission des balises de surveillance globale du bâtiment réacteur ;
- la gestion des déchets produits sur les chantiers ;
- l’affichage des consignes de chantiers identifiant les risques et parades associées ;
- le balisage de l’accès aux chantiers ;
- la remise en état des stations de réfrigération des diésels de secours ;
- le respect rigoureux des conditions prévues pour l’application des modifications temporaires des spécifications techniques d’exploitation, ainsi que leur suivi en salle de commande.
Quatre évènements significatifs pour la sûreté ainsi que deux évènements significatifs pour la radioprotection ont été déclarés à l’ASN et classés au niveau 0 de l’échelle INES.
Les évènements concernent, respectivement :
- le 3 août 2014, l’arrêt accéléré du réacteur à la suite d’un dysfonctionnement d’un groupe motopompe du circuit primaire ;
- le 12 août 2014, la non-conformité d’une condamnation administrative d’une vanne du système de contrôle volumétrique et chimique du circuit primaire ;
- le 26 août 2014, la non-tenue au séisme d’un robinet du système de contrôle volumétrique et chimique du circuit primaire ;
- le 8 septembre 2014, la détection de la non-réalisation d’un contrôle sur un tube d’un générateur de vapeur lors de l’arrêt pour maintenance et rechargement de 2013 ;
- le 21 août 2014, la non-application d'une parade d'optimisation du régime de travail radiologique lors du chantier de remplacement des cannes chauffantes du pressuriseur ;
- le 27 août 2014, une intervention en zone contrôlée avec une autorisation d'accès périmée.
Hormis ces événements significatifs déclarés lors de l’arrêt du réacteur, l’ASN considère que les conditions de sûreté et de radioprotection ont été globalement satisfaisantes au cours de cet arrêt.
Après examen des résultats des contrôles et des travaux effectués, l’ASN a donné son accord au redémarrage du réacteur n° 3 de la centrale nucléaire de Gravelines le 3 octobre 2014.
En savoir plus
Indisponibilité d’une chaîne de protection du réacteur 3
Le 14 octobre 2014, l’exploitant du centre nucléaire de production d’électricité (CNPE) de Gravelines a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) un événement significatif pour la sûreté relatif à l’indisponibilité d’une chaîne de protection du réacteur 3, suite à une inversion de montage d’un capteur de mesure de débit d’alimentation en eau sur l’un des trois générateurs de vapeur.
[1] La piscine du bâtiment réacteur comporte deux bassins séparés par une cloison amovible, appelée batardeau. Le premier bassin contient la cuve du réacteur et le deuxième des éléments internes à la cuve qui y sont déposés lors des arrêts du réacteur. Ces bassins peuvent être remplis ou vidés indépendamment l'un de l'autre. En période de rechargement, elle est remplie d'eau borée dès que le couvercle de la cuve est retiré, ce qui permet d'effectuer la manutention des assemblages combustibles et d'y stocker, en attente, les composants internes à la cuve.
[2] Grappe de commande : pour contrôler la réaction nucléaire dans le cœur du réacteur, l'exploitant dispose de deux moyens principaux : - ajuster la concentration de bore dans l'eau du circuit primaire, le bore ayant la propriété d'absorber les neutrons produits par la réaction nucléaire, - introduire les grappes de commande dans le cœur ou les en retirer, ces grappes de commande contiennent des matériaux absorbant les neutrons. II convient, en marche normale du réacteur, de maintenir certaines grappes à un niveau suffisant, fixé par les spécifications techniques, d'une part pour que leur chute puisse étouffer efficacement la réaction nucléaire en cas d'arrêt d'urgence, d'autre part pour assurer une bonne répartition du flux de neutrons.
Date de la dernière mise à jour : 03/09/2021
Dates de l'arrêt du réacteur
Date de l'arrêt : 01/08/2014
Date de redémarrage : 10/10/2014