Une série d'erreurs, de procédures inappropriées
et de défaillances ont placé l'installation dans
une situation particulièrement critique, avec la perte
des systèmes de sauvegarde, des alimentations électriques
de secours, y compris le 3è groupe électrogène
à turbine d'ultime secours ajouté récemment
pour palier aux défaillances des deux autres. La surchauffe
des joints de pompes primaires pouvaient déboucher sur
la rupture du circuit primaire. En prime une fuite d'hydrogène
utilisé pour refroidir les paliers du groupe turboalternateur
pouvait provoquer lincendie de l'usine électrique.
Au travers cet incident c'est la défense en profondeur
de la sûreté nucléaire de l'ensemble du parc
des 1300MW qui est remis en cause.
En minimisant l'incident et autorisant le redémarrage 9
jours plus tard, l'autorité de sûreté nucléaire
vient une fois de plus de faire la démonstration de sa
dépendance à l'égard de sa tutelle, le ministère
de l'industrie, dont les intérêts politiques passent
largement outre la protection des populations. On peut observer
aussi le total silence du ministre Vert de l'environnement, co-tutelle
de la DSIN.
Claude Boyer du Comité Stop Nogent-sur-Seine
(Liste chronologique des accidents et incidents graves survenus sur réacteur nucléaire)
COMMUNIQUE DE PRESSE
Paris, le 1er février 2002
L'ASN classe au niveau 2 un incident à la centrale nucléaire de Flamanville
L'Autorité de sûreté nucléaire (ASN)
a décidé de classer au niveau 2 de l'échelle
internationale des événements nucléaires
(INES) un incident survenu le 21 janvier 2002 à la centrale
nucléaire EDF de Flamanville (Manche).
Le 21 janvier 2002 vers 10 heures, une erreur survenue lors d'une
opération de maintenance a provoqué, sur le réacteur
2 de la centrale nucléaire de Flamanville, la défaillance
d'un système de commande et de surveillance du réacteur.
Ce système fournit aux agents de conduite en salle de commande
une partie des informations relatives à l'état du
réacteur et transmet des ordres vers des matériels
importants pour la sûreté.
A la suite de cette défaillance, plusieurs anomalies supplémentaires,
ayant pour origine des défaillances de matériels
ou des actions inappropriées, ont entraîné
une succession d'événements, notamment :
* perte de l'une des deux alimentations électriques, provoquant
l'arrêt automatique du réacteur ;
* perte du système d'injection d'eau sous pression destiné
à maintenir l'étanchéité des joints
des pompes primaires qui font circuler l'eau servant à
extraire l'énergie du coeur du réacteur ;
* endommagement d'une pompe d'alimentation de secours en eau des
générateurs de vapeur à la suite de son redémarrage
intempestif.
L'Autorité de sûreté nucléaire a procédé
à une inspection sur le site le 23 janvier 2002 et a constaté
que la procédure de conduite prévue dans une telle
situation incidentelle a été appliquée de
façon incomplète.
Elle a demandé à l'exploitant des explications précises
sur ce point.
En outre, l'Autorité de sûreté nucléaire
a soumis le redémarrage du réacteur à la
démonstration que les matériels à l'origine
de l'incident, ainsi que les matériels endommagés
au cours de l'incident, ont été remis en conformité.
Cette démonstration ayant été apportée,
l'Autorité de sûreté nucléaire a donné
son accord au redémarrage le 30 janvier 2002.
Par ailleurs, l'Autorité de sûreté nucléaire
a demandé à EDF d'analyser de manière approfondie
les causes et le déroulement de l'incident et de lui remettre
ses conclusions.
Cet incident n'a pas eu de conséquence sur les travailleurs
ni sur l'environnement. Mais, en raison des multiples défaillances,
l'Autorité de sûreté nucléaire a classé
cet incident au niveau 2 de l'échelle internationale des
événements nucléaires qui en compte 7.
Sur le site de l'asn
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Paris, le 1er février 2002. Note technique
Incident survenu sur le réacteur n° 2 de la centrale nucléaire de Flamanville le 21 janvier 2002
Le 21 janvier 2001 vers 10 heures, une erreur survenue lors
d'un essai après le remplacement de composants électroniques
a provoqué, sur le réacteur 2 de la centrale nucléaire
de Flamanville, la défaillance d'un système de commande
et de surveillance (dénommé CONTROBLOC) qui fournit
aux agents de conduite en salle de commande une partie des informations
relatives à l'état du réacteur, et qui transmet
les commandes d'une partie des équipements importants pour
la sûreté.
Cette défaillance a engendré des ordres aléatoires.
Elle a provoqué notamment l'arrêt d'une des deux
alimentations électriques externes. L'arrêt automatique
du réacteur a alors été déclenché
normalement par le système de protection du réacteur.
Origine de l'incident
A l'occasion d'une action de maintenance périodique
sur les onduleurs alimentant le tableau électrique qui
lui même alimente le système de commande et de surveillance
de la voie A ( figure 2, tableau LNG ), le remplacement erroné
de composants obsolètes a rendu inopérante la logique
de secours des trois onduleurs. L'essai de requalification, qui
doit suivre systématiquement toute modification d'un matériel,
a révélé l'erreur et provoqué la coupure
de l'alimentation du système de commande et de surveillance.
Le système d'alimentation électrique et le système
de commande et de surveillance, comme l'ensemble des équipements
importants pour la sûreté des réacteurs, sont
doublés selon deux voies redondantes (voie A et voie B),
chacune devant être capable d'assurer seule le maintien
des fonctions de sûreté du réacteur (figure
n°1).
L'alimentation électrique de chaque voie est elle-même
secourue par une deuxième source électrique externe
et, en dernier recours, par un alternateur actionné par
un moteur diesel. L'alimentation électrique des systèmes
les plus sensibles (notamment les systèmes de protection)
est en plus secourue par des batteries.
A la suite de la coupure de l'alimentation électrique du
système de commande et de surveillance, une tentative trop
rapide de redémarrage manuel des onduleurs a entraîné
l'envoi d'ordres intempestifs dont l'un a provoqué la coupure
de l'alimentation électrique externe de la voie A (figure
n°1).
La défaillance du système de commande et de surveillance
n'a pas permis le basculement sur l'alimentation de secours, ni
le démarrage du moteur diesel, provoquant la perte de toutes
les alimentations électriques de la voie A non secourues
par des batteries.
Déroulement de l'incident
En application des procédures, les opérateurs
en salle de commande ont appliqué les consignes de conduite
en situation d'incident. Plusieurs difficultés sont apparues
au cours du déroulement de l'incident. Elles ont été
dues à la panne initiale, à des anomalies supplémentaires
sur des matériels et à certaines actions inappropriées.
En particulier, le passage en état d'arrêt à
froid du réacteur, qui aurait du être lancé
au cours des premières phases de la conduite incidentelle,
n'a été engagée qu'environ 6 heures après
le début de l'incident.
Les anomalies apparues au cours de l'incident sont les suivantes
:
Refroidissement des joints des pompes primaires
Le circuit de contrôle volumétrique et chimique
(circuit RCV) a notamment pour fonction de maintenir dans le circuit
primaire la quantité d'eau nécessaire au refroidissement
du cur. Il a également pour fonction d'assurer (figure
n° 3) l'étanchéité et le refroidissement
des joints des pompes primaires par injection d'eau sous haute
pression. Normalement, la pompe RCV d'injection aux joints de
la voie A assure cette fonction. La pompe RCV de la voie B prend
le relais en cas de défaillance.
L'absence du système de commande et de surveillance de
la voie A n'a pas permis le basculement automatique sur la pompe
de la voie B. Puis, suite à une erreur dans l'exécution
de sa séquence de démarrage en salle de commande,
les opérateurs en salle de commande ont décidé
de procéder à un démarrage manuel, en local.
L'injection aux joints des pompes primaires n'a pu être
assuré pendant 1 heure 25 minutes.
L'absence prolongée de refroidissement des joints peut
provoquer un endommagement de ces joints et une fuite de l'eau
du circuit de refroidissement du cur. La température maximale
relevées durant l'incident est de 76,2°C pour une valeur
maximale admissible de 95°C.
Turboalternateur d'ultime secours
Le turboalternateur d'ultime secours (turboalternateur LLS)
a démarré, puis s'est arrêté par protection
contre les survitesses.
Ce turbo alternateur alimente une pompe de secours du circuit
RCV assurant l'injection aux joints en cas de défaillance
des pompes de la voie A et de la voie B. Il n'est démarré
qu'en cas de défaillance de toutes les alimentations électriques
externes (voies A et B).
Le système LLS a été requalifié et
est de nouveau disponible.
Endommagement de la pompe d'alimentation de secours en eau des
générateurs de vapeur
L'alimentation électrique de la voie A a été
restaurée à 12h03, soit au bout d'environ 1 heure
39 minutes. La remise en marche du système de commande
et de surveillance s'est faite progressivement de 12h01 à
13h05.
La réalimentation électrique a provoqué le
démarrage de la motopompe d'alimentation de secours en
eau des générateurs de vapeur (motopompe ASG) de
la voie A. Pour une raison indéterminée, cette pompe,
qui doit pouvoir fonctionner sans graissage, a chauffé
et a été profondément détériorée.
EDF a procédé au remplacement complet de cette pompe.
L'appareil de remplacement a été requalifié
avant le redémarrage du réacteur.
Endommagement de la pompe d'injection aux joints des pompes primaires
de la voie A
Lors de la remise sous tension, la pompe d'injection aux joints
des pompes primaires de la voie A (pompe RCV) en fonctionnement
lors de l'arrêt, a redémarré sans graissage,
celui-ci étant géré par le système
de commande et de surveillance, et a été endommagée.
Elle s'est arrêtée par protection lors de la restauration
de ce système.
Cette pompe a été remise en état avant le
redémarrage du réacteur.
Fuite au niveau de l'alternateur A la remise en service du système
de commande et de surveillance, il a été constaté
une baisse de la pression dans l'alternateur et une fuite d'hydrogène
dans la salle des machines, due à une perte d'étanchéité.
Les personnels présents ont été évacués
et le service de prévention des risques a effectué
des mesures de teneur en hydrogène avant intervention sur
l'alternateur
* L'Autorité de sûreté nucléaire (ASN)
a procédé à une inspection le mercredi 23
janvier à la suite de l'incident du 21 janvier. Les inspecteurs
ont examiné les causes de l'incident ainsi que son déroulement.
Suite à cette inspection, l'Autorité de sûreté
nucléaire a soumis le redémarrage du réacteur
à la transmission par EDF de éléments démontrant
la remise en conformité des matériels mis en cause
à l'origine et au cours de l'incident.
Par ailleurs, elle a demandé à EDF de fournir des
explications sur les anomalies constatées dans sa gestion
de la maintenance des onduleurs, à l'origine de l'incident,
ainsi que les dispositions prises pour éviter leur renouvellement.
Elle a également demandé à EDF de lui transmettre
les résultats de son analyse de l'application incorrecte
des consignes de conduite en situation d'incident, ainsi que le
retour d'expérience qui en sera fait.
EDF devra enfin fournir un relevé des ordres intempestifs
émis suite à la réalimentation trop rapide
du système de commande et de surveillance au début
de l'incident, ainsi qu'une information sur l'origine de l'endommagement
de la motopompe ASG.
En raison du nombre important des défaillances de matériels
et d'une application incomplète des consignes de conduite
incidentelle, l'incident a été classé au
niveau 2 de l'échelle INES.