GAZETTE NUCLEAIRE
Parlons Sûreté

     Notre correspondant auprès de la centrale de Belleville nous adresse des nouvelles en direct de la centrale et de sa CLI. Il est important de souligner qu'on y a parlé des incidents sur les grappes de contrôle. On y a évoqué le problème du personnel. La CLI a renouvelé sa demande d'enquête épidémiologique. En particulier avant la distribution d'iode un état de la santé des population serait un bien. De plus en cas d'incident avec rejet ce serait plus facile pour estimer les effets du rejet. De toute fa çon une centrale ayant une autorisation de rejet liquide et gazeux, autorisation limitée par des estimations de risque potentiel, c'est une voie responsable d'essayer d'estimer les effets de ces rejets.
     La CLI fonctionne grâce à la présence d'associations écologistes très actives. C'est effectivement la bonne méthode, il faut interroger sans relâche et exiger des réponses pour que la sûreté et donc la sécurité des populations soit à un niveau suffisant..
     EdF doit encore faire des progrès dans ces rapport avec les Commissions locales. De même la DSIN doit aussi prendre des contacts. Il serait très intéressant que les CLI aient plus de contacts avec le CSSIN (chargé de l'information).
     Nous soulignerons que des progrès sont encours mais il faut persévérer pour que ce soit vraiment mieux.
     En tout cas je remercie mes correspondants sur site qui me permettent de mieux suivre ce qui se passe dans notre parc.
     Tout va bien sur le front du nucléaire?
     Oui et non: 		suite:
     Des défauts apparaissent, défauts dits génériques donc affectant un palier tout entier ou partie. Il s'agit pour l'essentiel d'un défaut de surveillance qui n'a pas conduit à l'incident mais dénote un relâchement EdF, heureusement compensé par la vigilance de la DSIN.
     - tenue aux séismes non conforme,
     - mauvais fonctionnement des grappes de commandes sur les 1300 MWé
     De même nous vous avions fait part des problèmes des grappes de commande. Finalement EdF est revenu à la conception des 1300 Mwé.
     Deux points important viennent de se concrétiser.
     - les autorisations de rejets radioactif (sauf pour le tritium) ont été réduites d' un facteur 5.
     - les autorisations de rejets chimiques sont publiés en même temps que la partie radioactive.
     Le point a également été fait sur Superphénix. Depuis ce papier l'autorisation de faire une incursion à 90 % a été acceptée par la DSIN mais comme SPX va de petits arrêts en petits arrêts il n'est pas sûr qu'il puisse faire ce fonctionnement avant janvier 97, date à laquelle on va enfin introduire les assemblages acier destinés à rendre SPX moins surgénérateur (est-il seulement producteur d'électricité...). Il est vrai que pour réaliser cette opération, il faut que l'APEC (Atelier Pour l'Évacuation du Combustible) ait l'autorisation de fonctionner!! Quant à la suite, on verra plus tard.
     Avouez qu'on a tout de même de la chance. Ce qu'on peut regretter c'est que le rapport de la Cour des comptes sur SPX soit finalement lettre morte. Et pourtant... 
     p.5

Direction de la sûreté des installations nucléaires
17 juillet 1996
Communiqué
     Le Directeur de la Sûreté des Installations Nucléaires vient de reclasser au niveau 2 de l'échelle INÈS deux incidents qui avaient été dans un premier temps classés au niveau 1 de cette échelle.
     Le premier touche potentiellement l'ensemble du palier 900 MWé sauf les sites de Bugey, Cruas et Fessenheim. Il est relatif à une tenue au séisme non conforme au rapport de sûreté de l'enveloppe en béton (appelée puits de cuve) qui entoure la cuve du réacteur pour la protéger. Sa mise en évidence remonte au 13 mai1996.
     Le deuxième est susceptible de toucher plusieurs réacteurs du palier 1300 MWé. Il s'agit d'un blocage inexpliqué en position haute de l'une des grappes de commande du réacteur de Belleville1 le 6 avril 1996. Un blocage analogue s'était aussi produit sur le réacteur de Paluel 3 le 14 octobre 1995.
     Ci-joint une description de chacun de ces événements, disponible dans l'après-midi du 17 juillet 1996 sur 3614 Magnuc (rubrique Flash).

Anomalies génériques
     Desserrage des barres de précontrainte des butées latérales des puits de cuve (réacteurs de 900 MWé).
     Le 13 mai 1996, à l'occasion de l'arrêt pour visite partielle et rechargement en combustible en combustible du réacteur B1 de Chinon, l'exploitant à découvert, lors d'un contrôle du génie civil, que des barres de précontraintes des butées latérales du puits de cuve étaient desserrées.
     Le puits de cuve est une enveloppe en béton qui supporte la cuve du réacteur. Il repose sur le radier et s'appuie latéralement sur le béton recouvrant le radier par 18 butées.
     Chaque butée est rendue solidaire du béton par huit barres d'ancrage précontraintes. Ce dispositif a pour but de reprendre les efforts horizontaux qui pourraient être générés lors d'un séisme et de protéger ainsi la cuve du réacteur.
     Plusieurs de ces barres ont été trouvées desserrées et corrodées, remettant en cause la tenue au séisme du puits de cuve du réacteur.
     A la suite de cet incident, la DSIN a demandé à EDF:
     - de lui transmettre le programme et l'échéancier des actions engagées par EDF pour identifier l'origine des anomalies, analyser les enjeux de sûreté et définir les contrôles et les actions correctives à mettre en oeuvre;
     - de préciser sa stratégie vis-à-vis de la tenue des puits de cuve au séisme figurant dans le rapport de sûreté;
     - de contrôler tous les réacteurs concernés dès le prochain arrêt, et de procéder avant divergence à une remise en état partielle acceptable du point de vue de la sûreté;
     - de contrôler les réacteurs 1 et 4 de Tricastin au cours de l'été, leur prochain arrêt étant trop lointain.
     Tous les réacteurs de 900 MWé pourraient être concernés sauf ceux de Bugey et Fessenheim, qui sont d'un palier spécifique, le CPO, et ceux de Cruas dotés d'une protection antisismique renforcée, ce qui fait 24 réacteurs au total.
     A la mi-juillet, dix réacteurs avaient été contrôlés: ils présentaient tous le même défaut à des degrés variables, et ont fait l'objet des remises en état partielles demandées. Ce sont ceux de Blayais 2 et 4, Chinon B 1 et B3, Dampierre 4, Gravelines 1, 3 et 6, Saint-Laurent B2 et Tricastin 2.
     En raison de la dégradation d'un matériel mettant en cause les exigences de tenue au séisme figurant dans le rapport de sûreté et d'une lacune dans le programme de surveillance, cet incident, qui avait été classé initialement au niveau 1 de l'échelle INÈS, a été reclassé au niveau 2 de cette échelle.

Mauvais fonctionnement des grappes de commande (réacteurs de 1300 MWé)
Blocage d'une grappe de commande lors d'arrêts de réacteurs à Belleville et Paluel.
     Le 6 avril 1996, alors que le réacteur 1 de Belleville était en
puissance, une grappe de commande (sur les 65 qui équipent ce type de réacteurs) est restée bloquée en position haute, lors d'un arrêt automatique du réacteur provoqué par le non-respect d'une procédure d'essai périodique.

suite:
     Pour contrôler la réaction nucléaire dans le coeur du réacteur, l'exploitant dispose de deux moyens principaux:
     - ajuster la concentration en bore du circuit primaire, le bore ayant la propriété d'absorber les neutrons produits par la réaction nucléaire;
     - introduire les grappes de commande dans le coeur ou les en retirer, les grappes de commande contenant des matériaux absorbant les neutrons. La chute des grappes de commande permet d'arrêter immédiatement la réaction nucléaire.
     Afin de vérifier le bon fonctionnement des matériels, l'exploitant réalise des essais périodiques. Dans le cas présent, lors d'un essai bimensuel de manoeuvrabilité des grappes de commande, une grappe a été, par erreur, introduite trop profondément dans le coeur. Dans cette configuration anormale des grappes de commande, le système de surveillance de répartition du flux neutronique a détecté une anomalie et a déclenché l'arrêt automatique du réacteur. Au cours de cet arrêt automatique, une grappe est restée bloquée en position haute, au lieu de chuter. La réaction nucléaire a été néanmoins étouffée, car une telle anomalie a été prévue à la conception du système d'arrêt automatique du réacteur. Lors des essais de chute de grappes effectués par l'exploitant après l'incident, afin d'identifier l'origine du blocage, l'anomalie ne s'est pas reproduite.
     Un incident similaire, de blocage d'une grappe de commande lors d'une séquence d'arrêt d'urgence, a déjà eu lieu sur le réacteur 3 de Paluel, le 14 octobre 1995. Toutefois, contrairement à l'incident de Belleville, l'arrêt d'urgence de Paluel n'était pas requis du point de vue de la sûreté. L'origine de ces deux cas de blocage à caractère fugitif reste à ce jour inconnue. En particulier, l'expertise du mécanisme de la grappe de commande de Paluel, confiée à un prestataire chez lequel la DSIN a effectué une visite de surveillance le 20 mars 1996, n'a pas permis d'identifier les causes du blocage.
     Une surveillance du bon fonctionnement des grappes de commande du réacteur 1 de Belleville a été mise en place par l'exploitant afin de détecter, de manière précoce, tout signe précurseur d'un éventuel blocage. Par ailleurs, le mécanisme de commande de la grappe incriminée sera démonté et expertisé dès le prochain arrêt pour rechargement qui aura lieu en octobre 1996. En complément, la DSIN a demandé à l'exploitant, le 25 avril 1996, de lui proposer un programme renforcé d'essais et de contrôles de la bonne manoeuvrabilité de toutes les grappes, notamment lors des arrêts automatiques, et de l'informer des investigations menées pour déterminer les causes des blocages de grappes à caractère fugitif, tels que ceux survenus à Belleville et Paluel.
     En raison de la défaillance d'un système de sauvegarde, au moment où il était requis pour la sûreté du réacteur, l'incident de Belleville, dans un premier temps classé au niveau 1 de l'échelle INES, a été reclassé par le directeur de la sûreté des installations nucléaires au niveau 2.

Autres anomalies affectant les grappes de commande
     D'autres anomalies affectant les grappes et se traduisant par des déplacements incontrôlés de celles-ci (chutes partielles ou déplacements insuffisants lors de manoeuvres) ont été constatées sur le site de Belleville, ainsi que sur ceux de Cattenom, Flamanville, Golfech, Nogent-sur-Seine et Saint-Alban en 1995 et 1996. Des anomalies de même type, mais provenant de problèmes techniques différents, étaient également apparues en Corée, sur la centrale de Kori en 1984 et en Chine, sur la centrale de Daya Bay en 1995.
     Concernant ces anomalies à caractère récurrent, les investigations menées par l'exploitant conduisent à mettre en cause le fonctionnement des mécanismes de commande qui équipent les grappes des réacteurs de 1300 MWé. La DSIN veille à ce que l'exploitant lance, dans des délais acceptables, les actions appropriées pour éliminer cette cause identifiée de dysfonctionnement des grappes, notamment le remplacement des mécanismes de commande défectueux.

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