Non-respect des spécifications techniques d’exploitation du réacteur 6 de la centrale nucléaire de Gravelines

Le 25 juin 2019, l’exploitant de la centrale nucléaire de Gravelines a déclaré à l’ASN un événement significatif pour la sûreté, relatif au non-respect des spécifications techniques d’exploitation du réacteur 6 concernant le dépassement de la concentration maximale en bore du circuit primaire.

Le bore, présent dans l’eau du circuit primaire sous forme d’acide borique dissous, permet de modérer, par sa capacité à absorber les neutrons, la réaction en chaîne. La concentration en bore est ajustée pendant le cycle en fonction de l’épuisement progressif du combustible en matériau fissile. Sa concentration doit être suivie ; lorsque sa concentration est trop élevée, le bore atteint sa limite de solubilité et peut cristalliser autour des crayons de combustibles et des éléments internes de la cuve. En conséquence, le refroidissement du cœur ne serait alors plus correctement assuré.

Depuis le 1^er juin 2019, le réacteur 6 est à l’arrêt pour maintenance et rechargement d’une partie du combustible. Le 23 juin 2019, le rechargement du combustible est achevé, le réacteur est en phase de redémarrage. Après un premier contrôle de la concentration en bore du circuit primaire (2975 ppm), les opérations d’éventage et de montée en pression du circuit, par injection d’eau contenant du bore, sont réalisées. Trois heures après le début des opérations, un opérateur, qui suit les paramètres chimiques du circuit primaire, constate que la concentration en bore est anormalement élevée (3120 ppm). Conformément aux spécifications techniques d’exploitation, la conduite à tenir est alors de retrouver une concentration en bore inférieure à 3075 ppm sous 8 heures.

Afin de la baisser la concentration en bore, l’appoint en eau du circuit primaire est réalisé à partir d’un réservoir dont la concentration en bore est plus faible. Ce n’est que 12 heures 30 plus tard que la concentration en bore mesurée redevient inférieure à 3075 ppm. La conduite à tenir prescrite par les spécifications techniques d’exploitation n’a donc pas pu être respectée.

Cet événement n’a pas eu de conséquence sur les installations, les personnes et l’environnement. Toutefois l’événement ayant affecté la fonction de sûreté liée au refroidissement du réacteur, l’ASN le classe au niveau 1 de l’échelle INES (échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques, graduée de 0 à 7 par ordre croissant de gravité).

Une première analyse montre que cet événement est dû à une incompatibilité entre l’activité d’éventage et de pressurisation du circuit primaire, nécessitant un volume conséquent d’apport en eau, et la concentration élevée en bore de l’eau utilisée pour cette opération.