Jeudi matin à 7h30, l'alarme générale du site de St-Laurent s'est déclenchée. L'origine du déclenchement provenait des sondes de surveillance des citernes d'ammoniaque stockées sur le site hors zone nucléaire. Ces citernes alimentent la station de monochloramine mise en place en 2010, ce qui permet d'assurer le traitement de l'eau des tuyauteries contre les micro-organismes. Très rapidement, les pompiers sont intervenus et l'ensemble des personnes travaillant sur le site a été regroupé comme le demandent les procédures. Les nombreuses mesures de contrôles effectuées ont confirmé l'absence de toute fuite d'ammoniaque. Après investigations, c'est un problème électrique qui a fait déclencher les alarmes intempestivement. Dès 9H40 tout le personnel a pu regagner les postes de travail. La préfecture, l'autorité de Sûreté, les mairies avoisinantes et les médias locaux ont été informés de cet incident sans aucune conséquence.
Le 13 mai 2011, l'unité de production n° 2 de la centrale de Saint-Laurent était en cours de redémarrage, après un arrêt programmé pour maintenance et renouvellement d'une partie du combustible.
Durant cette phase de redémarrage, des circuits d'eau distincts assurent en permanence l'évacuation de la puissance résiduelle dégagée par le combustible et le refroidissement de certains équipements, comme des pompes. Lors de cette phase, de nombreux tests, appelés "essais périodiques", sont également menés sur certains matériels, afin de s'assurer leur bon fonctionnement.
Lors du redémarrage, les opérateurs ont constaté que l'un de ces circuits d'eau ne remplissait pas complètement la fonction de refroidissement attendue. Dans le même temps, un essai périodique a permis de détecter le même défaut sur une deuxième voie de ce même circuit, qui remplit la même fonction. Dès la détection de ces deux écarts, les équipes ont réalisé une intervention technique et rétabli le fonctionnement du circuit d'eau concerné.
Cet événement n'a eu aucune conséquence sur la sûreté des installations, car le refroidissement de l'installation a toujours été assuré. Cependant, il constitue un écart aux règles d'exploitation.
Pour cette raison, la centrale a déclaré cet événement, le 18 mai 2011, à l'Autorité de sûreté nucléaire, au niveau 1 de l'échelle INES, échelle internationale de classement des événements nucléaires, qui compte 7 niveaux.
Le mercredi 23 mars 2011, en début d’après midi, lors des contrôles systématiques effectués en sortie de zone nucléaire de la centrale de Saint-Laurent, des traces de contamination interne ont été détectées sur un salarié EDF intervenant en zone nucléaire. Après analyses, et en prenant les hypothèses les plus pénalisantes, le niveau d’exposition interne ne dépassait pas le 1/40è de la limite réglementaire annuelle, fixée à 20mSV* pour tous les intervenants en zone nucléaire.
Le salarié exerçait une opération de surveillance d’un chantier au fond de la piscine du réacteur de l’unité de production n° 2. Il a été pris en charge par le service médical qui a mené les premières analyses et a pu rentrer à son domicile.
Dès jeudi matin le service médical a constaté la complète élimination naturelle de la contamination suite au traitement administré.
Conformément aux procédures habituelles, une analyse est en cours afin d’identifier la cause de la contamination.
L’Autorité de sûreté nucléaire, la CLI et les pouvoirs publics ont été informés de l’événement.
* Le sievert (Sv) estime l’effet du rayonnement sur l’homme. Les expositions s’expriment généralement en mSv. L’exposition moyenne annuelle naturelle d’un individu est de 2,4 mSv.
Suite à des mélanges de graisses, détectés dans des servomoteurs électriques* de différents centres nucléaires de production d’électricité (CNPE), la direction du parc nucléaire d’EDF a décidé de lancer des contrôles lors des arrêts pour rechargement de toutes les unités de production.
Les contrôles réalisés dans ce cadre sur l'unité de production n°1 par les techniciens du CNPE de Saint-Laurent ont effectivement mis en évidence cet écart.
Il a pour origine le mélange de deux graisses. En effet, si chacune des graisses est homologuée, le mélange de celles-ci au sein des servomoteurs ne l’est pas.
Concernant cet écart, l’opération de maintenance pour remettre en conformité les matériels concernés a été réalisée à l’occasion du dernier arrêt de l'unité n°1 (de mai à mi-juillet).Cette opération de maintenance sera réalisée sur l’unité de production n°2 lors de son futur arrêt programmé en 2010.
Cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté. Le fonctionnement des matériels n’a pas été mis en défaut. Comme il s’agit d’un écart à la réglementation, il a été déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire le 27 juillet 2009 et classé au niveau 1 de l’échelle INES (qui compte sept échelons)
* Servo-moteurs (situés dans le bâtiment réacteur) : une vanne dotée d’un servo-moteur est actionnable à distance grâce à un moteur électrique.
Le réacteur n°2 de la centrale de Saint-Laurent est à l’arrêt depuis le 7 mars dans le cadre d’un arrêt pour rechargement de combustible et des opérations de maintenance.
Le redémarrage d'un réacteur passe par des étapes successives.
Elles consistent, notamment, à chauffer l'eau et augmenter la pression du circuit primaire pour atteindre une valeur de 155 bar.
Le vendredi 1er Mai à 11h00, lors des opérations de redémarrage, les équipes de conduite ont constaté, que la pression du circuit primaire affichait des valeurs supérieures aux règles d’exploitation.
La pression est montée à 160,5 bar pendant plusieurs minutes, alors que les règles d'exploitation demandent de ne pas dépasser 155 bar.
Dès la détection de l’écart les opérateurs ont ramené la pression du circuit primaire au niveau requis.
Cet écart n'a eu aucune conséquence sur la sûreté et le fonctionnement des installations, et les opérations de redémarrage ont continué normalement.
Il a été déclaré le 5 mai à l’Autorité de Sûreté Nucléaire au niveau 1 de l’échelle INES, en raison du non respect des règles d'exploitation.
Chaque centrale nucléaire déclare les évènements liés à son exploitation.
L'échelle INES *, adoptée depuis 1991, permet d'en évaluer l'importance.

* Cette échelle, établie par l'institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire met en place un langage commun pour évaluer la gravité d'un incident ou d'un accident survenu dans une centrale nucléraire; l'échelle se compose de 7 niveaux, le septième étant le plus grave.
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