L'unité de production n°1 de la centrale de Fessenheim a été mise à l'arrêt le mercredi 9 avril, à 18h50, suite à une fuite sur une tuyauterie d'alimentation en eau au niveau d'un bâtiment industriel, situé dans la partie non nucléaire de l'installation.
     Le diagnostic réalisé par les équipes de la centrale a permis d'identifier l'origine exacte de l'événement. Des matériels électriques ont été endommagés et nécessitent d'être remplacés. L'unité de production n°1 restera à l'arrêt le temps d'effectuer le remplacement de ces matériels.
     L'Autorité de sûreté nucléaire, les pouvoirs publics et la commission locale d'information ont été informés.
     L'unité de production n°2 fonctionne normalement.
     QUESTIONS  initiales restées  sans réponse directe
     1) Puisque "Le diagnostic réalisé par les équipes de la centrale a permis d'identifier l'origine exacte de l'événement." peut-on connaître l'origine de la fuite ayant conduit à l'arrêt du réacteur 1?
     2) il est signalé "Des matériels électriques ont été endommagés et nécessitent d'être remplacés". Comment ont -ils pu être endommagés? tuyauterie en altitude? autre raison?
     3) l'arrêt est tout de même important puisque la fuite a été détectée le 9 avril (dans un bâtiment non nucléaire) et le réacteur est toujours à l'arrêt le 14 avril: pièces détachées ou .......
 
 
     Thème : Suites de l’inondation interne du 09/04/2014
     (..)
     Synthèse de l’inspection
     L’inspection réactive du 10 avril 2014 visait à analyser la gestion par l’exploitant et à constater les conséquences de l’inondation interne survenue le 9 avril 2014 à 17h00 dans la partie non nucléaire de l’installation qui a endommagé des systèmes électriques de sauvegarde et conduit à la mise à l’arrêt du réacteur n°1.
     Les inspecteurs ont débuté leur inspection en salle afin de revenir sur la chronologie des évènements. Ils ont examiné l’organisation mise en place par l’exploitant au cours de l’incident et sa conduite de la mise à l’arrêt du réacteur. Les inspecteurs se sont ensuite rendus dans les locaux impactés par l’arrivée d’eau ainsi qu’en salle de commande. Ils ont échangé avec les différentes équipes de conduite pour connaître leurs méthodes de remplissage du circuit de réfrigération à l’origine de l’inondation et analyser leurs actions au cours de l’incident.
     Cette inspection a mis en évidence des lacunes dans le processus de remplissage du circuit concerné.
      Chronologie de l’incident 
     En concomitance de plusieurs alarmes de défaut d’isolement électrique apparues en salle de commande, une présence d'eau a été détectée le 09/04/2014 à 17h00  par les agents de l'équipe de quart au niveau 15 mètres (15m) dans le couloir d'accès à la salle de commande du réacteur n°1 depuis le local de ventilation DCC. Les agents ont également constaté que cette eau a ruisselé dans des locaux des niveaux inférieurs (11m, 7m et 4m).

     Cette présence d'eau avait pour origine une opération d’appoint d’eau au réservoir 1SNO001BA initiée environ vingt minutes plus tôt depuis la salle de commande. Le circuit SNO est un circuit intermédiaire situé en salle des machines, utilisé pour la réfrigération des équipements de la partie non nucléaire. Cette opération d’appoint d’eau a été immédiatement stoppée, ce qui a mis fin à l’écoulement.
     À l’origine de l’incident, l’appoint en eau du réservoir 1SNO001BA s’est prolongé et a conduit au débordement du réservoir via une tuyauterie de trop-plein. Or cette tuyauterie d’évacuation du trop-plein était obstruée par de la limaille au niveau 0m, comme ont pu le constater les inspecteurs. Cette tuyauterie d’évacuation s’est donc remplie, puis l’eau s’est écoulée depuis les récupérateurs des vidanges du circuit de ventilation DCC, situées dans le local de ventilation précité au niveau 15m. 
     À l’apparition des alarmes et en application des règles générales d’exploitation, le réacteur n°1 a été mis à l’arrêt.
     Dans le cadre de la gestion de l’incident, l’astreinte Direction a déclenché le Plan d'Appui et de Mobilisation Gestion d'Aléa Technique (PAM GAT). Une organisation de crise de conduite (ELC1) était parallèlement gréée en salle de commande renforcée d’un Ingénieur Sûreté (IS) et d’un chef d’exploitation (CE) supplémentaires qui partageaient les diagnostics de l’équipe de conduite. 
     L’exploitant évalue le volume total d’eau écoulée à 3 m³, réparti sur le sol du niveau 15 m et par ruissellement aux locaux des étages inférieurs.  Les éclaboussures d’eau constatées sur certaines armoires électriques des locaux des niveaux inférieurs sont à l’origine des alarmes apparues en salle de commandes. L’eau répandue a été aspirée par le personnel de l’exploitant dès sa détection. La mise à l’arrêt du réacteur engagée le jour de l’inspection va permettre à l’exploitant de procéder au remplacement et à la requalification des matériels électriques impactés par l’événement.
     Cet événement n’a pas eu de conséquence sur le personnel ni sur l’environnement de l’installation. En raison de la dégradation de matériels de protection qui a conduit à l’arrêt du réacteur n°1, il a été classé au niveau 1 de l'échelle internationale des événements nucléaires INES.
     A. Demandes d’actions correctives
     La tuyauterie de trop-plein du réservoir 1SNO001BA donne sur un collecteur commun débouchant vers un caniveau SXS (exhaure secondaire). Ce collecteur était obstrué par 80 cm de limaille (boue et rouille) empêchant l’écoulement vers SXS. 
     Demande n°A.1 a : Je vous demande de vous assurer de l’absence d’obstruction des différents collecteurs débouchant dans les caniveaux de récupération des deux réacteurs. 
     Demande n°A.1 b : Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant l’incident, je vous demande d’analyser les causes profondes de cette obstruction ainsi que le caractère transposable de cet incident sur d’autres équipements de l’installation. Vous présenterez les actions correctives découlant de cette analyse.
     Les inspecteurs ont interrogé différents opérateurs quant à l’opération d’appoint d’eau. Ils ont noté que le niveau final d’eau visé n’est connu que de mémoire. De plus, ils ont relevé que les opérateurs ne s’accordent ni sur le niveau final visé ni sur le niveau de trop-plein. Faute d’indication du niveau de trop-plein en salle de commande, l’équipe de conduite n’a pas pu détecter le débordement du réservoir 1SNO001BA.
     Demande n°A.2 : Je vous demande de faire les investigations nécessaires pour connaître précisément le niveau du trop-plein du réservoir 1SNO001BA et de reporter cette mention dans une procédure dédiée aux deux réacteurs.

     B. Compléments d’information
     Opération d’appoint en eau du réservoir 1SNO001BA
     Les différents opérateurs des équipes de conduite rencontrés par les inspecteurs ont indiqué que l’opération d’appoint du réservoir SNO se faisait régulièrement, environ 1 à 2 fois par semaine, sans procédure particulière. Les opérateurs ont indiqué aux inspecteurs que cet appoint en eau est une opération relativement longue, de plusieurs dizaines de minutes. Les inspecteurs n’ont relevé la trace écrite de cet appoint qu’à deux reprises dans le cahier de quart au cours de l’année 2014, dont celui relatif à l’incident, à 16h40 le 09/04/2014.
     Demande n°B.1 : Je vous demande de me transmettre la procédure d’appoint du réservoir 1SNO001BA, de me préciser la fréquence de cette opération et de me justifier le cas échéant l’absence de sa traçabilité sur le cahier de quart.
     Les inspecteurs ont constaté que l’ergonomie du capteur de niveau d’eau rapporté en salle de commande est perfectible: aucune action automatique ne stoppe l’appoint contrairement à ce que pourrait laisser penser l’interface homme-machines IHM en salle de commande (présence d’une flèche verte qui habituellement signifie la mise en place d’une action automatique de sauvegarde à l’atteinte du niveau). 
     Demande n°B.2 : Je vous demande d’engager une étude sur l’amélioration de l’ergonomie des capteurs de niveaux d’eau rapportés en salles de commande 1 et 2 en cohérence avec la procédure de remplissage des deux réacteurs. Les indications de niveaux bas, haut ainsi que de trop-plein pourraient par exemple figurer. 
 
     Repli du réacteur n°1
     Vous indiquez dans la description de l’événement que parmi les alarmes apparues dès 17h00, l'alarme 1RGL509AA ainsi qu’un essai non concluant de manœuvre des grappes de commande RGL (Commande de Grappes de Contrôle) vous ont conduit à considérer les grappes de commande non disponibles et à poser l'évènement STE RGL2 de groupe 1. Au cours des investigations simultanées dans les locaux impactés par le ruissellement d’eau, les éclaboussures d’eau constatées sur les relais des armoires de protection RPR AAR voie A vous ont conduit ensuite à poser l’événement STE RPR3 de groupe 1. 
     Demande n°B.3 : Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant l’incident, je vous demande d’analyser la disponibilité de l’arrêt manuel par chute des grappes de commande RGL pendant toute la durée de l’événement.
     Demande n°B.4 : Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant l’incident, je vous demande de me transmettre un plan des locaux impactés par les infiltrations d’eau.
     Vous préciserez sur le plan la localisation des armoires de protection voie A et voie B. 
     En application du chapitre III des règles générales d’exploitation, le cumul d’indisponibilités de groupe 1 vous a conduit à amorcer la mise à l’arrêt du réacteur. Les grappes de commandes RGL n’étant pas manœuvrables, seule la borication a été utilisée pour baisser la puissance primaire du réacteur. 
     Demande n°B.5 : Dans le compte-rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant l’incident, je vous demande de me présenter votre retour d’expérience quant au choix de suivre la procédure de conduite normale du réacteur selon le chapitre III des règles générales d’exploitation, comparativement à la procédure de conduite incidentelle/accidentelle du chapitre VI des règles générales d’exploitation. 
     L’eau s’est écoulée entre les différents locaux via les gaines MECATISS. Vous avez indiqué aux inspecteurs avoir engagé le remplacement des gaines impactées par cet écoulement.
     Demande n°B.6 : Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant l’incident, je vous demande de me préciser l’étendue du remplacement des gaines impactées.

     Au cours du repli du réacteur, la température du fluide primaire est descendue en deçà de la limite prévue par les règles générales d’exploitation. Vos représentants ont indiqué que le réacteur était encore couplé au réseau électrique et que cette baisse de température était imputable à un accroissement de la demande de production d’électricité. 
     Demande n°B.7 : Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant l’incident, je vous demande de me préciser les modalités de découplage du réacteur du réseau électrique au cours d’une mise à l’arrêt. Vous me préciserez les mesures prises pour éviter le renouvellement de cet écart.

     C. Observations; Pas d’observation.
 
     Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points dans un délai qui ne dépassera pas deux mois. Je vous demande de bien vouloir identifier clairement les engagements que vous seriez amené à prendre et de préciser, pour chacun d’eux, l’échéance de sa réalisation.

     Le 11 avril 2014, l’exploitant de la centrale nucléaire de Fessenheim a constaté qu’une vanne qui participe à l’isolement de l’enceinte de confinement du bâtiment du réacteur n°1 était inétanche depuis 22 jours.
     L'enceinte de confinement est un bâtiment en béton à l'intérieur duquel se trouvent notamment la cuve du réacteur, les générateurs de vapeur et le pressuriseur. Elle constitue la troisième des trois barrières de confinement existant entre les produits radioactifs contenus dans le cœur du réacteur et l'environnement (la gaine du combustible constitue la première barrière et le circuit primaire la deuxième). De nombreuses canalisations nécessaires au fonctionnement de l’installation traversent cette enceinte. Des vannes, situées de part et d'autre de la paroi de béton, permettent d'obturer chacune des canalisations traversant cette paroi, afin de garantir l’intégrité de la troisième barrière.
     Le 11 avril 2014, l’exploitant a procédé à une manœuvre d’exploitation qui a révélé l’inétanchéité d’une vanne ayant fait l’objet d’une visite de maintenance le 20 mars 2014. Une nouvelle visite de cette vanne a mis en évidence qu’un mauvais réglage de sa commande manuelle était à l’origine de cette inétanchéité. L’exploitant a remis la vanne en conformité, elle est désormais étanche; toutefois, cette remise en conformité est intervenue après le délai imposé par les règles d’exploitation. Une seconde vanne, en série de la vanne mal réglée, assurait en permanence l’étanchéité de l’enceinte.
     Cet événement n’a pas eu de conséquence sur le personnel ni sur l’environnement de l’installation. En raison de la détection tardive de cet événement, il a été classé au niveau 1 de l'échelle internationale des événements nucléaires INES.

     La centrale nucléaire de Fessenheim est à l'arrêt depuis vendredi 18 avril au soir, après des incidents rendant inutilisables ses deux réacteurs, ont indiqué samedi EDF et des organisations hostiles à cette centrale.

     «Il n'y a aucune conséquence pour la sûreté des installations et pour l'environnement», a assuré EDF, pour qui cet arrêt automatique, semblable à celui d'un «disjoncteur», n'est en aucun cas lié à l'âge avancé de cette centrale, la plus ancienne en service du parc nucléaire français. Des équipes ont été mobilisées pour déterminer les causes précises de cet arrêt, a ajouté EDF Fessenheim.
     Cet incident sur son réacteur n° 2 intervient alors que le n°1 se trouve lui-même à l'arrêt depuis le 9 avril, en raison d'une fuite détectée dans sa tuyauterie d'alimentation en eau (également dans la partie non nucléaire de la centrale).
     «Il est temps d'arrêter cet acharnement sur ces vieilles chaudières atomiques à bout de souffle et de plus en plus dangereuses», ont réagi samedi les organisations anti-Fessenheim dans un communiqué, demandant que cet «énième arrêt simultané des réacteurs soit enfin transformé en arrêt définitif».

     Un incident de nature électrique a causé jeudi 24 avril un dégagement de fumée sans départ de feu à la centrale nucléaire de Fessenheim (Haut-Rhin), a-t-on appris auprès des pompiers.
     L'incident est survenu dans la zone non nucléaire de la tranche 1, à l'arrêt, de la centrale aux alentours de 17 heures, ont expliqué les pompiers du Haut-Rhin qui ont évoqué "un problème électrique sur un composant de haute tension, une cellule de 6 kV, une sorte de disjoncteur", confirmant une information des Dernières nouvelles d'Alsace.
     Une longue intervention des pompiers nécessaire
     La centrale a indiqué à l'AFP qu'"un dégagement de fumée s'est produit sur une alimentation d'un tableau électrique dans un local du bâtiment en zone non nucléaire". Tout est rentré dans l'ordre au terme d'une intervention de 30 minutes ont indiqué les pompiers. Le retour à la normale a été confirmé par la centrale. "Les pompiers ont quitté le site peu après 18 heures, estimant que l'incident était clos", a-t-on souligné à la centrale de Fessenheim.
     L'incident a provoqué un dégagement de fumée, mais "pas de dégagement de feu" et entraîné la mobilisation de "moyens standards" pour ce type d'incident ont expliqué les pompiers, sans plus de précision. Conformément aux procédures, "plusieurs véhicules de pompiers" avaient néanmoins été mobilisés et ont dû faire demi-tour alors qu'ils se trouvaient en route pour la centrale, a-t-on indiqué à la centrale de Fessenheim.
     Une fois sur place, les soldats du feu ont "délesté le composant (défaillant) pour réduire la charge sur le circuit", ont-ils indiqué. La centrale nucléaire de Fessenheim avait été mise à l'arrêt le 18 avril, après des incidents rendant inopérationnels ses deux réacteurs. Le réacteur numéro 2 a été recouplé dimanche 20 avril, a-t-on indiqué à la centrale.
     Fessenheim est la doyenne des centrales nucléaires françaises. En service depuis 1977 et dotée de 2 réacteurs d'une puissance de 900 mégawatts chacun, Fessenheim est la seule des 19 centrales françaises dont la fermeture a été annoncée par le président François Hollande, pour fin 2016.
Le HuffPost avec AFP  |  Publication: 24/04/2014 22h35 CEST  |
 
     Fessenheim joue à se faire peur. L’incident du 9 avril est le plus important en conséquences potentielles, mais réussir à avoir 4 incidents est un véritable exploit: trois sur le réacteur 1 stoppé depuis le 9 avril et un autre sur le réacteur 2.

     Attardons nous sur celui du 9 Avril, la lettre de suite est tout à fait éclairante :
     - 1) Présence d’eau détectée à 17h le 9 avril en partie non nucléaire «qui a endommagé des systèmes électriques de sauvegarde et conduit à la mise à l’arrêt du réacteur n°1». Et cette eau avait «pour  origine une opération d’appoint d’eau à un réservoir». En effet: «une présence d'eau a été détectée le 09/04/2014 à 17h00  par les agents de l'équipe de quart au niveau 15 mètres (15m) dans le couloir d'accès à la salle de commande du réacteur n°1 depuis le local de ventilation DCC. Les agents ont également constaté que cette eau a ruisselé dans des locaux des niveaux inférieurs (11m, 7m et 4m).
     Cette présence d'eau avait pour origine une opération d’appoint d’eau au réservoir 1SNO001BA initiée environ vingt minutes plus tôt depuis la salle de commande. Le circuit SNO est un circuit intermédiaire situé en salle des machines, utilisé pour la réfrigération des équipements de la partie non nucléaire. »
     Mais les inspecteurs ont constaté que: «Les différents opérateurs des équipes de conduite rencontrés par les inspecteurs ont indiqué que l’opération d’appoint du réservoir SNO se faisait régulièrement, environ 1 à 2 fois par semaine, sans procédure particulière. Les opérateurs ont indiqué aux inspecteurs que cet appoint en eau est une opération relativement longue, de plusieurs dizaines de minutes.»
     Et que de plus: «aucune action automatique ne stoppe l’appoint contrairement à ce que pourrait laisser penser l’interface homme-machines IHM en salle de commande (présence d’une flèche verte qui habituellement signifie la mise en place d’une action automatique de sauvegarde à l’atteinte du niveau)»
     2) Repli du réacteur
     Vous indiquez dans la description de l’événement que parmi les alarmes apparues dès 17h00, l'alarme 1RGL509AA ainsi qu’un essai non concluant de manœuvre des grappes de commande RGL (Commande de Grappes de Contrôle) vous ont conduit à considérer les grappes de commande non disponibles et à poser l'évènement STE RGL2 (Spécification Technique d’Exploitation) de groupe 1. Au cours des investigations simultanées dans les locaux impactés par le ruissellement d’eau, les éclaboussures d’eau constatées sur les relais des armoires de protection RPR AAR voie A vous ont conduit ensuite à poser l’événement STE RPR3 de groupe 1.
     Et pour finir ce problème de chute des barres:
     «En application du chapitre III des règles générales d’exploitation, le cumul d’indisponibilités de groupe 1 vous a conduit à amorcer la mise à l’arrêt du réacteur. Les grappes de commandes RGL n’étant pas manœuvrables, seule la borication a été utilisée pour baisser la puissance primaire du réacteur.»
     Donc à la place il a été employé de l’eau borée au point que: «Au cours du repli du réacteur, la température du fluide primaire est descendue en-deçà de la limite prévue par les règles générales d’exploitation. Vos représentants ont indiqué que le réacteur était encore couplé au réseau électrique et que cette baisse de température était imputable à un accroissement de la demande de production d’électricité. 
     Demande n°B.7: Dans le compte rendu de l’évènement significatif relatif à la sûreté concernant l’incident, je vous demande de me préciser les modalités de découplage du réacteur du réseau électrique au cours d’une mise à l’arrêt. Vous me préciserez les mesures prises pour éviter le renouvellement de cet écart.»
     Force est de constater le sang froid des opérateurs et de les féliciter. Par contre n’avoir pas prévu la maintenance d’un trop plein en plus découvert rempli de boue et de limaille montre qu’il y a du laisser-aller sur ce qui n’est pas Important pour la Sûreté mais qui décide de cette nomenclature? EDF sauf erreur.
     Au total on a risqué gros et gagné de toute façon un arrêt de plus d’un mois pour tout remettre en état: changement de câbles, remise en état des armoires...
     Finalement Fessenheim est reparti le 28 Mai soit 7 semaines d’arrêt: beaucoup pour un défaut de maintenance, mais «tout aille bien» commente EDF......