Le 12 mai 1998, vers 20h00, alors que le réacteur était à l'arrêt depuis le 7 mai, une fuite d'eau d'un débit estimé à environ 30 m³ par heure a été détectée sur le circuit de refroidissement à l'arrêt (circuit RRA).
     Ce circuit assure, lors des phases d'arrêt du réacteur, la circulation d'un niveau d'eau minimal dans le circuit primaire, afin d'assurer le refroidissement du combustible présent dans le coeur du réacteur. Il est constitué de deux voies redondantes.
     La fuite a été arrêtée par isolement d'une des voies du circuit RRA, vers 5 h 00 du matin, le 13 mai1998.
     Elle a entraîné un écoulement d'eau du circuit primaire dans les puisards du bâtiment du réacteur. L'eau ayant été entièrement collectée dans le bâtiment du réacteur, cet incident n'a eu aucune conséquence sur l'environnement.
     Les investigations menées par l'exploitant sur le tronçon défaillant du circuit RRA ont mis en évidence une fissure de 180 mm sur une soudure de ce tronçon.
     Le réacteur est actuellement à l'arrêt. Il est correctement refroidi par la voie restée intacte du circuit RRA et il n'y a à ce jour aucun risque pour les populations.
     Des investigations complémentaires sont actuellement menées par l'exploitant pour déterminer la nature et la durée de la réparation et définir dans quel état du réacteur doit être menée la réparation pour garantir à la fois la sûreté du réacteur et la sécurité des intervenants. Les propositions de lrité de sûreté.
     En raison de l'apparition d'une fuite importante qui a entraîné une perte de fluide de refroidissement primaire, cet incident a été classé au niveau 2 de l'échelle INÈS qui en comporte 7

     Le 12mai 1998, vers 20h00, alors que le réacteur était à l'arrêt à froid depuis le 7 mai, une fuite d'eau d'un débit estimé à environ 30 m³ par heure a été détectée sur le circuit de refroidissement à l'arrêt (circuit RRA).
     Ce circuit assure, lors des phases d'arrêt à froid du réacteur(pression faible, température faible), la circulation d'un niveau d'eau minimal dans le circuit primaire, afin d'assurer le refroidissement du combustible présent dans le coeur du réacteur. Il est constitué de deux voies redondantes.
     La fuite a été arrêtée par isolement d'une des voies du circuit RRA, vers 5h00 du matin, le 13 mai 1998. Elle a entraîné un écoulement d'eau du circuit primaire dans les puisards du bâtiment du réacteur. L'eau ayant été entièrement collectée dans le bâtiment du réacteur, cet incident n'a eu aucune conséquence sur l'environnement.
     Le réacteur est actuellement à l'arrêt. Il est correctement refroidi par la voie restée intacte du circuit RRA et il n'y a à ce jour aucun risque pour les populations.
     Les investigations menées par l'exploitant sur le tronçon défaillant du circuit RRA ont mis en évidence une fissure de 180 mm sur une soudure de ce tronçon.
     Il a été décidé par l'exploitant, avec l'accord de l'Autorité de sûreté:
- de remplacer le tronçon accidenté par un tronçon neuf
- de procéder à cette réparation en arrêt normal sur générateurs de vapeur. Dans cet état, le coeur du réacteur sera refroidi par les générateurs de vapeur de façon redondante et durable, c'est-à-dire dans des conditions tout à fait satisfaisantes au plan de la sûreté. Hors des périodes de production d'électricité ou d'entretien, cet état d'arrêt est le plus couramment utilisé

     A la suite de l'incident survenu le 12 mai 1998 sur le réacteur n^o l de la centrale nucléaire de Civaux (Vienne) lors duquel une fuite d'eau importante s'était produite sur l'une des deux voies redondantes du circuit de refroidissement à l'arrêt (RRA), la DSIN a souhaité qu'une exploitation détaillée du retour d'expérience de la gestion de cet événement soit menée, aussitôt que le retour à un état pleinement satisfaisant de sûreté serait atteint sur ce réacteur. En effet, cet événement a conduit à une mobilisation importante et prolongée de l'exploitant EDF et de l'Autorité de sûreté, et il convient d'examiner les conditions dans lesquelles l'organisation de crise aurait pu être mobilisée différemment au regard des constats et des difficultés observés au cours du traitement de cet incident.
     Les faits relatifs au déroulement technique de la gestion de cet événement sont décrits dans les communiqués MAGNUC et ceux de presse des 13 et 28 mai.
     L'événement se caractérise par une phase aiguë, pendant la nuit de 12 au 13 mai jusqu'à l'isolement de la fuite du circuit RRA, suivie d'une phase prolongée (plusieurs semaines, dont 5 jours de mobilisation intense dès le 13 mai) au cours de laquelle le refroidissement du coeur n'était pas assuré de façon redondante. L'événement s'est produit dans un contexte déjà chargé dans l'actualité du nucléaire (problème de contamination des transports de combustibles OSéS), mobilisant déjà fortement les moyens de la DSIN et d'EDF.
     EDF a rapidement mis en place une organisation lourde, à l'instar de ce que prévoit le plan d'urgence interne (PUI) de la centrale nucléaire, pendant la phase aiguë et les 5 jours qui ont suivi, sans toutefois déclencher formellement le PUI qui aurait alors conduit à l'alerte des pouvoirs public, et en particulier la mobilisation générale de l'organisation de crise de l'autorité de sûreté. Il en a résulté une dissymétrie par mobilisation seulement partielle et différée de l'organisation de crise des pouvoirs publics (préfecture, DSIN, IPSN).
     Plus précisément, le directeur du parc nucléaire d'EDF s'est limité à informer le directeur de la DSIN le 13 mai vers 3 h 00, en lui indiquant qu'une fuite d'eau primaire était encours sur la tranche 1, qu'EDF mobilisait d'importants moyens pour isoler cette fuite et que le déclenchement du PUI n'était pas à envisager avant un délai d'environ 2h. L'isolement de la fuite vers 5 h a donc conduit au non-déclenchement du PUI.
     Une inspection de Civaux a été menée par la division des installations nucléaires (DIN) de la DRIRE Aquitaine dès le 13 mai en fin de journée. La DIN a constaté que la procédure de conduite utilisée par EDF à partir de 3h le 13 mai aurait du entraîner le déclenchement du PLI dès ce moment. Elle a immédiatement demandé à EDF pour quelles raisons la procédure n'avait pas été suivie par l'exploitant. EDF a répondu, début juin, que le volume d'eau disponible dans le réservoir dit «PTR», compensant la fuite d'eau du RRA, était largement suffisant le 13 mai à 3 h pour ne pas justifier l'engagement immédiat du PUI; EDF a indiqué par la suite qu'une erreur portant sur un seuil de niveau du réservoir PTR explique l'engagement précoce de la procédure de conduite qui aurait dû entraîner le déclenchement du PUI. Ces justifications fournies par EDF sont en cours d'examen par l'Autorité de sûreté avec l'appui de l'IPSN.

     A la suite de l'incident survenu le 12 mai 1998 sur le réacteur n^o1 de la centrale nucléaire de Civaux (Vienne), une réunion visant à établir en commun un premier bilan de la gestion de cet incident s'est tenue à Poitiers en présence de Bruno Fontenaist, Préfet de la Région Poitou Charentes et de la Vienne, d'André-Claude Lacoste, directeur de la DSIN, de Bernard Dupraz, directeur de l'exploitation du parc nucléaire d'EDF et de Pierre Bart, directeur de Civaux.
     L'incident survenu à Civaux a conduit à une mobilisation importante et prolongée d'équipes tant du côté de l'exploitant que des pouvoirs publics. A la phase aiguë du traitement de l'incident de la nuit du 12 au 13 mai, a succédé, sur une durée de plusieurs semaines, une phase de gestion «post-incidentelle» visant à ramener le réacteur dans un état satisfaisant du point de vue de la sûreté. Il est apparu essentiel aux différents acteurs de procéder en commun, aussitôt le règlement technique de l'incident achevé, à une exploitation détaillée du «retour d'expérience» de la gestion de cet événement. Au cours de la réunion, les principaux constats soivants ont été faits:
- gestion technique : EDF a assuré une gestion technique correcte de l'incident.
- conséquences sur le personnel, la population et l'environnement: l'incident n'a pas entraîné de conséquences radiologiques ni sanitaires sur le personnel de la centrale, la population et l'environnement. L'ensemble des vérifications et mesures faites confirment ce point.
- déclenchement de l'alerte : EDF a décidé dans la nuit du 12 au 13 mai de ne pas déclencher le PUI. L'autorité de sûreté a demandé à EDF de justifier ce choix. Ces justifications sont en cours d'examen.
- Conséquences sur les autres réacteurs du parc EDF: l'analyse technique amis en évidence une erreur de conception du RRA sur le palier N4. Par mesure de précaution, les 2 autres réacteurs de même type à Chooz sont en cours de déchargement. Les réacteurs de Chooz et de Civaux ne redémarreront qu'avec un RRA redessiné et après vérification. La situation sur les autres réacteurs est en cours d'examen.
     Ces premiers constats donneront lieu, pour chacune des entités concernées, à l'approfondissement nécessaire afin d'améliorer tant les procédures internes que les relations entre acteurs en phase de gestion d'incident.
     Les progrès doivent porter en particulier sur:
- la clarification des conditions de déclenchement des alertes : PUI, phase intermédiaire d'alerte, etc. D'ores et déjà la convention d'information entre la préfecture de la Vienne et la centrale de Civaux sera réécrite et son contenu sera rendu public.
- l'information des médias et du public le rôle des CLI et des élus en cas de crise doit être précisé.

Rôle du circuit de refroidissement à l'arrêt. L'incident du 12 mai 98
     Le circuit de refroidissement du réacteur à l'arrêt (RRA) est un circuit auxiliaire important puisqu'il est chargé de refroidir le coeur dans une situation de mise à l'arrêt du réacteur, c'est à dire d'évacuer la puissance résiduelle due à la seule radioactivité du coeur. Citons à ce propos le rapport d'activité de 1997 de la Direction de la sûreté des installations nucléaires dans le chapitrc conccrnant les principaux circuits auxiliaires (page 165): "Le circuit de refroidissement du réacteur à l'arrêt (RRA) a pour fonction, lors de la mise à l'arrêt normal du réacteur, d'évacuer la chaleur du circuit primaire et la puissance résiduelle du combustible, puis de maintenir l'eau primaire à basse température pendant toute la durée de l'arrêt. En effet, après l'arrêt de la réaction en chaîne, le coeur continue à produire de la chaleur, appelée puissance résiduelle. Il est nécessaire d'évacuer cette puis sance, qui autrement pourrait suffire à endommager, voire à faire fondre le combustible, dégageant une grande quantité de produits radioactifs [souligné par moi]. Le circuit PRA sert égalenieut à vidanger la piscine du réacteur après rechargement du combustible"
     Il faut donc refroidir le coeur d'une façon suffisante par de l'eau convenablement borée. Le circuit RRA remplit ce rôle après l'arrêt du réacteur. Il est mis en relation avec le circuit primaire lorsque le fluide primaire - initialement à 155 bars et 320 ^oC - atteint au cours du refroidissement un état déterminé de pression et température (180^oC sous une pression de 28 bars dans le cas présent) et fonctionne jusqu'à l'arrêt final souhaité pouvant aller jusqu'à l'arrêt à froid avec ouverture du couvercle de la cuve. Idem pour les opérations inverses. Ce circuit intervient dans le déchargement et le chargement du combustible. Il comporte deux voies, A et B, séparées géographiquement dans le bâtiment réacteur.
     Redisons que le réacteur de CIVAUX- 1 n 'avait fonctionné que peu de temps et à une puissance de 50 % seulement, lorsqu'une fuite d'eau s'est produite le 12 mai sur la tuyauterie de la voie A. 

I - Quelques remarques générales concernant le contrôle-qualité des tuyauteries
     L'acier inox utilisé dans le circuit RRA est fabriqué par un sous-traitant de Framatome. Il est utilisé couramment dans le circuit primaire. Les contrôles sont-ils fiables concernant l'élaboration de l'acier des tuyaux et des coudes ? Il est très surprenant de lire dans le journal Le Monde du 20 mai 1998 (D. Gallois et H. Morin) au sujet des 39 coudes présents dans le circuit RRA de Civaux analogues à celui qui s'est fissuré "Au vu des analyses, Framatome décidera ou non du remplacement des 39 coudes analogues de la centrale". Il est indispensable que ce soient les autorités de sûreté qui décident car il s'agit d'un problème de sûreté.
     Tous les essais et examens effectués avant le démarrage ont, nous a-t-on dit, été normaux. Nous aimerions cependant savoir quel sous-traitant de Framatome a effectué les contrôles des soudures étant donné une expérience passée de falsification des résultats des clichés de rayons X sur un réacteur de Dampierre. (Le sous-traitant était Spie-Batignolles).
     En somme qui contrôle les contrôleurs ?

2 - Erreur de conception de la nouvelle configuration du circuit RRA
     Rappelons que l'eau chaude, aspirée dans une branche chaude d'une boucle du circuit primaire, est refoulée, une fois refroidie par passage dans le circuit RRA, dans une branche froide d'une autre boucle du circuit primairc. Le refroidissement est obtenu par circulation d'une partie de l'eau chaude dans un échangeur de chaleur, l'autre partie étant déviée dans un by-pass. 

3 - Lacunes de conception concernant les contrôles métallurgiques non destructifs
     Du point de vue du contrôle, seuls étaient envisagés au démarrage de Civaux, le contrôle visuel, le ressuage, les radiographies et n'était vérifiée jusqu'à présent que la soudure externe du coude. Des méthodes de contrôle par ultrasons n'avaient pas été qualifiées pour le contrôle en service du circuit RRA alors qu'elles sont performantes pour détecter les défauts en profondeur. Sur la voie B supposée intacte, des examens par ultrasons ont mis en évidence la présence de nombreux défauts métallurgiques de type "faiençage" au point qu'après réparation de la voie A celle-ci était jugée plus sûre que la voie B

     1) Quelles études d'hydraulique en température et pression réelles d'emploi ont été effectuées avec cette configuration de circuit?
     Comment cette configuration a-t-elle été qualifiée? En somme y a-t-il eu des études en vraie grandeur pour étudier le mélange des veines eau chaude/eau froide alors que la présence d'un coude si près du té de mélange ne peut qu'entraîner des perturbations dans l'homogénéisation du mélange en les reportant plus loin par effet miroir ?
     2) Quelles études de fatigue thermique en température et pression réelles ont été effectuées avec cette configuration en utilisant de l'acier inox de la même nuance qui est couramment utilisé dans tout le circuit primaire ? (Il s'agit de l'acier Z 2CN I 8-10).
     C'est un problème difficile à résoudre (et peut-être insoluble) puisque les expérimentations ne se font jamais sur de très longues durées comparables aux durées réelles d'exploitation. Cependant, que de tels défauts (faiençage et fissure du coude) soient apparus si peu de temps après la mise en route de Civaux-1 est inquiétant, surtout qu'on nous assure que tous les contrôles étaient normaux avant la mise en route et qu'il n'y a pas de singularité visible ayant pu affecter la soudure du coude. On utilise souvent, en métallurgie, une équivalence temps-température, en considérant qu'une expérimentation à température plus élevée simule une durée plus longue tout en sachant que cette équivalence est erronée dans certains cas. Qu'en est-il pour l'étude de cette portion de circuit du RRA?
     3) Qu'en est-il sur les autres paliers ?
     La différence de température entre eau chaude et eau froide est de l'ordre de 140^oC : la température de l'eau chaude est de 180^oC lors de la mise en fonctionnement du circuit RRA et la température de l'eau froide, refroidie par l'eau du circuit RRI - circuit de Refroidissement Intermédiaire - est de l'ordre de 40^oC. Cette différence de températilre est sensiblement la même quel que soit le palier même s'il est possible que, dû à un refroidissement plus efficace du circuit RRI dans le palier N4, cette différence de température soit supérieure ou égale à140^oC pour Civaux. Cette différence de température entre réacteurs de différents paliers est marginale et n'explique pas une fatigue thermique qui serait spécifique du palier N4.  

L'importance du circuit RRA et la sûreté
     Le rûle du circuit RRA, circuit considéré comme un circuit auxiliaire dont seul le clapet de refoulement fait partie du circuit primaire, a été sous-estimé dans les analyses de sûreté. 

     1 - Que se serait-il passé si le réacteur avait fonctionné à pleine puissance et depuis 1 an?
     Sous l'influence d'un coup de bélier, de vibrations anormales, d'un séisme, le tuyau d'une voie aurait carrément pu se rompre à cause des microfissurations dues à la fatigue thermique, ou les deux voies du circuit RRA défectueuses se fissurer simultanément. Dans les deux cas la fuite d'eau aurait été beaucoup plus importante que lors de l'incident du mois de mai. Avec une puissance résiduelle plus élevée et donc une quantité de chaleur plus grande à évacuer la contamination dans le bâtiment réactcur aurait eté plus forte. Il aurait fallu davantage d'eau borée pour compenser la fuite (il s'agit de remplir une baignoire qui fuit! Cette situation s'appelle gavé-ouvert chez les spécialistes du nucléaire...) conduisant à davantage d'effluents liquides et gazeux. Les réserves d'eau, et dont la borisation doit être effectuée d'une façon adéquate, auraient-elles été suffisantes pour continuer à refroidir le coeur?
     Signalons aussi que le circuit RRA doit pouvoir être utilisé en cas accidentel de rupture de tuyauterie vapeur et de petite brèche primaire. Et s'il n'est pas disponible pour cause de fuite ? Peut-on nous garantir qu'une élévation de la réactivité du coeur (pouvant aller jusqu'à la fusion du coeur) serait impossible dans ces conditions et qu'il n'y aurait pas de rejets dans l'environnement ?

2 - Le chargement et le déchargement du combustible
     A propos de ce circuit RRA, il y a des situations, lors du chargement et du déchargement de combustible où, pour gagner du temps, EDF utilise le circuit dans des conditions dites de "plage de travail basse". Il y a eu récemment des modifications des règles de sûreté, et seuls sont autorisés un nombre annuel limité de chargements dans ces conditions. Au vu de l'incident de Civaux il ne nous paraît pas raisonnable d'un point de vue de la sûreté d'autoriser un quelconque fonctionnement avec un bas niveau d'eau dans le circuit primaire.

Un réexamen de l'analyse de sûreté nous paraît nécessaire.

L'échelle INES n'est pas une échelle de sûreté
     L'incident a été classé au niveau 2 de l'échelle internationale des événements nucléaires (INÈS). Cette échelle est, pour les autorités de sûreté, un "outil de communication et non pas un outil d'évaluation de la sûreté". En somme, il s'agit de faciliter la tâche des informateurs du public. L'échelle INES leur permet d'éviter l'analyse de tous les aspects de l'événement et d'informateurs ils deviennent transmetteurs. En fait la plupart des journalistes confondent communication et sûreté.
     Cette échelle ne tient compte que des conséquences immédiates des incidents ou accidents indépendamment du contexte dans lequel ils se produisent. Il n'est pas correct, du point de vue de la sûreté, d'isoler l'incident de Civaux des diverses anomalies qui ont été relevées sur les réacteurs de Chooz de même conception. C'est l'ensemble des défauts de conception dont il faut tenir compte et cela devrait conduire à une révision complète de ce nouveau type de réacteur et pas seulement à la réparation d'une tuyauterie défaillante et d'une définition d'un nouveau tracé de circuit.
     Selon les autorités il n'y a pas eu de rejet de radioactivité hors du site et l'incident de Civaux a été classé au niveau 2.
     L'analyse que nous avons faite montre pourtant l'importance potentielle de cet incident et comment il aurait pu dégénérer en incident plus grave, voire en accident. C'est pourquoi il faudrait que citoyens et médias soient un peu plus curieux vis-à-vis des dysfonctionnements que révèlent les incidents du parc français car ils prouvent la potentialité d'accidents graves possibles.

Le non-respect des consignes de conduite : EDF interprète la sûreté à sa façon
     Le directeur de la sûreté des installations nucléaires, M. Lacoste, aurait été prévenu par EDF dans la nuit à 3 heures du matin, soit 7 heures après le début de l'incident. Ses représentants, tant à Paris qu'à Bordeaux n'ont été prévenus que le mercredi 13 mai au matin.