Non-respect du critère de mise en surpression de l’air d’un local de gestion de crise et de la conduite à tenir associée, prévus par les règles générales d’exploitation de l’installation

L’analyse du retour d’expérience de l’accident nucléaire de Fukushima-Daiichi a montré que le bâtiment abritant la salle de contrôle du RHF et les locaux utilisés pour coordonner la gestion d’une crise pouvait être endommagé en cas de séisme ou d’inondation extrêmes. En conséquence l’ILL a construit, dans un nouveau bâtiment dimensionné à cet effet, le « poste de contrôle de secours n°3 » (PCS3) permettant de coordonner la gestion de crise et d’assurer de manière déportée le pilotage des moyens de sauvegarde du réacteur dans ce type de situation.

Le PCS3 a été conçu de sorte que les locaux de gestion d’une crise se trouvent en légère surpression par rapport à l’extérieur (150 Pa). L’objectif de cette surpression, obtenue par soufflage d’air neuf filtré, est d’assurer l’habitabilité des locaux en cas de contamination chimique ou radiologique à l’extérieur. Le maintien de cette surpression est surveillé et associé à des alarmes, qui sont testées tous les mois par l’ILL.

Le 3 septembre 2025, lors de la réalisation de ces essais, un opérateur a constaté que ces alarmes n’apparaissaient pas. Les investigations menées dans ce cadre ont révélé que la consigne de surpression du conditionnement d’air du PCS3 avait été réglée à une valeur de 30 Pa au lieu de 150 Pa. Cet écart est potentiellement présent depuis la mise en service du PCS3 en 2015 et n’aurait pas été détecté jusqu’ici du fait d’une méthodologie de contrôle inadaptée.

Les règles générales d’exploitation (RGE) de l’ILL prévoient, lorsque le réacteur est en fonctionnement, une durée d’indisponibilité maximale d’une journée pour le conditionnement d’air du PCS3. Au-delà de cette durée, les RGE prévoient l’arrêt du réacteur.

Il apparaît donc que le réacteur a été exploité en écart par rapport aux RGE durant toute la période qui a précédé la détection de l’écart et jusqu’à l’arrêt du réacteur le 29 octobre 2025. Des mesures correctives ont été entreprises après la détection de l’écart, mais elles n’ont pas permis de résorber entièrement la situation. 

Cet événement n’a pas eu de conséquence sur les installations, les personnes et l’environnement. Toutefois, compte-tenu de la durée de l’écart et du non-respect de la conduite à tenir prévue dans les RGE, cet événement a été classé au niveau 1 de l’échelle INES (échelle internationale des événements nucléaires et radiologiques, graduée de 0 à 7 par ordre croissant de gravité).