Brevet FR2983338A1 — publié le 20130531

DESCRIPTION L'invention concerne un procédé de traitement de neutrons générés à partir de combustible nucléaire épuisé. En général, de la chaleur de désintégration est émise en continu depuis le combustible nucléaire épuisé brûlé dans le réacteur nucléaire pendant une longue période en raison des radionucléides hautement émetteurs de chaleur. Afin de dissiper la chaleur de désintégration, le combustible nucléaire épuisé est placé dans une piscine de stockage ayant une fonction de refroidissement pendant un certain temps après que le combustible est évacué du réacteur nucléaire. Etant donné que de nombreux matériaux fissiles restent dans le combustible nucléaire épuisé, la quantité de stockage est gérée pour être dans une plage prédéterminée en vue de ne pas atteindre une masse critique. Egalement, afin d'empêcher l'atteinte d'une criticité pour des raisons de sécurité, on ajoute de l'acide borique pour absorber les neutrons dans l'eau de la piscine de stockage, et un casier logeant le combustible renfermant un absorbeur de neutrons est prévu entre des assemblages combustibles pour absorber les neutrons émis depuis le combustible. Comme on l'a appris depuis l'accident nucléaire au Japon en 2011, si la fonction de refroidissement ne fonctionne pas normalement dans une piscine de stockage de combustible nucléaire épuisé et une piscine de stockage intermédiaire de combustible nucléaire épuisé, l'eau de stockage s'évapore en raison de la chaleur de 5 désintégration des radionucléides hautement émetteurs de chaleur dans le combustible, et il se produit alors une explosion d'hydrogène par le gaz hydrogène généré par l'oxydation à haute température d'un matériau de plaquage de métal. Également, à mesure que la 10 température augmente en continu, le combustible nucléaire épuisé fond et se regroupe au fond de la piscine de stockage. A cet instant, bien que de l'acide borique soit ajouté à l'eau de la piscine en tant qu'absorbeur de neutrons, l'acide borique, qui est 15 soluble dans l'eau, forme des précipités à l'intérieur de la piscine de stockage lorsque l'eau de stockage s'évapore, ce qui entrave la fonction adéquate d'absorption des neutrons. A savoir, le combustible nucléaire fondu au fond de la piscine de stockage 20 excède la masse critique de réaction nucléaire et la possibilité d'atteindre la criticité est augmentée. De plus, il est requis que seule une solution d'acide borique hautement concentrée puisse être utilisée comme fluide réfrigérant supplémentaire pour 25 compléter le fluide réfrigérant perdu du combustible nucléaire épuisé, car il faut du temps (c'est-à-dire plus de plusieurs heures) pour redissoudre complètement des précipités d'acide borique. Concernant la technologie visant à améliorer la 30 sécurité du retour la criticité d'une piscine de stockage de combustible nucléaire épuisé, le brevet U.S. n° 5 085 825 A (4 février 1992) enseigne l'injection d'un fluide réfrigérant incluant un absorbeur de neutrons à l'intérieur d'un réacteur nucléaire en introduisant le concept d'injection de sécurité 5 multiple, et la sécurité du réacteur nucléaire a été accrue. De plus, le brevet japonais n° 2005-181 238 (7 juillet 2005) décrit la technique de préparation de multiples buses de pulvérisation qui peuvent injecter de l'acide borique dans une installation de stockage de 10 combustible nucléaire épuisé d'une centrale nucléaire pour pulvériser de l'eau borée stockée dans un réservoir de stockage d'eau borée en utilisant une pompe avant d'atteindre la masse critique nucléaire. Jusqu'ici, la plupart des techniques développées telles 15 que les brevets susmentionnés ne se concentraient que sur la manière d'injecter efficacement de l'acide borique dans la piscine de stockage. Autrement dit, le problème impliqué par l'utilisation d'acide borique reste encore irrésolu. 20 Dans le même temps, en vue d'améliorer la sécurité du réacteur nucléaire ou de la piscine de stockage du combustible nucléaire épuisé, la technique utilisant un absorbeur de neutrons soluble tel que l'acide borique et un absorbeur de neutrons sous forme de particules 25 simultanément a été développée et, au lieu de pulvériser les absorbeurs dans le fluide réfrigérant, l' absorbeur de neutrons est mélangé avec les matériaux d'un casier de stockage de combustible nucléaire épuisé. Le brevet européen n° 0 016 252 (A1) (ler octobre 1980) 30 enseigne un procédé d'amélioration du pouvoir d'absorption des neutrons par pulvérisation du matériau d'absorbation des neutrons dans le matériau du casier de stockage de combustible nucléaire épuisé. Egalement, le brevet coréen n° 10-1 020 784 (accordé le 2 mars 2011) fournit le fluide réfrigérant pour une utilisation dans un système de refroidissement de coeur d'urgence d'un réacteur refroidi par eau supercritique et propose d'injecter du B4C d'urgence pour être utilisé comme particules d'absorption de neutrons du fluide réfrigérant. Comme expliqué ci-dessus, on a utilisé de l'acide borique comme absorbeur de neutrons dans l'eau de stockage du combustible nucléaire épuisé, et l'absorbeur de neutrons en forme de particules a été mélangé et utilisé pour le casier installé entre des ensembles combustibles nucléaires épuisés, au lieu d'être ajouté à l'eau de stockage. En conséquence, d'après l'art antérieur, si des précipités d'acide borique sont provoqués par l'épuisement de l'eau de stockage, on ne peut pas proposer de fonction adéquate d'absorption des neutrons. A cet égard, tout en cherchant une manière d'assurer une absorption efficace des neutrons même dans le cas où une fonction de refroidissement de la piscine de stockage du combustible nucléaire épuisé est interrompue, les inventeurs de la présente invention se sont concentrés sur le phénomène où des fines particules sont déposées sur la surface bouillante et ont découvert que la capacité d'absorption des neutrons pour le combustible nucléaire épuisé est maintenue, en ajoutant un absorbeur de neutrons sous forme de fines particules dans l'eau de stockage, et en amenant ultérieurement l'absorbeur de neutrons à se déposer à la surface du combustible nucléaire épuisé. En conséquence, on a développé un procédé de traitement de neutrons pour maintenir la capacité d'absorption des neutrons pour le combustible nucléaire épuisé, et la présente invention a été achevée. La présente invention vise à proposer un procédé de traitement de neutrons générés à partir de combustible nucléaire épuisé. Afin d'atteindre l'objectif expliqué ci-dessus, la présente invention propose un procédé de traitement de neutrons générés à partir d'un combustible nucléaire épuisé, comprenant une étape d'injection d'un absorbeur de neutrons dans l'eau de stockage du combustible nucléaire épuisé où la fonction de refroidissement est perdue. Selon un procédé de traitement de neutrons générés à partir d'un combustible nucléaire épuisé de la présente invention, l'absorbeur de neutrons est facilement déposé à la surface bouillante du combustible nucléaire épuisé en injectant un absorbeur de neutrons sous forme de particules dans l'eau de stockage de combustible nucléaire épuisé où la fonction de refroidissement est perdue. En conséquence, les neutrons générés à partir du combustible nucléaire épuisé sont absorbés et la possibilité d'atteindre la criticité est réduite. En outre, les neutrons sont immédiatement absorbés lorsque l'eau de stockage est réapprovisionnée dans la piscine de stockage du combustible nucléaire épuisé où l'eau de stockage est épuisée. Les aspects précédents et/ou autres de ce qui est décrit ici ressortiront davantage dans la description de certains exemples de modes de réalisation en référence aux dessins annexés, où : la figure 1 fournit des vues schématiques illustrant un processus où le dépôt de particules dispersées est accéléré par ébullition de l'eau ; la figure 2 est une vue schématique illustrant un appareil permettant de traiter des neutrons en 10 réalisant un procédé de traitement de neutrons selon un mode de réalisation ; la figure 3 présente des images d'équipements de laboratoire employés afin d'effectuer un essai de dépôt d'absorbeurs de neutrons ; 15 les figures 4 et 5 présentent des images d'un appareil de chauffage sur lequel un absorbeur de neutrons est déposé ; et la figure 6 présente un graphique qui montre le changement de pH de la solution en fonction de la 20 quantité d'absorbeur de neutrons injecté. On expliquera plus en détail des modes de réalisation de la présente invention ci-dessous. La présente invention propose un procédé de traitement de neutrons générés à partir d'un 25 combustible nucléaire épuisé, comprenant une étape d'injection d'un absorbeur de neutrons dans une eau de stockage du combustible nucléaire épuisé où la fonction de refroidissement est perdue. Le combustible nucléaire épuisé génère en continu 30 de la chaleur en raison des radionucléides hautement émetteurs de chaleur du combustible, qui sont le produit de la fission nucléaire. En conséquence, le combustible nucléaire épuisé est placé dans l'eau de la piscine de stockage. Pour les piscines de stockage de combustible nucléaire épuisé actuellement disponibles, on utilise le plus largement de l'acide borique soluble en tant qu'absorbeur de neutrons, étant donné que l'acide borique soluble permet une purification et une gestion aisées de l'eau de stockage. Toutefois, dans une situation d'urgence telle qu'un défaut de fonction de refroidissement et d'eau de stockage dans la piscine de stockage, l'acide borique soluble se concentre et précipite au fond de la piscine. En conséquence, le pouvoir d'absorption des neutrons disparaît. Selon un procédé de traitement de neutrons de la 15 présente invention, les neutrons générés à partir du combustible nucléaire épuisé sont traités pour ne pas fuir car l'absorbeur de neutrons est injecté dans l'eau de stockage de combustible nucléaire épuisé où la fonction de refroidissement est perdue. L'absorbeur de 20 neutrons injecté n'est pas dissous dans l'eau de stockage, mais déposé à la surface du combustible nucléaire épuisé. En conséquence, les neutrons sont absorbés même lorsque toute l'eau de stockage est épuisée. De même, l'absorbeur de neutrons injecté dans 25 l'eau de stockage est préférentiellement déposé sur une surface bouillante. Puisque l'endroit où l'ébullition se produit est à la surface du combustible nucléaire épuisé, les neutrons peuvent être plus efficacement absorbés par la réaction de dépôt favorisée par 30 l'ébullition de l'eau. La figure 1 présente des vues schématiques illustrant un processus où le dépôt de particules dispersées est accéléré par l'ébullition de l'eau. En se référant à la figure 1, les particules dispersées sont poussées à faire bouillir l'interface de l'eau et de la vapeur par ébullition d'eau, et lorsque les bulles de vapeur s'échappent de la surface bouillante, les particules sont laissées sur la surface bouillante, et y sont ainsi déposées. Comme les particules continuent de se déposer, les particules dispersées de la couche de dépôt s'épaississent, et une cheminée bouillante est formée pour accélérer encore le dépôt des particules. L'ébullition de l'eau conduit au dépôt des particules dispersées ; néanmoins, à cette fin, il est nécessaire que les particules injectées dans la piscine de stockage soient dispersées dans le fluide réfrigérant avec stabilité, et soient déplacées à la surface bouillante du combustible nucléaire épuisé. En conséquence, afin d'aboutir à un dépôt de particules adéquat, la propriété de dispersion de la particule importe. En général, la propriété de dispersion de la microparticule varie en fonction de la taille de particule. D'après « Introduction to Colloid and Surface Chemistry » (Duncan J. Shaw, BitterworthHeinemann, 4e éd., page 1, 1992), si les particules ayant un diamètre de 1 nm à 1 }gym sont dispersées dans le milieu, elles sont appelées colloïdes et on maintient une dispersion stable sans nécessiter aucune énergie externe. Si le milieu est l'eau, bien que la taille de particule soit en dessous de 1 pm de diamètre, la dispersion se réalise bien à température ambiante, et si de l'eau s'écoule par convection de chaleur ou alimentation physique, des particules encore plus grandes peuvent être dispersées avec stabilité. Selon la présente invention (voir l'exemple 1), il est reconnu que les particules ayant un diamètre moyen de 5 pm et en dessous se déposent bien sur la surface bouillante. Dans le même temps, le pouvoir d'absorption des neutrons est proportionnel à la masse de matière et la masse des particules est proportionnelle au cube de leur diamètre. En conséquence, si on utilise des microparticules ayant un diamètre en dessous de 10 nm, le pouvoir d'absorption des neutrons faiblit en raison de la plus petite masse des particules. En conséquence, pour la taille de l'absorbeur de neutrons, le diamètre moyen est de préférence de 5 pm et en dessous, et de manière davantage préférée, dans une plage de 10 nm à 1 pm. L'absorbeur de neutrons 20 microparticulaire dans cette plage est déposé sur la surface bouillante sous la condition que de l'eau de stockage bout, et est capable d'absorber efficacement les neutrons émis par le combustible nucléaire épuisé. L'absorbeur de neutrons injecté dans l'eau de 25 stockage de combustible épuisé inclut de préférence l'élément qui présente une grande valeur de section d'absorption de neutrons. En conséquence, l'absorbeur de neutrons peut inclure un ou plusieurs types choisis dans le groupe comprenant le bore (B), le gadolinium 30 (Gd), l'argent (Ag) et le cadmium (Cd), de manière davantage préférée, l'absorbeur de neutrons peut être le carbure de bore ou de gadolinium, l'oxyde de bore ou de gadolinium, le nitrure de bore ou de gadolinium ou un borure de métal, ou de manière préférée entre toutes, B4C, B2O3, BN, Gd203, GdC2.GdN ou TiB2. Egalement, même parmi les isotopes, le pouvoir d'absorption des neutrons varie selon la masse de l'élément. Par exemple, entre le bore ayant un numéro de masse 10 (B-10) et le bore ayant un numéro de masse 11 (B-11) qui sont des isotopes, le B-10 a un pouvoir d'absorption élevé, mais le B-11 n'adsorbe pas du tout les neutrons. Le bore naturel se compose à 19,9 % de B10 et à 80,1 % de B-11. Avec du bore artificiellement enrichi ayant une haute teneur en B-10 de pouvoir d'absorption des neutrons élevé, on peut obtenir un pouvoir d'absorption des neutrons plus élevé à partir de la même quantité de matière. Autrement dit, si l'absorbeur de neutrons inclut du bore tel que B4C, 8203, BN ou TiB2, l'absorbeur de neutrons comporte de préférence au moins 19,9 % d'isotope B-10, et si l'absorbeur de neutrons inclut du gadolinium tel que Gd203, GdC2.GdN, les matériaux ont de préférence au moins 15,65 % d'isotope Gd-157. B-10 et Gd-157 sont les isotopes ayant chacun le pouvoir absorbant dans les éléments correspondants ; en conséquence, on peut fabriquer un absorbeur de neutrons de performance accrue en augmentant la teneur de tels isotopes. L'absorbeur de neutrons hydrolyse la molécule d'eau et change le pH de la solution dispersée lorsque l'absorbeur de neutrons est dispersé dans le stockage 30 avec stabilité. Par exemple, lorsque des microparticules de B4C sont dispersées dans l'eau de stockage, le groupe hydroxyle (-OH) est absorbé à la surface des particules et devient stable, amenant ainsi le pH de l'eau de stockage à diminuer, laquelle vire à une solution fortement acide. Si le pH de l'eau de stockage est diminué, la capacité de dispersion de l'absorbeur de neutrons diminue et la volatilité de l'iode de rayonnement augmente. En conséquence, pour empêcher une volatilité croissante de l'iode de rayonnement, on peut injecter des agents de régulation 10 de pH conjointement avec les microparticules d'absorption des neutrons. Selon un mode de réalisation de la présente invention, le procédé décrit ci-dessus peut être mis en oeuvre en utilisant un appareil permettant de traiter 15 des neutrons, incluant : un capteur de température qui mesure la température d'un combustible nucléaire épuisé ; et un dispositif d'injection d'absorbeur de neutrons qui injecte un absorbeur de neutrons dans l'eau de stockage du combustible nucléaire épuisé, 20 lorsque la température de l'eau de stockage du combustible nucléaire épuisé change. La figure 2 illustre schématiquement un appareil permettant de traiter des neutrons selon un mode de réalisation préféré. 25 En se référant à la figure 2, un appareil permettant de traiter des neutrons inclut un capteur de température qui mesure la température de l'eau de stockage du combustible nucléaire épuisé pour vérifier la fonction de refroidissement de la piscine de 30 stockage du combustible nucléaire épuisé et un dispositif d'injection d'absorbeur de neutrons qui injecte un absorbeur de neutrons lorsqu'est déterminée une perte de fonction de refroidissement de la piscine de stockage. Egalement, lorsque le changement de température est détecté par le capteur de température, le dispositif d'injection d'absorbeur de neutrons peut fonctionner automatiquement ou semi-automatiquement pour injecter l'absorbeur de stockage. On expliquera neutrons dans l'eau de ci-dessous le principe de base de fonctionnement d'un appareil destiné à traiter des neutrons. Si la fonction de refroidissement de la piscine de stockage de combustible nucléaire épuisé est perdue, sa température augmente. Dès que le capteur de température détecte le changement de température, le dispositif d'injection d'absorbeur de neutrons est mis en fonctionnement et le dispositif d'injection d'absorbeur de neutrons peut injecter automatiquement l'absorbeur de neutrons dans la piscine de stockage ou en variante, injecter semi-automatiquement l'absorbeur de neutrons par un travailleur qui reconnaît le changement de température de l'eau de stockage. La température à laquelle l'absorbeur de neutrons est injecté peut être fixée au-dessus de 25 °C, qui est la température normale de l'eau de stockage, et la plage de températures peut être divisée en paliers pour juger des erreurs du système, si nécessaire. Par exemple, la plage de températures peut être fixée comme précaution au-delà de 30 °C, avertissement au-delà de 40 °C et urgence au-delà de 60 °C ; en conséquence, on peut préparer une réaction systémique pour la condition anormale de l'eau de stockage. En réponse au changement de température de l'eau de stockage, l'absorbeur de neutrons est injecté dans l'eau de stockage, et principalement déposé à la surface du matériau de plaquage de métal de combustible nucléaire épuisé où une ébullition est démarrée avec la chaleur du combustible nucléaire épuisé, parmi les diverses surfaces de structure comprenant la surface externe de l'eau de stockage et le casier de stockage de combustible en contact avec l'eau de stockage. Puisque la position où l'ébullition démarre a une émission de chaleur intensive, c'est-à-dire une masse élevée du combustible nucléaire épuisé, la possibilité de redémarrage de la réaction de fission nucléaire est la plus probable. Autrement dit, puisque l'appareil permettant de traiter les neutrons injecte l'absorbeur de neutrons dans l'eau de stockage, l'absorbeur de neutrons est principalement déposé à la surface du combustible nucléaire à la position où le combustible nucléaire épuisé est placé densément, et ainsi l'absorption des neutrons peut être réalisée efficacement. Dans le même temps, l'appareil destiné à traiter les neutrons peut en outre inclure un dispositif de régulation de pH. Si un changement de pH de l'eau de 25 stockage est extrême, le dispositif de régulation de pH régule le pH de l'eau de stockage en injectant des agents de régulation de pH. Toutefois, l'injection d'absorbeur de neutrons peut induire une dispersion instable de l'absorbeur de neutrons due à la diminution 30 de la valeur absolue du potentiel zêta. En conséquence, l'appareil de traitement des neutrons peut de préférence inclure un dispositif de régulation de pH, mais il ne faut pas interpréter cela comme limitant. On décrira à présent des exemples de la présente invention plus en détail ci-dessous. Il sera évident à 5 l'homme du métier que ces exemples se veulent être plus concrètement illustratifs et que la portée de la présente invention telle que précisée dans les revendications annexées n'est pas limitée à ou par les exemples. 10 Exemple 1 : analyse du dépôt de l'absorbeur de neutrons On a réalisé l'expérience suivante afin de prouver que, lorsque de l'eau de stockage d'une piscine de stockage de combustible nucléaire épuisé perd sa 15 fonction de refroidissement, les neutrons peuvent être absorbés efficacement par l'absorbeur de neutrons injecté et déposé à la surface du combustible nucléaire épuisé selon un procédé de la présente invention. Afin de simuler la chaleur d'émission du 20 combustible nucléaire épuisé, on a préparé un petit dispositif de chauffage en barre (4,7 W/cm2) ayant 100 W de puissance de chauffage, une solution d'acide borique (1 500 ppm B), et la solution où des particules de B4C étaient dispersées dans une solution d'acide 25 borique avec 5 000 ppm de concentration relative au bore. On a ajouté de l'hydroxyde de sodium (NaOH) à la solution d'acide borique et on a dispersé les particules de B4C de la solution borée, et on a régulé leur pH à 7,5. 30 En se référant à la figure 3, on a installé le dispositif de chauffage en barre dans la solution borée (A), et on a amené la solution avec les particules (B) de B4C dispersées à ébullition en ajoutant de la chaleur pendant 20 min avec un dispositif de chauffage électrique. On a ensuite observé la surface du dispositif de chauffage où l'ébullition se produisait. Les figures 4 et 5 montrent la surface du dispositif de chauffage où l'ébullition s'est produite. En se référant à la figure 4, on n'a observé aucun dépôt sur la surface du dispositif de chauffage (A) qui 10 était à ébullition dans la solution borée ; toutefois, il y avait de nombreuses particules de B4C déposées à la surface du dispositif de chauffage (B) avec des particules de B4C dispersées. La quantité de B4C déposé était d'environ 230 g/cm2 lorsque la puissance de 15 chauffage était de 4,7 W/cm2. De plus, en se référant à la figure 5, en faisant une observation plus fine, la surface du dispositif de chauffage où le dépôt était généré comportait de nombreuses particules de B4C déposées au niveau de la 20 zone où l'ébullition était générée par des rayons de chaleur, mais aucun dépôt ne se produisait dans la zone non bouillante, en conséquence, on a confirmé que l'ébullition d'eau accélérait le dépôt de l'absorbeur de neutrons tel que B4C. 25 Exemple 2 : analyse du changement de pH par l'absorbeur de neutrons On a réalisé l'expérience suivante afin d'observer le changement de pH de l'eau de stockage lorsque 30 l'absorbeur de neutrons était dispersé dans l'eau de stockage avec stabilité par l'injection d'absorbeur de neutrons selon le traitement de la présente invention. Parmi les solutions de l'exemple 1, on a mesuré le changement de pH de la solution avec des particules B4C 5 dispersées, et le résultat est montré sur la figure 6. En se référant à la figure 6, on a réduit la valeur de pH à mesure que la quantité de B4C injecté et dispersé augmentait. Autrement dit, lorsque l'absorbeur de neutrons (B4C) était dispersé, le groupe hydroxyle 10 (-OH) était absorbé sur la surface du B4C et il était ainsi confirmé que le pH de l'eau de stockage diminuait. Dans le même temps, si un changement de pH important se produisait en raison de l'injection de l'absorbeur de neutrons, la dispersion stable de l'absorbeur de 15 neutrons pouvait être perturbée en réduisant le potentiel zêta. En conséquence, dans la présente invention, on a confirmé que lorsque l'absorbeur de neutrons pouvait être dispersé avec une stabilité plus élevée, on injectait des agents de régulation du pH 20 dans l'eau de stockage pour neutraliser le pH de l'eau de stockage. Les modes de réalisation et avantages précédents sont simplement exemplaires et ne peuvent pas être interprétés comme limitant la présente invention. Le 25 présent enseignement peut être aisément appliqué à d'autres types d'appareils. Egalement, la description des modes de réalisation exemplaires du présent concept inventif se veut être illustrative, et non limiter la portée des revendications, et de nombreuses 30 alternatives, modifications et variations apparaîtront à l'homme du métier. REVENDICATIONS1. Procédé de traitement de neutrons générés à partir d'un combustible nucléaire épuisé, comprenant une étape d'injection d'un absorbeur de neutrons dans l'eau de stockage du combustible nucléaire épuisé où 5 une fonction de refroidissement est perdue. 2. Procédé selon la revendication 1, comprenant l'injection de l'absorbeur de neutron dans l'eau de stockage du combustible nucléaire épuisé de sorte que l'absorbeur de neutrons se dépose à la surface du 10 combustible nucléaire épuisé sous une condition que l'eau de stockage bouille. 3. Procédé selon la revendication 1, dans lequel l'absorbeur de neutrons comprend un ou plusieurs types choisis dans le groupe comprenant le bore (B), le 15 gadolinium (Gd), l'argent (Ag) et le cadmium (Cd). 4. Procédé selon la revendication 1, dans lequel l'absorbeur de neutrons est le carbure de bore ou le carbure de gadolinium. 5. Procédé selon la revendication 1, dans lequel 20 l'absorbeur de neutrons est l'oxyde de bore ou l'oxyde de gadolinium. 6. Procédé selon la revendication 1, dans lequel l'absorbeur de neutrons est le nitrure de bore ou le nitrure de gadolinium. 25 7. Procédé selon la revendication 1, dans lequel l'absorbeur de neutrons est un ou plusieurs types choisis dans le groupe consistant en B4C, B203, BN, Gd203, GdC2, GdN et TiB2. 8. Procédé selon l'une quelconque des revendications 3 à 7, dans lequel le bore (B) contient au moins 19,9 % d'isotope B-10. 9. Procédé selon l'une quelconque des revendications 3 à 7, dans lequel le gadolinium (Gd) contient au moins 15,65 % d'isotope Gd-157. 10. Procédé selon la revendication 1, dans lequel le diamètre moyen de particule de l'absorbeur de neutrons est inférieur à 5 im. 11. Procédé selon la revendication 1, dans lequel le diamètre moyen de particule de l'absorbeur de neutrons est compris entre 10 nm - 1 pm. 12. Procédé selon la revendication 1, dans lequel l'absorbeur de neutrons est injecté conjointement avec les agents de régulation du pH dans l'eau de stockage du combustible nucléaire épuisé où la fonction de refroidissement est perdue.