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トリウム燃料サイクルの対抗策の1つは、このサイクルで生成されるプロタクチニウムが反応器の効率を低下させるため、少なくとも液体フッ化物または溶融塩反応器から除去する必要があることです。しかし、私が知る限り、Protactiniumは、Shippingportで使用されている3番目のコアである最初の固体燃料トリウム原子炉の機能中に除去されませんでした。または、少なくとも、公式の燃料報告書で、プロタクチニウムが除去されている（操作中に）ことに言及していない。 したがって、質問： 定量的には、プロタクチニウムが除去されないことにより、原子炉の効率がどの程度低下する可能性がありますか？ この劣化は、原子炉のタイプやその他のパラメーター（形状など）にどの程度依存しますか？

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運転停止中の原子力発電所（緊急ではない、定期点検など）が再び稼働するには24時間（最大72時間？）必要であると何度か聞いたことがあります。 なぜそんなに時間がかかるのですか？

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私の知る限り、枯渇した燃料電池は粉砕され、硝酸に溶解されます。 その後何が来るのですか？この硝酸はおそらく非常に広い範囲のさまざまな塩（実際には、35から65の間のすべての元素、さらに多くのトランスウラン、および多くのウラン（235と238の両方）、およびプルトニウム）を含む必要があります。 効率的な再処理を行うには、ウラン（または、少なくともアクチノイド元素）をこのソリューションから何らかの方法で分離する必要があります。しかし、私の知る限り、それらは非常に異なる化学的性質を持っています。超ウラン物質のみを分離することはどのように可能ですか？

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非常に多くの労働者を傷つけ、それに構造物を造りそして区域を掃除するのに多大な労力と費用を費やすよりもむしろ、コンクリートがコンクリートコンクリートで覆われるまで原子炉の上にコンクリートを汲み上げるだけのほうが簡単だろうか？

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