次錒系元素

輕水堆中核種鈾-238到鋦-245的嬗變流程。^[1]縂嬗變速率對於不同的核種不同。鋦-245和鋦-248是長壽核種。

次錒系元素（英語：minor actinide）是指乏核燃料中除鈾和鈈之外的錒系元素，包括鎿、鎇、鋦、錇、鐦、鎄和鐨。^[2]比較重要的同位素有鎿-237、鎇-241、鎇-243、鋦-242到鋦-248，以及鐦-249到鐦-252。

而核動力產業主要應用的鈾和鈈則稱為主錒系元素（英語：major actinide）。

在乏核燃料儲存中，來自鈈和次錒系元素的放射性和熱量將在三百年到兩萬年間居主導地位。^[3]裂變產物中其它核種的半衰期要不短於三百年，就是長於兩萬年。

不同鈈的來源中，核電站乏燃料中所含鈈-241比軍事用途的反應堆中產生的鈈要多得多。鈈-241半衰期為14年，經β衰變轉變為鎇-241。對熱中子而言，鎇-241是不可裂變材料，但是快中子可以引發鎇-241的裂變。鎇-241只有在吸收兩個熱中子之後才能轉變為可裂變材料。因此，無論對於熱中子反應堆還是核武器，鈈-241和鎇-241的含量越低越好。鎇-241量的多少還可以用來鑑定未知來源的鈈，以及估算該樣品上一次經過化學純化的時間。

鎇通常被用作α輻射源和低能量γ輻射源。它還被用在預防火災的電離煙霧探測器中。鈈-239和鈈-240經過中子俘獲後可以轉變為鈈-241，後者經過β衰變變為鎇-241。^[4]一般來説，隨着中子能量的增加，裂變反應的反應截面增大，而中子俘獲截面降低。因此若是用金屬氧化物燃料，沸水堆和壓水堆中鎇的產量要多於熱中子堆。^[5]

次錒系元素大多是人造元素，只有極少量作爲天然鈾的衰變產物存在於自然界礦物中。但在核武器試驗裏，有少量次錒系元素存在於放射性落下灰中。比如，在美國熱核武器常春藤麥克的實驗場地，曾發現了鎇、鋦、錇、鐦、鎄和鐨等的同位素。^[6]

輕水堆乏燃料中的超鈾元素（燃料利用率=55吉瓦特·天/每噸位重金屬）以及平均中子消耗量與核裂變的比值^[7]
同位素	份量	D_輕水堆	D_快中子堆	D_超熱堆
鎿-237	0.0539	1.12	-0.59	-0.46
鈈-238	0.0364	0.17	-1.36	-0.13
鈈-239	0.451	-0.67	-1.46	-1.07
鈈-240	0.206	0.44	-0.96	0.14
鈈-241	0.121	-0.56	-1.24	-0.86
鈈-242	0.0813	1.76	-0.44	1.12
鎇-241	0.0242	1.12	-0.62	-0.54
鎇-242m	0.000088	0.15	-1.36	-1.53
鎇-243	0.0179	0.82	-0.60	0.21
鋦-243	0.00011	-1.90	-2.13	-1.63
鋦-244	0.00765	-0.15	-1.39	-0.48
鋦-245	0.000638	-1.48	-2.51	-1.37
加權和		-0.03	-1.16	-0.51

參考資料

^ Sasahara, Akihiro; Matsumura, Tetsuo; Nicolaou, Giorgos; Papaioannou, Dimitri. Neutron and Gamma Ray Source Evaluation of LWR High Burn-up UO2 and MOX Spent Fuels. Journal of Nuclear Science and Technology. April 2004, 41 (4): 448–456 [2013-03-31]. doi:10.3327/jnst.41.448. （原始內容存檔於2010-11-19）.
^ Moyer, Bruce A. Ion Exchange and Solvent Extraction: A Series of Advances, Volume 19. CRC Press. 2009: 120. ISBN 9781420059700.
^ Stacey, Weston M. Nuclear Reactor Physics. John Wiley & Sons. 2007: 240. ISBN 9783527406791.
^ Raj, Gurdeep. Advanced Inorganic Chemistry Vol-1, 31st ed.. Krishna Prakashan Media. 2008: 356. ISBN 9788187224037.
^ Berthou, V.; et al. Transmutation characteristics in thermal and fast neutron spectra: application to americium (PDF). Journal of Nuclear Materials. 2003, 320: 156–162 [2013-03-31]. doi:10.1016/S0022-3115(03)00183-1. （原始內容 (PDF)存檔於2016-01-26）.
^ Fields, P.; Studier, M.; Diamond, H.; Mech, J.; Inghram, M.; Pyle, G.; Stevens, C.; Fried, S.; Manning, W. Transplutonium Elements in Thermonuclear Test Debris. Physical Review. 1956, 102 (1): 180. Bibcode:1956PhRv..102..180F. doi:10.1103/PhysRev.102.180.
^ Etienne Parent. Nuclear Fuel Cycles for Mid-Century Deployment (PDF). MIT: 104. 2003. （原始內容 (PDF)存檔於2009-02-25）.

[1] Sasahara, Akihiro; Matsumura, Tetsuo; Nicolaou, Giorgos; Papaioannou, Dimitri. Neutron and Gamma Ray Source Evaluation of LWR High Burn-up UO2 and MOX Spent Fuels. Journal of Nuclear Science and Technology. April 2004, 41 (4): 448–456 [2013-03-31]. doi:10.3327/jnst.41.448. （原始內容存檔於2010-11-19）.

[2] Moyer, Bruce A. Ion Exchange and Solvent Extraction: A Series of Advances, Volume 19. CRC Press. 2009: 120. ISBN 9781420059700.

[3] Stacey, Weston M. Nuclear Reactor Physics. John Wiley & Sons. 2007: 240. ISBN 9783527406791.

[4] Raj, Gurdeep. Advanced Inorganic Chemistry Vol-1, 31st ed.. Krishna Prakashan Media. 2008: 356. ISBN 9788187224037.

[5] Berthou, V.; et al. Transmutation characteristics in thermal and fast neutron spectra: application to americium (PDF). Journal of Nuclear Materials. 2003, 320: 156–162 [2013-03-31]. doi:10.1016/S0022-3115(03)00183-1. （原始內容 (PDF)存檔於2016-01-26）.

[6] Fields, P.; Studier, M.; Diamond, H.; Mech, J.; Inghram, M.; Pyle, G.; Stevens, C.; Fried, S.; Manning, W. Transplutonium Elements in Thermonuclear Test Debris. Physical Review. 1956, 102 (1): 180. Bibcode:1956PhRv..102..180F. doi:10.1103/PhysRev.102.180.

[7] Etienne Parent. Nuclear Fuel Cycles for Mid-Century Deployment (PDF). MIT: 104. 2003. （原始內容 (PDF)存檔於2009-02-25）.

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