次锕系元素

轻水堆中核素铀-238到锔-245的嬗变流程。^[1]縂嬗变速率对于不同的核素不同。锔-245和锔-248是长寿核素。

次锕系元素（英语：minor actinide）是指用过核燃料中除铀和钸之外的锕系元素，包括錼、鋂、锔、鉳、鉲、鑀和镄。^[2]比较重要的同位素有錼-237、鋂-241、鋂-243、锔-242到锔-248，以及鉲-249到鉲-252。

而核动力产业主要应用的铀和钸则称为主锕系元素（英语：major actinide）。

在用过核燃料储存中，来自钸和次锕系元素的放射性和热量将在三百年到两万年间居主导地位。^[3]裂变产物中其它核素的半衰期要不短于三百年，就是长于两万年。

不同钸的来源中，核电站用过燃料中所含钸-241比军事用途的反应炉中产生的钸要多得多。钸-241半衰期为14年，经β衰变转变为鋂-241。对热中子而言，鋂-241是不可裂变材料，但是快中子可以引发鋂-241的裂变。鋂-241只有在吸收两个热中子之后才能转变为可裂变材料。因此，无论对于热中子反应堆还是核武器，钸-241和鋂-241的含量越低越好。鋂-241量的多少还可以用来鉴定未知来源的钚，以及估算该样品上一次经过化学纯化的时间。

鋂通常被用作α辐射源和低能量γ辐射源。它还被用在预防火灾的游离烟雾探测器中。钸-239和钸-240经过中子俘获后可以转变为钸-241，后者经过β衰变变为鋂-241。^[4]一般来说，随著中子能量的增加，裂变反应的反应截面增大，而中子俘获截面降低。因此若是用金属氧化物燃料，沸水堆和压水堆中镅的产量要多于热中子堆。^[5]

次锕系元素大多是人造元素，只有极少量作为天然铀的衰变产物存在于自然界矿物中。但在核武器试验里，有少量次锕系元素存在于放射性落下灰中。比如，在美国热核武器常春藤麦克的实验场地，曾发现了鋂、锔、鉳、鉲、鑀和镄等的同位素。^[6]

轻水堆乏燃料中的超铀元素（燃料利用率=55吉瓦特·天/每吨位重金属）以及平均中子消耗量与核裂变的比值^[7]
同位素	份量	D_轻水堆	D_快中子堆	D_超热堆
錼-237	0.0539	1.12	-0.59	-0.46
钸-238	0.0364	0.17	-1.36	-0.13
钸-239	0.451	-0.67	-1.46	-1.07
钸-240	0.206	0.44	-0.96	0.14
钸-241	0.121	-0.56	-1.24	-0.86
钸-242	0.0813	1.76	-0.44	1.12
鋂-241	0.0242	1.12	-0.62	-0.54
鋂-242m	0.000088	0.15	-1.36	-1.53
鋂-243	0.0179	0.82	-0.60	0.21
锔-243	0.00011	-1.90	-2.13	-1.63
锔-244	0.00765	-0.15	-1.39	-0.48
锔-245	0.000638	-1.48	-2.51	-1.37
加权和		-0.03	-1.16	-0.51

参考资料

^ 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. （原始内容存档于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. （原始内容 (PDF)存档于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. （原始内容 (PDF)存档于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. （原始内容存档于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. （原始内容 (PDF)存档于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. （原始内容 (PDF)存档于2009-02-25）.

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