次じ锕系元素げんそ

輕水けいすい堆うずたか中なか核かく素もと鈾-238到いた鋦-245的てき嬗變流りゅう程ほど。^[1]縂嬗變速へんそく率りつ對たい於不同ふどう的てき核かく素もと不同ふどう。鋦-245和わ鋦-248是ぜ長壽ちょうじゅ核かく素もと。

次じ錒系元素げんそ（英語えいご：minor actinide）是ぜ指ゆび用もちい過か核かく燃料ねんりょう中ちゅう除じょ鈾和わ鈽之これ外的がいてき錒系元素げんそ，包括ほうかつ錼、鋂、鋦、鉳、鉲、鑀和わ鐨。^[2]比較ひかく重要じゅうよう的てき同位どうい素もと有ゆう錼-237、鋂-241、鋂-243、鋦-242到いた鋦-248，以及鉲-249到いた鉲-252。

而核かく動力どうりょく產業さんぎょう主要しゅよう應用おうよう的てき鈾和わ鈽則のり稱たたえ為ため主しゅ錒系元素げんそ（英語えいご：major actinide）。

在ざい用もちい過か核かく燃料ねんりょう儲もうか存そん中ちゅう，來き自じ鈽和次じ錒系元素げんそ的てき放射ほうしゃ性せい和わ熱量ねつりょう將はた在ざい三さん百年到兩萬年間居主導地位。^[3]裂きれ變へん產物さんぶつ中ちゅう其它核かく素的すてき半はん衰おとろえ期き要よう不ふ短たん於三さん百ひゃく年ねん，就是長ちょう於兩萬まん年ねん。

不同ふどう鈽的來らい源げん中ちゅう，核かく電でん站用もちい過か燃料ねんりょう中ちゅう所しょ含鈽-241比ひ軍事ぐんじ用途ようと的てき反應はんのう爐ろ中產ちゅうさん生せい的てき鈽要多た得とく多た。鈽-241半はん衰おとろえ期き為ため14年ねん，經けいβべーた衰おとろえ變へん轉變てんぺん為ため鋂-241。對たい熱中ねっちゅう子こ而言，鋂-241是ぜ不可ふか裂きれ變へん材料ざいりょう，但ただし是これ快かい中子なかご可か以引發はつ鋂-241的てき裂きれ變へん。鋂-241只ただ有ゆう在ざい吸收きゅうしゅう兩個りゃんこ熱ねつ中子なかご之の後こう才能さいのう轉變てんぺん為ため可か裂きれ變へん材料ざいりょう。因よし此，無論むろん對たい於熱中ねっちゅう子こ反應はんのう堆うずたか還かえ是これ核かく武器ぶき，鈽-241和わ鋂-241的てき含量越こし低てい越えつ好このみ。鋂-241量的りょうてき多少たしょう還かえ可か以用來らい鑑定かんてい未み知來ちらい源げん的てき鈈，以及估算該樣品ひん上じょう一いち次じ經過けいか化學かがく純化じゅんか的てき時間じかん。

鋂通常つうじょう被ひ用作ようさくαあるふぁ輻射ふくしゃ源みなもと和かず低能ていのう量りょうγがんま輻射ふくしゃ源みなもと。它還被ひ用もちい在ざい預あずか防ぼう火災かさい的てき游ゆう離はなれ煙霧えんむ探測たんそく器き中なか。鈽-239和わ鈽-240經過けいか中子なかご俘獲後こう可か以轉變てんぺん為ため鈽-241，後者こうしゃ經過けいかβべーた衰おとろえ變へん變へん為ため鋂-241。^[4]一般いっぱん來らい説せつ，隨ずい著ちょ中子なかご能のう量的りょうてき增加ぞうか，裂きれ變へん反應はんのう的てき反應はんのう截面增大ぞうだい，而中子なかご俘獲截面降くだ低てい。因よし此若是ぜ用よう金屬きんぞく氧化物ぶつ燃料ねんりょう，沸にえ水すい堆うずたか和わ壓あつ水すい堆うずたか中ちゅう鎇的產さん量りょう要よう多た於熱ねつ中子なかご堆うずたか。^[5]

次じ錒系元素げんそ大だい多た是ぜ人造じんぞう元素げんそ，只ただ有ゆう極少きょくしょう量りょう作爲さくい天然てんねん鈾的てき衰おとろえ變へん產物さんぶつ存在そんざい于自然しぜん界かい礦物中なか。但ただし在ざい核かく武器ぶき試驗しけん裏うら，有ゆう少量しょうりょう次じ錒系元素げんそ存在そんざい于放射ほうしゃ性せい落下らっか灰はい中なか。比ひ如，在ざい美國びくに熱ねつ核かく武器ぶき常つね春藤しゅんどう麥むぎ克かつ的てき實驗じっけん場じょう地ち，曾發現はつげん了りょう鋂、鋦、鉳、鉲、鑀和鐨等的てき同位どうい素もと。^[6]

輕水けいすい堆うずたか乏とぼし燃料ねんりょう中なか的てき超ちょう鈾元素げんそ（燃料ねんりょう利用りよう率りつ=55吉きち瓦かわら特とく·天てん/每まい噸とん位い重金屬じゅうきんぞく）以及平均へいきん中子なかご消耗しょうもう量りょう與あずか核かく裂きれ變へん的まと比ひ值^[7]
同位どうい素もと	份量	D_{輕水けいすい堆うずたか}	D_{快かい中子なかご堆うずたか}	D_{超ちょう熱ねつ堆うずたか}
錼-237	0.0539	1.12	-0.59	-0.46
鈽-238	0.0364	0.17	-1.36	-0.13
鈽-239	0.451	-0.67	-1.46	-1.07
鈽-240	0.206	0.44	-0.96	0.14
鈽-241	0.121	-0.56	-1.24	-0.86
鈽-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
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
加か權けん和わ		-0.03	-1.16	-0.51

參考さんこう資料しりょう

^ 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. （原始げんし内容ないよう存そん档于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. （原始げんし内容ないよう (PDF)存そん档于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. （原始げんし内容ないよう (PDF)存そん档于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. （原始げんし内容ないよう存そん档于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. （原始げんし内容ないよう (PDF)存そん档于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. （原始げんし内容ないよう (PDF)存そん档于2009-02-25）.

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