ядерного топлива, совокупность радиохимических и химико-металлургических процессов переработки отработавшего ядерного топлива с целью его очистки от радиоактивных продуктов деления (см. Радиоактивность ) и извлечения неиспользованной части топлива (например, урана), а также вновь образовавшегося ядерного топлива (например, плутония). Выделенный уран может быть направлен на обогатительный завод (см. Обогащение ядерного топлива ) для повышения содержания в нём делящегося изотопа 235U. Отделённые при Р. я. т. радиоактивные продукты деления, находящиеся в смеси с отработавшими химическими реагентами, после соответствующей обработки (например, выпаривания, отверждения) направляют в особые хранилища. Из продуктов деления можно извлекать долгоживущие изотопы - источники b- и g-излучения (90Sr, 137Cs и др.).
Перед переработкой ядерное топливо некоторое время выдерживают - для спада его радиоактивности, обусловленной короткоживущими продуктами деления. Эта мера экономит расход химических реагентов, используемых при Р. я. т., поскольку они, как правило, разрушаются под действием радиоактивного излучения. Все процессы Р. я. т. автоматизированы и управляются дистанционно.
Лит.: Бенедикт М., Пигфорд Т., Химическая технология ядерных материалов, пер. с англ., М., 1960.
С. А. Скворцов.