Радиохимическое производство (и сопровождающие его методы радиохимического анализа и радиометрического контроля) – важнейшая часть ядерной индустрии. В радиохимическом производстве выделяют два направления - мирное и военное. Мирное направление это технология ядерного горючего, производство радиоизотопов для нужд науки и техники и др. Военное направление заключается в производстве "ядерной взрывчатки".

Методами радиохимии осуществляется добыча природного ядерного топлива, синтез искусственного топлива и компонентов атомного оружия. После открытия плутония и синтеза нескольких его изотопов, и после обнаружения возможности деления нейтронами любых энергий, создание ядерного оружия пошло по двум независимым направлениям: наработка оружейного(высокообогащённого по урану-235) урана и наработка плутония-239. Обе задачи были решены радиохимиками в содружестве с физиками – ядерщиками. После создания методов разделения изотопов и организации производства обогащённого по 235U урана, тяжёлой воды и трития, усилия радиохимиков были направлены на разработку оптимального уранового топлива для промышленных реакторов и мишеней для производства 239Pu из 238U и 233U из 232Th.

Что касается топлива промышленных реактров, то поскольку использование природного, необогащённого урана требовало высокой концентрации урана в элементарной ячейке, основное топливо могло быть только чистым металлом. С развитием обогатительных техник, реакторы стали переводиться на уран, обогащённый до 5% 235U, используемый теперь в топливе в виде оксидов, интерметаллидов или других соединений. Это позволило создать высокопоточные реакторы, улучшить управляемость реактора, повысить химическую стойкость топлива. Урановые мишени также стали изготавливать из обогащённого (до 90%) урана, что резко повысило плотность нейтронов на 238U. В отличие от топлива урановая мишень должна быть легко растворимой в кислотах и щелочах.

Облучение урановой мишени интенсивными потоками нейтронов поставило перед радиохимиками такие задачи, как выделение, концентрирование и очистка оружейного урана, оружейного плутония и нептуния. При этом важно, чтобы все продукты имели требуемый изотопный состав. Урановая руда, перерабатывалась сначала в жёлтый кэк (смешанный оксид урана), затем в газообразный UF6, предварительно обогащалась 235U на термодиффузионном сепараторе (0,7% до 0,86%), потом (более сильно)на диффузионных мембранных колоннах (до 7%) и, наконец, поступала на магнитные сепараторы (масс-спектрометры – калютроны). Калютроны были разбиты на две линии: первая (альфа-калютроны) вела обогащение до 15% (на выходе был твёрдый UF4, вторая (бета-калютроны) – выдавала готовую продукцию – твёрдый UF4 (90%235U), который шёл на изготовление металлического урана оружейного качества.

Второе направление военной радиохимической промышленности – производство оружейного плутония. При наработке реакторного плутония оружейного качества возникло две проблемы. Первая из них заключалась в выборе оптимального времени облучения урана. Поскольку основная часть естественного урана - изотоп 238U захватывает нейтроны, образуя 239Pu, тогда как 235U поддерживает цепную реакцию деления в реакторе. Поскольку для образования тяжелых изотопов плутония необходим дополнительный захват нейтронов, то их количество в уране растёт медленнее, чем количество 239Pu. Уран, облучённый в реакторе короткое время, содержит небольшое количество 239Pu, зато - более чистого, чем при длительных выдержках, так как вредные тяжёлые изотопы не успели накопиться. Однако, 239Pu сам подвержен делению. Поэтому уран надо извлекать из реактора максимум через несколько дней облучения. Второй проблемой является количественное отделение небольших количеств плутония от больших количеств продуктов деления и непрореагировавшего урана. Содержание радиоактивных продуктов деления 235U нужно уменьшить до концентрации менее одной части на 107 частей плутония. Эта стадия необходима для уменьшения интенсивности γ-радиации, исходящей от продуктов деления, что должно способствовать более безопасному обращению с плутонием, а также для удаления примесей, активно поглощающих нейтроны. В 1960-ых основной технологией переработки облучённого в промышленном реакторе с целью наработки оружейного плутония стал ПУРЭКС-процессом (PUREX -plutonium/uranium/recovery/extraction). Этот процесс позволяет извлекать из облучённого урана плутоний, уран, нептуний и другие элементы путём непрерывной экстракции органическими растворителями. После растворения в азотной кислоте, нитраты плутония и урана переходят в органическую фазу, тогда как продукты деления удаляются с водной фазой.