核燃料再处理工艺中常用不锈钢材料

将反应堆用过的乏燃料或将生产堆照辐的核燃料经化学处理分离U和Pu，并将危险的核分裂生成物分离的化学加工过程称核燃料再处理，亦称后处理。

核燃料再处理，当前成熟的工艺是水法，其回收过程由燃料元件脱壳、燃料溶解和燃料的分离和回收三部分组成。最后一部分的材料问题可参见铀的精制部分。在前两部分，其工艺介质具有强烈的腐蚀性，因此核燃料后处理工厂的装置和管线、泵、阀门几乎是由不锈钢材料和耐蚀合金材料堆砌而成。因工艺介质条件不同所选用的耐蚀材料也存在差异。

  核燃料再处理脱壳工艺中的耐蚀材料

燃料芯的溶解 通常采用与脱壳相同或相似的溶液进行溶解。在溶解金属铀、氧化铀和铀－铝燃料时，广泛使用硝酸，溶解器材料一般使用0Cr23Ni13Nb,022Cr19Ni10-304L不锈钢和Carpenter20合金。

高放废液处理装置 高放废液是核燃料再处理循环中各种废气、高放射性废液的混合介质，其腐蚀性非常强烈，常常含有HNO3、硫酸根、铁离子的成分，处理这种废液应防设备泄漏，以免污染环境，装置的材料为022Cr19Ni10和00Cr25Ni20Nb,后者耐蚀性最佳，正在运行的后处理厂均以它为反应器（蒸发浓缩）的结构材料。