На карте представлены основные радиохимические предприятия энергетического и военного назначения.

Указана также проектная мощность заводов энергетического назначения. В ходе репроцессинга в военных и гражданских целях применяется идентичный метод выделения плутония; этот метод различается лишь в связи с типом перерабатываемого ОЯТ.

В реакторе находящийся в топливных стержнях уран-238 преобразуется в расщепляющийся плутоний-239. Это происходит в результате поглощения нейтронов и последующих ядерных реакций. С течением времени путем поглощения добавочного нейтрона некоторое количество плутония-239 преобразуется в нерасщепляющийся плутоний-240. В ходе эксплуатации реактора все большее количество урана-238 превращается в плутоний-239, что также приводит к растущей концентрации плутония-240. При более длительном облучении образуются и более высокие изотопы - плутоний-241 и плутоний-242.

Как правило, в гражданских реакторах отработанное топливо представляет собой ОЯТ "глубокого выгорания" - т.е. оно облучалось в реакторе в течение продолжительного времени с целью производства большего количества энергии. Обычно отработанное топливо водяных реакторов под давлением (наиболее распространенного типа гражданских реакторов) содержит примерно 0,7 процентов плутония-239 и плутония-241 (расщепляющиеся изотопы) и 0,2 процента нерасщепляющихся изотопов плутония. Уран, облучаемый для выделения оружейного плутония, является топливом "неглубокого выгорания". Оно не подлежит длительному облучению с целью минимизировать образование плутония-240 и других нежелательных более высоких изотопов плутония. Отработанное топливо военных реакторов содержит небольшое количество плутония, в основном, представленного изотопом плутония-239. Плутоний, содержащий менее 6-7 процентов плутония-240, считается "оружейным", однако ядерный боеприпас можно создать и на основе плутония "глубокого выгорания" коммерческих реакторов.

Плутоний не может быть использован до его извлечения из ОЯТ путем репроцессинга. Наиболее распространенным методом репроцессинга является "Пурекс" (от англ. Purex - Plutonium-URanium EXtraction) (см. диаграмму).

Это метод используют все действующие в настоящее время радиохимические предприятия. Другие методы, применявшиеся в прошлом, носят название "Бутекс" (от англ. Butex - diBUTyl carbitol EXtraction) и "Редокс" (от англ. Redox - REDuction OXidation). К ним относится и первоначальный висмут-фосфатный метод, использовавшийся при создании первой американской атомной бомбы. Кроме того, в США разрабатывается новый метод, известный как "пиропереработка", представляющий собой электролитический метод разделения ОЯТ на три потока (см. статью СОЕДИНЕННЫЕ ШТАТЫ АМЕРИКИ.)