Cómo se fabrica el plutonio: del uranio al isótopo más potente
El plutonio no se encuentra de forma significativa en la naturaleza (salvo trazas minúsculas generadas por reacciones de neutrón espontáneo en yacimientos de uranio). Su producción industrial y militar se basa en un principio fundamental de la física nuclear: la captura de neutrones por parte del uranio-238, el isótopo más abundante en la corteza terrestre (aproximadamente el 99,3 % del uranio natural).
El proceso comienza cuando un núcleo de U-238 absorbe un neutrón térmico (de baja energía) dentro de un reactor nuclear. Este evento convierte al núcleo en uranio-239, que es inestable. En cuestión de unos 23 minutos, el U-239 sufre una desintegración beta (un neutrón se transforma en un protón emitiendo un electrón y un antineutrino), dando lugar al neptunio-239.
A continuación, el neptunio-239, con una vida media de aproximadamente 2,356 días, experimenta una segunda desintegración beta que lo convierte finalmente en plutonio-239, el isótopo más relevante tanto para reactores como para aplicaciones militares. La reacción global puede resumirse así:
U-238 + n → U-239 → (β⁻, 23,5 min) → Np-239 → (β⁻, 2,36 días) → Pu-239
Este proceso se denomina transmutación nuclear o producción de elementos traserios (transuraninos), ya que el plutonio (Z=94) se sitúa más allá del uranio (Z=92) en la tabla periódica.
Para que la reacción sea eficiente, el reactor debe operar con una fluencia neutrónica adecuada. En un reactor de agua ligera (PWR/BWR) típico, durante un ciclo de combustible de unos 12-18 meses, se generan entre 7 y 10 kg de plutonio por tonelada de uranio-235 fisionado. En reactores de agua pesada (CANDU) o reactores de neutrones rápidos, la proporción puede ser incluso mayor.
Una vez que el combustible ha alcanzado el final de su vida útil en el reactor, las barras de combustible gastado contienen una mezcla compleja: uranio no fisionado, plutonio de varios isótopos (Pu-239, Pu-240, Pu-241, Pu-242), y productos de fisión de alta actividad. Es en este punto donde comienza la fase de separación química.
La separación se realiza mediante el proceso PUREX (Plutonium Uranium Redox Extraction), desarrollado en los años 1940-50 y que sigue siendo la base de la mayoría de las plantas de reprocesamiento actuales. El combustible gastado se disuelve en ácido nítrico concentrado, y la disolución resultante se pone en contacto con un disolvente orgánico, típicamente una solución de fosfato de tri-butilo (TBP) en dodecano (keroseno).
En la columna de extracción, el TBP forma complejos lipofílicos con los iones de uranio (UO₂²⁺) y plutonio (Pu⁴⁺), que se transfieren a la fase orgánica, mientras que la mayoría de los productos de fisión (cesio, estroncio, ytrio, etc.) permanecen en la fase acuosa de ácido nítrico. Después, mediante un lavado reductor (generalmente con una solución de hidróxido sódico y bisulfito, o con una solución de Fe²⁺/HNO₃), el plutonio se reduce a Pu(III), que no forma complejo estable con TBP, y se extrae selectivamente de la fase orgánica. El uranio, por su parte, se recupera reduciéndolo a U(IV) con una solución de sulfuro de sodio o similar.
El resultado final es un plutonio en forma de dióxido (PuO₂) o de nitrato de plutonio, con una pureza superior al 99 %, listo para ser encapsulado y reutilizado en combustible MOX (Mixed Oxide) o, en el contexto histórico de la carrera armamentística, para fines que hoy son objeto de estricto control internacional bajo los acuerdos de no proliferación nuclear (TNP) supervisados por la AIEA.
La masa crítica de Pu-239 puro es de ~10 kg; su vida media es de 24.110 años y emite ~0,9 W de calor por kilogramo.
Dato clave