Toxicological Profile for Plutonium

PLUTONIUM 
154 
5.  PRODUCTION, IMPORT/EXPORT, USE, AND DISPOSAL 
production rate of 70–75 metric tons/year was estimated for reactors worldwide at the end of 2003 
(Albright and Kramer 2004; Clark et al. 2006).  
Plutonium from spent nuclear fuel is recovered by the PUREX (Plutonium, Uranium, Reduction, 
Extraction) liquid-liquid extraction process (Clark et al. 2006; Koch 2005).  This process is the main 
method to separate plutonium and uranium from used reactor fuel and neutron-irradiated actinide material 
(Clark et al. 2006).  The basis of the PUREX process involves the selective extraction of U(VI) and 
Pu(IV) from a nitric acid solution of dissolved irradiated fuel into an aliphatic hydrocarbon solvent that 
contains tri(n-butyl)phosphate.  Most of the fission products are left in the acid solution (Clark et al. 
2006).  Other processes (e.g., the bismuth phosphate process at the Hanford site) have been used to 
separate and purify plutonium from irradiated fuels; however, many of these are now of only historical 
interest (Clark et al. 2006). 
Modern plutonium metal production involves recovery and recycling of residues and scrap (Clark et al. 
2006).  Plutonium metal is produced by pyrochemical processes in either centrifugal or stationary bombs. 
The major pyrochemical processes used by large facilities are bomb reduction of plutonium tetrafluoride, 
direct oxide reduction (DOR), molten salt extraction (MSE), anode casting, electrorefining (ER), and 
pyroredox.  In DOR, plutonium dioxide is reduced with calcium metal to produce plutonium metal and 
calcium oxide.  The MSE process reduces the amount of 
241
Am, which is a decay product of 
241
Pu, in 
plutonium metal.  It also separates the more reactive elements (e.g., rare earth (lanthanide), alkali, and 
alkaline-earth metals) from the plutonium metal.  In the ER process, liquid plutonium oxidizes from the 
anode ingot, which is cast from the plutonium metal derived from the MSE process, into a molten-salt 
electrolyte.  The Pu(III) ions are transported through the salt to the cathode where they are reduced to the 
metal.  The pyroredox process recovers plutonium metal from impure scrap material and from spent 
anode heels from the ER process (Clark et al. 2006).  
5.2   IMPORT/EXPORT 
There is no information on the import or export of plutonium.  The import and export of plutonium in the 
United States is governed by the U.S. Nuclear Regulatory Commission (USNRC 2009b). 
5.3   USE 
239
Pu was first used in fission weapons beginning in 1945 (DOE 2005a).  In a reactor of a nuclear power 
plant, the fissioning of 
235
U produce two or three neutrons, which can be absorbed by 
238
U to produce 

---

PLUTONIUM 
155 
5.  PRODUCTION, IMPORT/EXPORT, USE, AND DISPOSAL 
239
Pu.  The 
239
Pu formed can also absorb neutrons and undergo fission, which provides about one-third of 
the total energy produced in a typical commercial nuclear power plant (DOE 2005a).  
238
Pu is used as a 
heat source in nuclear batteries to produce electricity in devices such as unmanned spacecraft, and 
interplanetary probes (DOE 2005a; Koch 2005).  Plutonium is a carefully regulated material under 
government control.  Small quantities are used in research laboratories (Clark et al. 2006) and quantities 
of plutonium oxides are used in MOX (mixed oxide plutonium and uranium) fuels as an alternative to low 
enriched uranium fuel used in light water nuclear power reactors (Makhijani 1997).  
236
Pu and 
242
Pu are 
used as tracers in plutonium determinations in environmental and biological samples (Brouns 1980; DOE 
1997; Kressin et al. 1975).  
5.4   DISPOSAL 
Plutonium isotopes are classified as hazardous substances under Section 102(a) of the Comprehensive 
Environmental Response, Compensation, and Liability Act of 1980 (CERCLA), commonly known as 
Superfund.  Under CERCLA, spills or discharges into the environment of plutonium isotopes of more 
than 0.01 Ci (370 MBq) (
238
Pu, 
239
Pu, 
240
Pu, 
242
Pu, and 
244
Pu), 1 Ci (3.7x10
4 
MBq) (
241
Pu), or 1,000 Ci 
(3.7x10
7 
MBq) (
237
Pu and 
243
Pu) must be reported immediately to the National Response Center (EPA 
2007c).  The final reportable quantities for all radionuclides apply to chemical compounds containing the 
radionuclides and elemental forms regardless of the diameter of pieces of solid material (EPA 2007c). 
During 1944–1988, most nuclear fuel rods and targets irradiated in the reactors at the 14 plutonium-
production reactors at the Hanford and Savannah River Sites were reprocessed to extract the plutonium. 
When the Department of Energy stopped reprocessing spent-fuel elements in April 1992, approximately 
2,700 metric tons of spent fuel were accumulated in 30 storage ponds.  About 99% of this spent fuel is 
stored at the Hanford Site in Washington, the Savannah River Site in South Carolina, the Idaho National 
Engineering Laboratory, and West Valley in New York.  Approximately 30,000 metric tons of spent fuel 
from commercial nuclear power plants are stored at more than 100 nuclear reactor sites around the United 
States (DOE 1996b).  Most spent nuclear fuel is stored in specially designed pools at individual reactor 
sites around the country in 33 states (USNRC 2009a, 2009c). 
The disposal of radioactive waste is regulated by the rules of the USNRC and EPA.  Spent fuel, which 
contains approximately 0.88% 
239,240,241,242
Pu combined, is considered high-level waste (HLW) (Murray 
2005; Murray and Fentiman 2006).  Currently, the preferred method for HLW disposal is deep 
underground burial in a mined cavity; however, no facilities in the United States have been authorized for 

---