Toxicological Profile for Plutonium

PLUTONIUM 
198 
7.  ANALYTICAL METHODS 
Table 7-1.  Analytical Methods for Determining Plutonium in Biological Materials 
Sample matrix  Preparation method 
Analytical 
method 
Sample 
detection limit 
Percent 
recovery  Reference 
Fecal matter 
Wet ash; filter; extract; 
electrodeposition on 
platinum disk 
α spectro
­
metry 
No data 
No data  Singh and 
Wrenn 1988 
Bones 
Dry ash; reduce valence 
state; extract; electro­
deposition on platinum disk 
α spectro
­
metry 
No data 
No data  Singh and 
Wrenn 1988 
Milk 
Dry ashed; dissolution in 
HCl; extraction with 
triisooctylamine; 
coprecipitate with lanthanum 
fluoride; filtration 
α spectro
­
metry 
No data 
No data  EPA 1984 
(Method 
00-09) 
Plant 
Dissolve starch; filter; wet 
ash; extract; electro­
deposition on platinum disk 
α spectro
­
metry 
0.0027 pCi 
(0.1x10
-4 
Bq) 
No data  Bunzl and 
Kracke 1987 
ICP-MS = inductively coupled plasma-mass spectrometry 

---

PLUTONIUM 
199 
7.  ANALYTICAL METHODS 
with a high content of total dissolved solids, requiring chemical separation of the analyte from the 
dissolved flux material (Wolf 2006). 
Plutonium solutions that contain:  (1) other alpha-particle emitters (e.g., americium and neptunium); or 
(2) large amounts of fission products (e.g., cesium), or interfering amounts of other substances such as 
iron, calcium, uranium, and phosphorous need to undergo additional chemical separation procedures.  
Non-radioactive carriers, such as lanthanum fluoride (LaF
3
), neodymium fluoride (NdF
3
), and zirconium 
phenylphosphate (ZrC
6
H
6
PO
4
), are used to selectively precipitate the lanthanides.  Solvent extraction and 
ion exchange separation methods are preferred methods because of better separations.  In addition, they 
do not involve the addition of nonvolatile substances resulting in an easier preparation of the co-
precipitation source used for alpha-particle counting. 
These extraction techniques can be made very efficient and selective by adjusting the oxidation state of 
the plutonium and other sample constituents.  Common extraction methods specific for plutonium use 
2-thenoyltrifluoroacetone (TTA), tetrapropylammonium trinitrate in isopropylacetone or triisooctylamine, 
cupferron in chloroform, tributylphosphate, and tri-octylphosphine dioxide.  Anion exchange methods 
with either nitric or hydrochloric acid solutions are commonly used.  Cation exchange column methods 
are less frequently used (Brouns 1980). 
Prior to measurement, the separated and purified plutonium is typically deposited as a very thin layer on a 
highly polished metal plancet.  Two techniques that are commonly used are:  (1) electrodeposition; and 
(2) co-precipitation with a carrier.  In electrodeposition, the plutonium is electrodeposited on a polished 
stainless steel, or platinum disk.  In the co-precipitation technique, actinides can be co-precipitated from a 
large volume of solution using anions such as fluorides, hydroxides, and phosphate.  Actinides in the tri-
or tetravalent state can be removed from solution by the addition of lanthanide fluoride carriers, such as 
NdF
3 
or LaF
3
, which are used to co-precipitate the separated and purified plutonium from solution.  Iron 
hydroxide can also be used to co-precipitate actinides from a carbonate-free solution.  The precipitate is 
then prepared for counting by either filtration or by evaporation of a slurry of the precipitate onto a 
stainless steel disk (Hindman 1983; Mitchell 1960; Sill and Williams 1981; Talvitie 1972; Wolf 2006).  
The U.S. Department of Energy Environmental Measurement Laboratory Procedures Manual and the U.S. 
Transuranium and Uranium Registries Radio Analysis Procedures Manual provide techniques for the 
determination of plutonium in biological samples using alpha spectroscopy (DOE 1997; USTUR 2001).  

---

PLUTONIUM 
200 
7.  ANALYTICAL METHODS 
The other two alpha-particle emitting plutonium isotopes, 
236
Pu and 
242
Pu, are normally not found in 
environmentally significant quantities, and are not common constituents of nuclear fuels or waste waters.  
Therefore, they can be used as tracers to aid in the analysis of other isotopes.  In this calibration 
procedure, a known quantity of a tracer is added to the sample being analyzed in order to determine the 
yield.  This is the percentage of the total amount of plutonium in the sample that is actually measured in 
the electrodeposited amount after the separation, purification, and preparation of the source (Brouns 
1980). 
The most critical step in the analysis of biological samples is complete dissolution of the sample to assure 
solubilization of all plutonium compounds.  Biological samples are generally dissolved by wet ashing or a 
combination of wet and dry ashing.  High temperatures (700–1,000 °C) during ashing should be avoided 
in order to prevent the formation of an insoluble form of plutonium dioxide (Nielson and Beasley 1980; 
Sill 1975).  Plutonium that has been distributed to urine, blood, or soft tissue as a result of metabolic 
processes is usually in a readily soluble form.  Lung tissue, feces, and excised tissue from wound sites 
will likely contain insoluble forms of plutonium and will require treatment with HF and repeated ashings 
to effect solubilization.  Tissues, feces, and vegetation require repeated treatment with a mixture of 
concentrated nitric acid (HNO
3
), perchloric acid (HClO
4
), and sulfuric acid (H
2
SO
4
) in order to oxidize 
the large amount of organic materials in these samples.  If an insoluble residue remains after repeated 
ashings, then fusion of the residue with gram quantities of an inorganic flux (e.g., sodium carbonate, 
sodium pyrosulfate) can be used to effect solution.  Known amounts of a plutonium isotope are 
commonly added subsequent to the dissolution step so that the percentage of plutonium recovered after 
separation and purification (i.e., the yield) may be determined.  This added plutonium must be in the same 
chemical form as the plutonium in the sample or the yield estimates will not reflect the percentage of 
plutonium recovered from the dissolved sample (EPA 1976a; Nielson and Beasley 1980). 
Methods used for concentrating plutonium in a sample by a carrier are often specific to one oxidation 
state of the plutonium.  For example, the classical bismuth phosphate-lanthanum fluoride method of 
concentrating plutonium from urine samples is specific to plutonium in the tri- and tetravalent states and 
will leave plutonium(VI) in solution.  The fate of the various oxidation states of plutonium in humans is 
not well understood and analysis procedures must insure reduction or oxidation of plutonium into 
appropriate oxidation states.  Liver and kidney samples may contain metals (e.g., iron) that may greatly 
reduce chemical yields during the final electrodeposition step (EPA 1976a). 

---