DE1514223A1 - Radioisotope enthaltende teilchenfoermige Masse sowie Verfahren zu ihrer Herstellung - Google Patents
Radioisotope enthaltende teilchenfoermige Masse sowie Verfahren zu ihrer HerstellungInfo
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Description
Minnesota Mining and Manufacturing Company, Saint Paul/
Minnesota, V.St,A.
Radioisotope enthaltende teilchenförmige Masse sowie
Verfahren zu ihrer Herstellung
Die Erfindung betrifft radioaktive Quellen und insbesondere
Radioisotope enthaltende Strahlungsquellen, die das radioaktive Material fest und nicht auslaugbar enthalten;
sowie das Verfahren zu ihrer Herstellung.
Es ist vorgeschlagen worden, Radioisotope in die Struktur von synthetischen Harzen einzubauen, und es sind Massen
hergestellt worden, die Tritium oder Kohlenstoff-14 in
der Struktur von synthetischen Harzen bzw. Kunststoffen
einverleibt enthalten. Diese Erzeugnisse sind jedoch verhältnismässig
weich, da sie die physikalischen Eigenschaften dieser Kunststoffe besitzen; und sie weisen eine geringe
potentielle ^pezifIsche Aktivität auf. Gegenüber verhältnismässig
hohen Temperaturen sind sie nicht' beständig
und
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und sind auch in bezug auf den Typ der Ionen, die in
sie einverleibt werden können, beschränkt.
Es ist weiterhin vorgeschlagen worden, radioaktive Isotope
auf Tonen, wie Montmorillonit, zu adsorbieren und das
Material anschliessend zur Erzielung einer harten, feuerfesten Struktur zu brennen. Beim Brennen sintert das Material
jedoch zu einer festen, spröden Masse zusammen, die - wenn sie in Form von Teilchen verwendet werden
soll - gemahlen bzw. anderweitig zerkleinert werden muss, was zur Folge hat, dass die enthaltenen Radioisotope an
den gebildeten frischen Oberflächen blossliegen und auf diese Welse ausgelaugt werden können. Weiterhin kann bei
solchen Tonen nur eine sehr geringe spezifische Radioaktivität
in die gebrannte Masse einverleibt werden. Die Brauchbarkeit derartiger Massen ist begrenzt und beschränkt
sich wahrscheinlich zur Hauptsache darauf, dass auf diese Weise radioaktive Abfälle beseitigt werden
können.
Erfindungsgemäss wird nun ein Verfahren zur Herstellung von radioaktiven Teilchen vorgeschlagen, die aus kohlenstoffhaltigen
bzw. kohlenstoffartigen Massen bestehen, die fest gebundene Radioisotope in sich dlspergiert
enthalten.
demfiss einer weiteren Ausführungsform betrifft die Erfindung
hitzebeständige, mechanisch verhältnismässig
feste
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feste Strahlungsquellen von hoher spezifischer Radioaktivität,
bei denen eineorganische Matrix das radioaktive Material fest gebunden enthält.
Erfindungsgemäss werden radioaktive Quellen mit vorteilhaften Eigenschaften erhalten, indem man eine radioaktive Ionen enthaltende Lösung mit einem teilchenförmigen
organischen Ionenaustauschharz für eine ausreichende Zeitdauer in Berührung bringt, dass ein bedeutender Ionenaustausch stattfinden kann, wonach man das
Harz aus der Lösung entfernt und das Harz, das nun die
radioaktiven Ionen enthält, bei einer Temperatur von bis zu etwa 45O0C wärmebehandelt. Beim Erhitzen findet
eine Schrumpfung und ein Gewichtsverlust, wie z.B. durch
Wasserabspaltung, des Harzes statt, das sich in eine kohlenstoffartige bzw. kohlenstoffhaltige Masse umwandelt,
die keine Ionen mehr austauscht. In dieser Form sind die radioaktiven Ionen fest in der Struktur der
Teilehen gebunden und können nicht mehr aus ihnen ausgelaugt werden, selbst wenn man Lösungen verwendet, die
Ionen enthalten,, die sie normalerweise aus dem Harz
verdrängen würden.
Diese Teilchen sind pheysikalisch recht fest, werden
durch Hitze praktisch nicht angegriffen, zumindest bis
zu den Temperaturen, auf die sie während ihrer Herstellung erhitzt worden sind, und sind befähigt, eine sehr
hohe
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hohe spezifische Radioaktivität zu enthalten. Bis zu
JO Gew..-% Radioisotopenionen können in die Teilchen
einverleibt werden.
Die ursprüngliche Gestalt der Teilchen wird durch die
Wärmebehandlung nicht wesentlich verändert. Die kugelförmigen Harzteilchen bleiben daher kugelförmig und
schrumpfen nur etwa zu glänzenden, dunkelbraunen oder schwarzen Kügelchen zusammen. Unregelmassig gestaltete
Teilchen behalten ebenfalls die gleiche allgemeine Gestalt bei, die sie vor der Wärmebehandlung besessen haben.
- -
Die auf diese Weise erhaltenen Teilchen können zur Herstellung
von selbstleuchtenden Zeichen und Markierungen verwendet werden, wenn sie mit einem Leuchtstoff bzw.
Phosphor kombiniert werden. Von besonderer Brauchbarkeit sind sie auch in der Medizin. So können sie zur
Diagnose und Therapie verwendet sowie wegen ihrer günstigen spezifischen Dichte, die durch geeignete Wahl
der Menge und der Art der verwendeten Ionen eingestellt werden kann, der spezifischen Dichte des Blutes etwa angepasst
werden, so dass sie im Blut suspendiert und durch die Blutgefässe getragen werden können, ohne
sich in Vertiefungen abzusetzen bzw. anzusammeln. Weiterhin lassen sie sich wegen dieser günstigen Dichteeigenschaften
viel leichter in pharmazeutischen Medien
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suspen-
suspendieren, die bei der Diagnose bzw. bei der Behandlung verwendet werden.
Die nach dem erfindungsgemässen Verfahren hergestellten
Teilchen sind gegenüber einem Auslaugen der in ihnen
enthaltenen radioaktiven Teilchen höchst beständig. So können sie längere Zeit in wässrigen bzw. in physiologischen Flüssigkeiten suspendiert werden, ohne dass bedeutende
Mengen an Radioaktivität aus den Teilchen ausgelaugt· werden. Selbst wenn die Teilchen Risse bilden
bzw.zerbrechen, erhöht sich die Auslaugegeschwindigkeit
nicht, obgleiche aus den Bruchflächen eine geringe Menge an radioaktivem Material ausgelaugt werden kann. Offensichtlich
ist das radioaktive Material also nach dem Brennen bzw. Erhitzen in irgendeiner Weise strukturmässig
innerhalb der Poren des Ionenaustauschharzes gebunden. Die exakte Natur dieser Bindung ist nicht genau
bekannt, doch ist anzunehmen, dass die Ionen nicht nur.
auf blossephysikalische Weise in den Poren eingeschlossen
sind, sondern auch chemisch gebunden vorliegen.
Ganz allgemein können bei dem erfindungsgemässen Verfahren
sämtliche radioaktiven Isotope verwendet werden, die in einer Lösung in Form von Ionen vorliegen können.
Eine spezielle Behandlung kann notwendig sein, wenn flüchtige Radioisotope verwendet werden, wie z.B. ein
Brennen der Harzteilohen, die die adsorbierten Ionen
Enthalten,
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enthalten, unter Druck. Besonders brauchbare Radioisotope
sind die kurzlebigen Isotope, wie Yttrium-90, Ytterblum-169* Scandium-46, Chrom-51 und dergl. Diese
Isotope sind durch Halbwertszeiten in der Grössenordnung von weniger als 100 Tagen gekennzeichnet. Die erfindungsgemässen
Teilchen sind jedoch nicht auf die Ver-Wendung dieser Isotope beschränkt, und es können auch
langlebige Isotope verwendet werden, wo es für spezielle Zwecke erforderlich ist. Wertn Radioisotope mit längeren
Halbwertszeiten verwendet werden, werden Harze verwendet, die strahlungsbesandiger sind. Derartige Materialien sind
bekannt und könrm zur Verwendung bei Gelegenheiten, wo
es auf eine Strahlungsbeständigkeit ankommt, leicht ausgewählt werden.
Bei den Ionenaustauschharzen, die bei dem erfindungsgemässen
Verfahren verwendet werden können, handelt es sich um anionische oder kationische organische Ionenaus
tausohharze. Es sind zahlreiche derartige Harze bekannt,
und es ist wohlbekannt, dass sie in Formen erhalten werden können, die einen Austausoh mit speziellen
Ionen gestatten; gegebenenfalls können sie durch Behandlung mit dem,geeigneten Reagens in eine solche Form gebracht
werden.
Beispiele für brauchbare Ionenaustauscher sind u.a. die stark sauren sulfonierten Polystyrolharze, Phenolharze,
die über Methylengruppen gebundene Sulfonsäuregruppe
909850/Q235 enthai-
enthalten, Polystyrolharze, die Phosphoneäuregrüppen
enthalten, Acrylharze, die Carboxylgruppen enthalten,
Polystyrolharzej, die quaternäre Ammoniumgruppen enthalten,
mit Fyridinlumgruppen substituierte Polystyrolharze,
Epoxy-Polyamln-Harze, die tertiäre und quaternäre Ammoniumgruppen
enthalten, Polystyrolharze, die schwach saure Iminodiessigsäuregruppen enthalten, und Polystyrolharze, die Polyamingruppen enthalten. Diese Harze
sind in Teilohenform erhältlich, wie z.B. in Form winziger
Kügelctien mit Durchmessern von 10 - 200μ, oder in Form unregelmässig geformter Teilchen. Sogar Filme
bzw. Folien können aus derartigen Harzen hergestellt werden. Sämtliche dieser Formen können bei dem erfindungsgemässeh
Verfahren verwendet werden; und obgleich
in bezug auf die verwendbare Teilchengrösse keine Beschränkungen bestehen, werden vorzugsweise Kügelchen
bzw. unregelmässig gestaltete Teilchen mit einer Grosse
in der Grössenordnung von etwa 10 - 150μ verwendet.
Grössere Teilchen können für spezielle Zwecke verwendet werden; aus praktischen Gründen wird Jedoch die Teilchengrösse
auf einem Wert gehalten, dass die Teilchen
durch ein Sieb mit einer lichten Maschenweite von 0,297 nun hindurchgehen, was einer Teilchengrösse von
etwa 200μ entspricht. Für medizinische diagnostische bzw. therapeutische Zwecke sind die Teilchen vorzugsweise
kugelförmig; und sie können - wie z.B. durch
" Sieben -
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Sieben - so klassifiziert werden, dass gewährleistet
ist, dass nur Teilchen eines engen Grössenbereichs erhalten
werden. Auf diese Weise können Teilchen erhalten werden, die z.B. zur Einführung in den Blutkreislauf geeignet sind.
Bei den in der Ionenaustauschstufe des erfindungsgemässen Verfahrens verwendeten Lösungen handelt es sich gewöhnlich
um wässrige Lösungen, doch können auch organische Lösungsmittel verwendet werden, in denen die Radioisotope
in Form von Ionen vorliegen. So können z.B. Lösungen von •Radioisotopen in niederen aliphatischen Alkoholen oder
Ketoen verwendet werden, oder man kann wässrige Lösungen benutzen, die organische Lösungsmittel enthalten. Zu
diesen Lösungen können geeignete Mittel zur Einstellung
des gewünschten pH-Wertes gegeben werden, und zwar entweder
saure oder basische Mittel Je nach Lage des Falles. Diese Massnahmen und Mittel sind wohlbekannt, da die
erste Stufe des erfindungsgemässen Verfahrens eine normale lonenaustauschstufe darstellt und in dieser Beziehung
in der üblichen Weise durchgeführt wird. Die angewendeten Verfahren sind ebenfalls wohlbekannt, und der Ionenaustausch
kann einfach in der Weise durchgeführt werden, dass man die Teilehen des Ionenaustaiischharzes mit der
Lösung aufschlämmt oder die Lösung durch eine Säule des
Harzmaterials gibt. Natürlich müssen entsprechend der radioaktiven Natur der verwendeten Isotope geeignete
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Vorsichtsmassnahmen getroffen werden.
Das Brennen der die radioaktiven Ionen enthaltenden Teilchen
wird in einem Ofen durchgeführt, wie z.B. in einem üblichen mit Hilfe elektrischer Widerstände beheizten
Ofen, der die erforderlichen Temperaturn zu liefern vermag. Glasbehälter sind für diesen Zweck recht geeignet
und haben den Vorteil, dass man ihren Inhalt während des
Brennvorganges unter Beobachtung halten kann. Im allgemeinen
werden die getrockneten, d.h. lösungsmittelfreien
Teilchen in den Behälter gebracht, in dem Ofen innerhalb
von etwa 1 Stunde auf die gewünschte Temperatur erhitzt und sodann bei dieser Temperatur etwa 4 Stunden belassen.
Während dieser Zeitdauer schrumpfen die Teilehen unter
Entwicklung von Wasserdampf und anderen Gasen zusammen und nehmen eine schwarze Farbe an,, ohne jedoch zusammenzuschmelzen
oder in irgendeiner anderen Welse aneinanderzuhaften. Die Teilchen werden dann abkühlen gelassen und
sind zur weiteren Behandlung fertig.
Die typischen Veränderungen in der Zusammensetzung der Kügelchen nach dem Brennen lassen sich aus den Ergebnissen
ersehen, die bei der Elementaranalyse eines sulfonierten Polystyrolharz-Ionenaustausohers vor und nach dem Brennen
erhalten wurden. Vor dem Brennen wiesen die luftgetrockneten
Teilehen die folgende prozentuale Zusammensetzung
auf: C 48,3; H 5,Ij 0 32,6j S 13,4. Nach dem Brennen
betrug
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- ίο -
betrug die prozentuale Zusammensetzung C 67,5; H >,0j
0 21,0) S 5,3. Der Gewichtsverlust betrug etwa 80$ des
ursprünglichen Gewichtes. Die Kügelchen schrumpfen beim Brennen gewöhnlich auf etwa 65$ ihres ursprünglichen
Durchmessers zusammen.
Die beim Brennen angewendeten Temperaturen betragen gewöhnlich bis zu etwa 45O°C. Die angewendete Maximaltemperatur
richtet sich nach der Natur der Ionen und des jeweils verwendeten Harzes. Die Mindesttemperatur'
ist der Wert, bei der die Teilchen in eine kohlenstoffartige bzw. kohlenstoffhaltige, nicht mehr ionenaustauschfähige
Form umgewandelt werden, in der die Ionen des Radioisotops - wie sich durch die weiter unten beschriebenen
Auslaugungsprüfversuche ermitteln lässt in nicht auslaugbarer Form fest gebunden sind. Diese
Mindesttemperaturen liegen in der Grössenordnung von 200 - 2500C. Die obere Temperaturgrenze richtet sich
nach dem Punkt, bei dem das Harz vollständig abgebaut bzw. zersetzt wird. Im allgemeinen beginnen sich sämtliche der zur Zeit bekannten Ionenaustauschharze in bedeutendem
Masse bei Temperaturen in der Grössenordnung von 5000C zu zersetzen, so dass sie nach längerem Erhitzen
auf diese Temperaturen nicht mehr befähigt sind, die Radioisotope festzuhalten, wie der Auslaugprüfversueh
zeigt.
Die erflndungsgemässen Erzeugnisse können als Quellen
909850/0235 für
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für radioaktive Strahlen, wie α-, ß- und γ-Strahlen,
verwendet werden. Z.B. können Teilchen, die α-Teilchen emittierende Isotope enthalten/ zur Herstellung von
Fölienmaterialien verwendet werden, indem sie mit einem
geeigneten Trägermaterial verbunden werden. In dieser
Form können sie dann als statische Eliminatoren, d.h.
als Mittel zur Entfernung elektrostatischer Ladungen, verwendet werden. Für diesen Zweck können die· Folienmaterialien z.B. in der Nähe eines Fliess- bzw. Förderbandes
angebracht werden; ein auf dem Band befindliches elektrostatisches Potential wird-dann durch Ionisierung
der umgebenden Luft, wodurch di.e Elektrizität abgeleitet werden kann, praktisch bis auf den Wert Null herabgesetzt
Durch Überziehen mit Phosphoren bzw. Leuchtstoffen, wie_
z.B. in einem organischen Bindemittel, und zwar durch
Überziehen der Teilchen selbst oder durch Überziehen der auf einem Trägermaterial befestigten Teilchen, können
selbstleuchtende Markierungen, Zeichen und dergl. erhalten werden.
2 g eines stark sauren Katlonenaustauschharzes/ wobei
es sich um ein sulfoniertes Harz« vom Polystyroltyp
("Dowex-50") handelte, in Form von Kügelchen mit einem
Durchmesser von $ etwa 10 - 20μ und in der Η-Form wurden zu 50 com einer Lösung gegeben, die 35ΟΟ Millicurie .
Yttrium-90
909850/023S "~—"~~
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Yttrium-90 enthielt und mit Hilfe von Citratpuffer auf
einen pH-Wert von 5,5 gepuffert war. Die Aufschlämmung wurde zum Sieden erhitzt und sodann 1 Stunde geschüttelt,
worauf die Lösung abdekantiert wurde und die IonenaustauscherkUgelchen,
die nun 99*8$ des Radioisotops enthielten,
zweimal mit je 50 ecm Hp0 gewaschen wurden.
Die Kügelchen wurden etwa 1 Stunde an der Luft getrocknet und in einem Glasbehälter in einen Ofen gebracht,
Die Temperatur wurde innerhalb von 1 Stunde auf 35O0C
gebracht und sodann Λ Stunden auf diesem Wert gehalten. Die gebrannten Kügelchen, die nunmehr zusammengeschrumpft
und glänzend schwarz, jedoch noch kurgelförmig waren, wurden aus dem Ofen entfernt und abgekühlt. Sie
wurden dann mit 50 ecm 0,1 η Salpetersäure 16 Stunden behandelt, wobei nur 0,1$ der in den Kügelchen enthaltenen
3500 Millicurie entfernt wurden. Die Kügelchen
wurden weiter zweimal mit je 50 ecm Wasser gewaschen
und sodann 1 Stunde bei 1000C getrocknet.
Das auf diese Weise erhaltene Produkt wurde auf seine
Auslaugbeständigkeit geprüft, indem die Kügelchen in 50 ecm einer G,9#igen Natriumchloridlösung gebracht
und in dieser Lösung l6 Stunden belassen wurden. Eine zu diesem Zeitpunkt κχέ£Η entnommene Probe der überstehenden
Flüssigkeit zeigte bei Untersuchung mit Hilfe
eines
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eines üblichen Oeiger-Müller-Endfensterzählrohres, dass
lediglich 0,01$ des gesamten Yttrlum-90 in löslicher
Form in der überstehenden Flüssigkeit enthalten waren. Das Endprodukt wog 1,4 g und wies eine spezifische
Aktivität von 2500 Millicurle/g auf.
Zur Bestimmung der Auslaugbeständigkeit dieser Teilchen
wurde ein weiterer Prüfversuch durchgeführt, indem 0,1 g
der Teilchen in 10 ecm menschliches Blut gebracht wurden.
Nur 0,5$ der gesamten vorhandenen Radioaktivität waren
nach 5-tägigem Rühren bei einer Temperatur von yj°C
in dem Blut enthalten.
Eine Lösung von 2,41 g Strontiumnitrat in 50 ecm destilliertem
Wasser, die 50 Millicurle Sr-90 enthielt, wurde
durch eine Säule gegeben, die mit 5g kleinen Kügelchen
eines stark sauren Kationenaustauschharzes vom sulfonierten Polystyroityp in der Ammoniumform gefüllt war.
Die Analyse der ausfliessenden Lösung nach 2-maligem Hindürchgeben durch die Säule- zeigt-, dass 9^# des
Sr-90 von dem Ionenaustausohharz adsorbiert worden waren.
Die Kügelohen wurden aus der Säule entfernt und an der
Luft getrocknet. Nach dem Trocknen wurden sie in einen Ofen gebracht und innerhalb von 1 Stunde auf 260°C
erhitzt. Der Ofen wurde darm 19 Stunden auf dieser Temperatur
gehalten, wonach die Kügelohen schwarz und ge-
sohrumpft
909850/023S .'■■■■■;■-r.
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schrumpft waren, obgleich sie noch kugelförmig und glänzend waren. Die Kügelchen wurden aus dem Ofen entfernt
und abgekühlt.
Die auf diese Weise erhaltenen radioaktiven Kügelchen wogen 3,5 g und enthielten 13*5 Millicurie Sr-90 je g.
Das Produkt wurde in 50 ecm Wasser 4 Tage bei Raumtemperatur
eingetaucht. Die "Analyse der überstehenden Lösung mit Hilfe eines Geiger-Müller-Zählrohres zeigte,
dass lediglich 0,01$ des Sr-90 aus den Kügelchen in die Flüssigkeit ausgelaugt worden waren. Die Probe der
Kügelchen wurde weiterhin in 50 ecm einer ü,9#igen Natriumchloridlösung 28 Stunden aufbewahrt. Nach Ablauf
dieser Zeit wurde gefunden, dass 0,06# des Sr-90 aus
den KUgelchen ausgelaugt worden waren.
2 ecm einer wässrigen Thalliumnitratlösung, die etwa
7,5 Millicurie Tl-204 je- ecm enthielten, wurden mit
Wasser auf 7*5 ecm verdünnt, und der pH-Wert wurde mit
verdünnter Salpetersäure auf etwa 6 eingestellt. Etwa 0,2 g kleiner Kügelchen eines stark sauren Kationenaustauscherharzes
(sulfoniertes Harz vom PoIystyroltyp)
in der Η-Form, wurden zu dieser Lösung gegeben, und das Ganze wurde 24 Stunden geschüttelt. Etwa 50$
des Tl-204 wurden von dem Harz während dieser Zeit
adsorbiert, was durch Analyse der überstehenden Flüssigkeit
ermittelt wurde. Die überstehende Flüssigkeit
909850/0235 wurde
wurde abdekantiert und das Harz 1 Stunde bei Raumtemperatur
getrocknet. Nach dem Trocknen wurde das Harz in einen Ofen gebracht und innerhalb von 1 Stunde auf
eine Temperatur von 40O0C erhitzt. Diese Temperatur
wurde 5 Stunden aufrechterhalten, wonach das Harz entfernt und abgekühlt wurde. Die schwarzen Kügelchen wurden
weiter mit 20 ecm einer 8 η Salpetersäure 5 Stunden
bei Raumtemperatur behandelt. Die Kügelchen wurden gewaschen
und 2 Stunden bei 1000C getrocknet. Das Endprodukt wog 0,13 g und wies eine spezifische Aktivität
von 51,2 Millioürie je g auf.Nur 0,12$ desTl-20^ waren
während der oben beschriebenen Behandlung mit Salpetersäure aus den Kügelchen entfernt worden. Die Kügelchen
wurden weiter geprüft, indem sie in 20 ecm einer
0,1 η HCl 16 Stunden aufbewahrt wurden. Die Analyse
der überstehenden Flüssigkeit mit Hilfe eines üblichen
Geiger-Müller-Zählrohres zeigte, dass weniger als 0,01$ des Tl-204 bei dieser Behandlung aus den Kügelchen
entfernt worden waren.
50 com einer wässrigen Lösung, die 100 Millicurie S-35
in Form von Natriumsulfat enthielten, wurden l8 Stunden
mit 1 g eines stark basischen Anionenaustauschharzes
vom Polystyroltyp, das quateraäre Amingruppen enthielt
("Dowex-2"), in Form von kleinen Kügelchen mit einem
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Durchmesser von etwa 50μ geschüttelt. Nach Ablauf dieser Zeit zeigte eineUntersuchung der überstehenden Flüssigkeit
mit Hilfe eines Oeiger-MÜller-Zählrohres, dass 98$
des S-35 von dem Harz aufgenommen worden waren. Die Überstehende Flüssigkeit wurde abdekantiert und das
Harz mit 250 ccm-Anteilen von destilliertem Wasser gewaschen und 4 Stunden an der Luft bei 10O0C getrocknet.
Die Kügelchen wurden dann in einen Ofen von 35O0C gebracht
und 4 Stunden bei dieser Temperatur behandelt. Nach dem Abkühlen waren die Kügelchen schwarz und glänzend
und wogen etwa 0,6 g. Die spezifische Radioaktivität
des Produktes betrug l60 Mllllcurie Je g.
Das auf diese Weise erhaltene Produkt wurde auf seine Auslaugebeständigkeit geprüft, indem etwa 0,4 g der
Kügelchen in 10 ecm 0,1 η Salzsäure gebracht wurden und
das Gemisch mit einem Ultraschallgenerator 1 Stunde behandelt wurde. Danach wurde die Salzsäurelösung geprüft,
und es würde gefunden, dass nur etwa 0,04$ des
in den Teilchen enthaltenen S-35 in die überstehende
Flüssigkeit ausgelaugt worden waren. Die gleiche Probe wurde in 50 ecm 0,1 η Salzsäure 5 Tage bei Raumtemperatur
aufbewahrt. Danach wurde gefunden, dass die überstehende Flüssigkeit etwa 0,05$ der gesamten S-35-Aktivität
enthielt.
Eine grosse Zahl der verschiedensten radioaktiven Materialien mit den verschiedensten Eigenschaften (wie in
.909850/0235 beslug
bezug auf die Halbwertszeit; ob beim radioaktiven
Zerfall Partikel oder Strahlen emittiert werden; sowie in bezug auf die Valenz5 können bei dem erfindungsgemässen
Verfahren verwendet werden. Unter weiteren radioaktiven Ionen (sowohl Kationen als auch
Anlernen), die verwendet werden können befinden sich
So-l^/cs-lJ?, Ag-111, U-235, Au-198, P-J2 und C-l4
sowie Isotope von Jod, Rubidium, Calcium, Barium, Scandium, Titan, Chrom, Mangan, Eisen, Kobalt, Nickel,
Kupfer, Zink, Yttrium,Zirkonium, Indium, Cadmium, den
Seltenen Erdmetallen, Quecksilber, Blei, Amerloium und
Neptunium.
Die Erfindung umfasst ferner mit Metallen überzogene
kohlenstoffhaltige bzw. kohlenstoffartige Kügelchen,
die radioaktive Ionen enthalten. Die Metallüberzüge erhöhen die mechanische Festigkeit und wirken als zusätzliche
Sperrschichten für eine mögliohe Freisetzung radioaktiver Materialien, wie z.B. durch Abplatzen,
Abrieb usw. Dies ist bei vielen Anwendungszwecken der
teilchenförmigen radioaktiven Strahlungsquellen, wie z.B. in der Lebensmittelindustrie, von grosser Bedeutung . So können Flüssigkelten direkt durch ein Bett
der mit einem Metall überzogenen radioaktiven Teilchen
geleitet werden, um diese Flüssigkeiten mit α-, fl-
oder γ-Strahlung zu behandeln, ohne dass die Gefahr
einer 909850/0-235
15U223
einer Kontamination der Flüssigkeit durch ausgelaugte Radioaktivität besteht. Unter den Metallen, die zur
Herstellung von Schutzüberzügen auf den Teilchen verwendet werden können, befinden sich Nickel, Kobalt,
Kupfer, Silber, Gold, Niob, Tantal, Wolfram, Zirkonium, Titan usw.
Das Überziehen lässt sich nach verschiedenen Verfahren erreichen-, wie z.B. durch stromlose Abscheidung oder
durch Elektroabscheidung, durch Aufdampfen usw. Z.B. können die radioaktiven Kügelchen in Form eines Wirbelschichtbettes
mit einem disperglerten (wie z.B. gasförmigen) Metallcarbonyl aufgewirbelt und das Wirbelschichtbett
auf eine ausreichende Temperatur erhitzt werden, um das Carbonyl zu zersetzen und um auf diese
Weise das Metall freizusetzen und auf der Oberfläche der Kügelchen abzuscheiden. Ein weiteres Verfahren besteht
darin, die Teilchen zunächst elektrisch leitend zu machen (durch Überziehen mit Graphit, mit Metallpulvern,
durch Aufdampfen von Metallen usw.) und sie sodann zu galvanisieren. Andere Verfahren können
ebenfalls angewendet werden.
Nach dem Verfahren von Beispiel 2 hergestellte radioaktive Kügelohen (1 g), die etwa IJ,5 Milliourie
Sr-90 enthielten wurden in etwa 100 ecm einer !Obigen
wässrigen
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..;■- 19 -
wässrigen Lösung von Zinn(ll)-Chlorid eingetaucht und sodann, ohne zu trocknen, mit etwa 100 ecm einer
Palladiumohloridlösung behandelt, die etwa 1 g Palladiumchlorid
je Liter Wasser enthielt. Die auf diese Weise behandelten Kügelchen wurden aus der Lösung entfernt
und in noch feuchtem Zustand in ein stromloses Nickelplattierungsbad der folgenden Zusammensetzung
gebracht: _ ,
NiCl2-OH | 2° | 50 | g | auf 1000 ecm |
NaC2H3O^ | 50 | g | 4,5 | |
Na2H2PO2 | .H2O | 10 | g | |
Wasser | bis | |||
pH-Wert | V- |
Das Bad wird auf etwa 9O0C erhitzt. Die Kügelchen werden
in dem Bad etwa 1 Stunde bei dieser Temperatur gerührt,
sodann herausgenommen, mit destilliertem Wasser gewäsehen und getrocknet. Über der gesamten Oberfläche der
Kügelchen hat sich ein Nickelüberzug von etwa 5 - 8μ
Dicke gebildet.
In ahnlicher Weise können unter Anwendung bekannter
stromloser Überzugsverfahren dichte, undurchlässige,
fest haftende Überzüge von Silber, Kupfer, Kobalt und
QoId auf den Kügelchen bzw. Teilchen der Erfindung
erhalten werden.
Die auf diese Weise überzogenen Teilchen sind gegenüber
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15U223
über einer unbeabsichtigten Entfernung der radioaktiven
Materialien aussergewöhnlloh beständig und sind daher
besonders auf den zahlreichen Anwendungsgebieten vorteilhaft, wo es auf eine solche Beständigkeit ankommt.
Patentansprüche
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Claims (9)
- Dr. Expl.P14223"-. 21 ~-~
. P a t e η t a η s ρ r ü c h eTeilchen, die eine Strahlungsquelle darstellen und radioaktive Materialien in einer wasserunlöslichen Matrix enthalten, dadurch gekennzeichnet, dass Radioisotope . innerhalb einer wasserunlöslichen, entwässerten kohlenstoffhaltigen bzw. kohlenstoff artigen Matrix verteilt und in deren Struktur fest gebunden sind, die als Rückstand beim starken Erhitzen eines organischen Ionenaustauschermaterials verbleibt. - 2.) Teilchen nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet/ dass das Radioisotop Yttrium-90 ist.
- 3.) Teilchen nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das Radioisotop Strontium-90 ist.
- 4.) Teilchen nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das Radioisotop Thallium-204 ist.
- 5.) Teilchen naoh Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das Radioisotop Sohwefel-j55 ist.
- 6,) Teilchen nach Anspruch 1 - 5» dadurch gekennzeichnet, dass sie einen Metallüberzug aufweisen.
- 7.) Verfahren zur Herstellung von strahlenden Teilohen, die radioaktive Ionen enthalten, dadurch gekennzeichnet,dass9098 50/0 23 515U223• - 22 -dass man eine Lösung, die radioaktive Ionen enthält, mit einem organischen Ionenaustausoherharζ so lange in Berührung bringt, dass ein bedeutender Ionenaustausch stattfindet, dass man das Harz aus der Lösung entfernt und dass man das die radioaktiven Ionen enthaltende Harz bei einer Wasserabspaltungstemperatur von bis zu etwa 4500C wärmebehandelt; s um das Harz zu schrumpfen und aus ihm Wasser abzuspalten und es in eine kohlenstoffhaltige, nicht mehr ionenaustauschfähige Form umzuwandeln.
- 8.) Verfahren nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, dass das Harz in Form von Teilchen vorliegt.
- 9.) Verfahren nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, dass die Teilchen nach der Wärmebehandlung mit einem Metall überzogen werden.909850/0235
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