DE1514223C - Radioaktive Strahlungsquelle und Ver fahren zu ihrer Herstellung - Google Patents

Description

Die Erfindung bezieht sich auf eine radioaktive Strahlungsquelle, die aus Teilchen eines festen, wasserunlöslichen, hitzebeständigen Trägermaterials mit einem darin verteilten und mit ihm gebundenen Radioisotop besteht, wobei der Träger aus einem wiirmebehandelten Ionenaustauschermaterial besteht und das Radioisotop auf physikalischem und chemischem Wege nicht auslaugbar an das Trägermaterial gebunden ist.

Es ist bekanntgeworden, 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 aufweisen und eine geringe potentielle spezifische Aktivität zeigen. Gegenüber verhältnismäßig

ίο hohen Temperaturen sind sie nicht beständig und sind auch in bezug auf den Typ der Ionen, die in sie einverleibt werden können, beschränkt.

Es ist weiterhin bekanntgeworden, radioaktive Isotope auf Tonen 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 werdensoll — gemahlen bzw. anderweitig zerklei- nert werden muß, was zur Folge hat, daß die enthaltenen Radioisotope an den gebildeten frischen Oberflächen bloßliegen und auf diese Weise ausgelaugt werden können. Weiterhin kann bei solchen Tonen nur eine sehr geringe spezifische Radioas aktivität 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.

Aus der britischen Patentschrift 917 649 ist eine radioaktive Strahlungsquelle bekannt, die aus Teilchen eines anorganischen Ionenaustauschermaterials mit einem darin verteilten und an dieses adsorbierten Radioisotop besteht.

In Atomkernenergie, 5. Jahrgang (1960), Heft 5, S. 183 bis 187, ist ferner beschrieben, daß organisches Ionenaustauschermaterial mit Radioisotopen beladen und als radioaktive Strahlungsquelle benutzt werden kann.

Aus den deutschen Patentschriften 897 742 und 901 685 ist schließlich bekannt, daß zur Verhinderung einer unbeabsichtigten Entfernung von radioaktiven Materialien Überzüge aus nicht aktivem Metall auf den radioaktiven Teilchen angebracht werden können.

Diese bekannten Strahlungsquellen sind insbesondere hinsichtlich einer diagnostischen und therapeutischen Einsatzfähigkeit nicht befriedigend, was unter anderem auf eine ungeeignete spezifische Dichte dieser bekannten radioaktiven Strahlungsquellen zurückzuführen sein mag.

Aufgabe der Erfindung ist es nun, radioaktive Strahlungsquellen zur Verfügung zu stellen, die auf physikalischem und chemischem Wege nicht auslaugbar sind und eine spezifische Dichte aufweisen, die dem des Blutes oder von anderen Körperflüssigkeiten nahekommt, so daß die Strahlung^quellen besser für diagnostische und therapeutische Zwecke eingesetzt werden können.

Diese Aufgabe wird bei der eingangs genannten radioaktiven Strahlungsquelle dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß das Trägermaterial aus einem verkohlten organischen Ionenaustauscher besteht.
Die radioaktive Strahlungsquelle gemäß der Erfindung wird nach einem Verfahren hergestellt, nach dem man eine Lösung, die radioaktive Ionen enthält, mit einem Ionenaustauschharz so lange in Berührung bringt, bis ein bedeutender Ionenaustausch statt-

gefunden hat, und man das Harz aus der Lösung entfernt, wobei das Verfahren gemäß der Erfindung dadurch gekennzeichnet ist, daß man ein organisches Ionenaustauschharz verwendet und man das die radioaktiven Ionen enthaltende Harz bei einer Wasserabspaltungstemperatur von bis zu etwa 450° C wärmebehandelt und dabei das Harz unter Schrumpfung und Wasserabspaltung in eine kohlenstoffhaltige bzw. kohlenstoffartige, nicht mehr ionenaustauschfähige Form umwandelt. In dieser Form sind die radioaktiven Ionen fest in der Struktur der Teilchen 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 physikalisch 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 spezifische Radioaktivität zu enthalten. Bis zu 30 Gewichtsprozent Rodioisotopen 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. Unregelmäßig 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 werden 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 suspendieren, die bei der Diagnose bzw. bei der Behandlung verwendet werden.

Die nach dem Verfahren gemäß der Erfindung 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. 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 bloße physikalische Weise in den Poren eingeschlossen sind, sondern auch chemisch gebunden vorliegen.

Ganz allgemein können bei dem Verfahren gemäß der Erfindung 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 Harzteilchen, die die adsorbierten Ionen enthalten, unter Druck. Besonders brauchbare Radioisotope sind die kurzlebigen Isotope, wie Yttrium-90, Ytterbium-169, Scandium-46, Chrom-51 u. dgl. Diese Isotope sind durch Halbwertszeiten in der Größenordnung von weniger als 100 Tagen gekennzeichnet. Die erfindungsgemäßen Teilchen sind jedoch nicht auf die

ίο Verwendung dieser Isotope beschränkt, und es können auch langlebige Isotope verwendet werden, wo es für spezielle Zwecke erforderlich ist. Wenn Radioisotope mit längeren Halbwertszeiten verwendet werden, werden Harze verwendet, die strahlungsbeständiger sind. Derartige Materialien sind bekannt und können zur Verwendung bei Gelegenheiten, wo es auf eine Strahlungsbeständigkeit ankommt, leicht ausgewählt werden.

Bei den Ionenaustauschharzen, die bei dem Verfahren gemäß der Erfindung verwendet werden können, handelt es sich um anionische oder kationische organische Ionenaustauschharze. Es sind zahlreiche derartige Harze bekannt, und es ist wohlbekannt, daß sie in Formen erhalten werden können, die einen Austausch mit speziellen Ionen gestatten; gegebenenfalls können sie durch Behandlung mit dem geeigneten Reagens in eine solche Form gebracht werden. Beispiele für brauchbare Ionenaustauscher sind unter anderem die stark"sauren sulfonierten PoIystyrolharze, Phenolharze, die über Methylengruppen gebundene Sulfonsäuregruppen enthalten, Polystyrolharze, die Phosphonsäuregruppen enthalten, Acrylharze, die Carboxylgruppen enthalten, Polystyrolharze, die quaternäre Ammoniumgruppen enthalten, mit Pyridiniumgruppen substituierte Polystyrolharze, Epoxy-Polyamin-Harze, die tertiäre und quaternäre Ammoniumgruppen enthalten, Polystyrolharze, die schwach saure Iminodiessigsäuregruppen enthalten, und Polystyrolharze, die Polyamingruppen enthalten.

*o Diese Harze sind in Teilchenform erhältlich, wie z. B. in Form winziger Kügelchen mit Durchmessern von 10 bis 200 μ, oder in Form unregelmäßig geformter Teilchen. Sogar Filme bzw. Folien können aus derartigen Harzen hergestellt werden. Sämtliche dieser Formen können bei dem erfindungsgemäßen Verfahren verwendet werden; und obgleich in bezug auf die verwendbare Teilchengröße keine Beschränkungen bestehen, werden vorzugsweise Kügelchen bzw. unregelmäßig gestaltete Teilchen mit einer Größe in der Größenordnung von etwa 10 bis 150 μ 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 mm hindurchgehen, was einer Teilchengröße von etwa 200 μ entspricht. Für medizinische diagnostische bzw. therapeutische Zwecke sind die Teilchen vorzugsweise kugelförmig; und sie können — wie z. B. durch 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 Verfahrens gemäß der Erfindung verwendeten Lösungen handelt es sich gewöhnlich um wäßrige Lösungen, doch können auch organische Lösungsmittel verwendet wer-

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den, in denen die Radioisotope in Form von Ionen peraturgrenze richtet sich nach dem Punkt, bei dem

vorliegen. So können z. B. Lösungen von Radio- das Harz vollständig abgebaut bzw. zersetzt wird. Im isotopen in niederen aliphatischen Alkoholen oder allgemeinen beginnen sich sämtliche der zur Zeit be-

Ketonen verwendet werden, oder man kann wäßrige kannten Ionenaustauschharze in bedeutendem Maße

Lösungen benutzen, die organische Lösungsmittel 5 bei Temperaturen in der Größenordnung von 500° C

enthalten. Zu diesen Lösungen können geeignete zu zersetzen, so daß sie nach längerem Erhitzen auf

Mittel zur Einstellung des gewünschten pH-Wertes diese Temperaturen nicht mehr befähigt sind, die

gegeben werden, und zwar entweder saure oder ba- Radioisotope festzuhalten, wie der Auslaugprüf-

sische Mittel, je nach Lage des Falles. Diese Maß- versuch zeigt.

nahmen und Mittel sind wohlbekannt, da die erste io Die radioaktive Strahlungsquelle nach der Erfin-Stufe des erfindungsgemäßen Verfahrens eine nor- dung kann als solche α-, β- und y-Strahlen emittieren, male Ionenaustauschstufe darstellt und in dieser Be- Zum Beispiel können Teilchen, die α-Teilchen emitziehung in der üblichen Weise durchgeführt wird. tierende Isotope enthalten, zur Herstellung von Die angewendeten Verfahren sind ebenfalls wohl- Folienmaterialien verwendet werden, indem sie mit bekannt, und der Ionenaustausch kann einfach in 15 einem geeigneten Trägermaterial verbunden werden, der Weise durchgeführt werden, daß man die Teil- In dieser Form können sie dann als statische Elimichen des Ionenaustauschharzes mit der Lösung auf- natoren, d. h. als Mittel zur Entfernung elektroschlämmt oder die Lösung durch eine Säule des statischer Ladungen, verwendet werden. Für diesen Harzmaterials gibt. Natürlich müssen entsprechend Zweck können die Folienmaterialien z. B. in der der radioaktiven Natur der verwendeten Isotope ge- 20 Nähe eines Fließ- bzw. Förderbandes angebracht eignete Vorsichtsmaßnahmen getroffen werden. werden; ein auf dem Band befindliches elektro-Das Brennen der die radioaktiven Ionen enthalten- statisches Potential wird dann durch Ionisierung der den Teilchen wird in einem Ofen durchgeführt, wie umgebenden Luft, wodurch die Elektrizität abgeleitet z. B. in einem üblichen mit Hilfe elektrischer Wider- werden kann, praktisch bis auf den Wert Null herabstände beheizten Ofen, der die erforderlichen Tem- 25 gesetzt.

peraturen zu liefern vermag. Glasbehälter sind für Durch Überziehen mit Phosphoren bzw. Leuchtdiesen Zweck recht geeignet und haben den Vorteil, stoffen, wie z. B. in einem organischen Bindemittel, daß man ihren Inhalt während des Brennvorganges und zwar durch Überziehen der Teilchen selbst oder unter Beobachtung halten kann. Im allgemeinen wer- durch Überziehen- der auf einem Trägermaterial beden die getrockneten, d. h. lösungsmittelfreien Teil- 30 festigten Teilchen, können selbstleuchtende Markiechen in den Behälter gebracht, in dem Ofen innerhalb rungen, Zeichen u. dgl. erhalten werden,
von etwa 1 Stunde auf die gewünschte Temperatur . .
erhitzt und sodann bei dieser Temperatur etwa Beispiel 1
4 Stunden belassen. Während dieser Zeitdauer 2 g eines stark sauren Kationenaustauschharzes, schrumpfen die Teilchen unter Entwicklung von 35 wobei es sich um ein sulfoniertes Harz vom PoIy-Wasserdampf und anderen Gasen zusammen und styroltyp handelte, in Form von Kügelchen mit einem nehmen eine schwarze Farbe an, ohne jedoch zu- Durchmesser von etwa 10 bis 20 μ und in der sammenzuschmelzen oder in irgendeiner anderen Η-Form wurden zu 50 ecm einer Lösung gegeben, Weise aneinanderzuhaften. Die Teilchen werden die 3500 Millicurie Yttrium-90 enthielt und mit Hilfe dann abkühlen gelassen und sind zur weiteren Be- 40 von Citratpuffer auf einen pH-Wert von 5,5 gepuffert handlung fertig. war. Die Aufschlämmung wurde zum Sieden erhitzt Die typischen Veränderungen in der Zusammen- und sodann 1 Stunde geschüttelt, worauf die Lösung setzung der Kügelchen nach dem Brennen lassen sich abdekantiert wurde und die Ionenaustauscherkügelaus den Ergebnissen ersehen, die bei der Elementar- chen, die nun 99,8 °/o des Radioisotops enthielten, analyse eines sulfonierten Polystyrolharz-Ionen- 45 zweimal mit je 50 ecm H₂O gewaschen wurden. Die austauschers vor und nach dem Brennen erhalten Kügelchen wurden etwa 1 Stunde an der Luft gewurden. Vor dem Brennen wiesen die luftgetrock- trocknet und in einem Glasbehälter in einen Ofen neten Teilchen die folgende prozentuale Zusammen- gebracht. Die Temperatur wurde innerhalb von setzung auf: C: 48,3; H: 5,1; 0: 32,6; S : 13,4. Nach 1 Stunde auf 350° C gebracht und sodann 4 Stunden dem Brennen betrug die prozentuale Zusammen- 50 auf diesem Wert gehalten. Die gebrannten Kügelchen, setzung C: 67,5; H: 3,0; 0:21,0; S : 3,3. Der Ge- die nunmehr zusammengeschrumpft und glänzend wichtsverlust betrug etwa 80% des ursprünglichen schwarz, jedoch noch kugelförmig waren, wurden Gewichtes. Die Kügelchen schrumpfen beim Brennen aus dem Ofen entfernt und abgekühlt. Sie wurden gewöhnlich auf etwa 65% ihres ursprünglichen dann mit 50 ecm 0,1 n-Salpetersäure 16 Stunden beDurchmessers zusammen. 55 handelt, wobei nur 0,1% der in den Kügelchen ent-Die beim Brennen angewendeten Temperaturen haltenen 3500 Millicurie entfernt wurden. Die Kügelbetragen, wie oben angegeben ist, bis zu etwa 450° C. chen wurden weiter zweimal mit je 50 ecm Wasser Die angewendete Maximaltemperatur richtet sich gewaschen und sodann 1 Stunde bei 100° C genach der Natur der Ionen und des jeweils verwen- trocknet.

deten Harzes. Die Mindesttemperatur ist der Wert, 60 Das auf diese Weise erhaltene Produkt wurde auf bei dem die Teilchen in eine kohlenstoffartige bzw. seine Auslaugbeständigkeit geprüft, indem die Kügelkohlenstoffhaltige, nicht mehr ionenaustauschfähige chen in 50 ecm einer 0,9%igen Natriumchloridlösung Form umgewandelt werden, in der die Ionen des gebracht und in dieser Lösung 16 Stunden belassen Radioisotops — wie sich durch die weiter unten wurden. Eine zu diesem Zeitpunkt entnommene beschriebenen Auslaugungsprüfversuche ermitteln 65 Probe der überstehenden Flüssigkeit zeigte bei Unterläßt — in nicht auslaugbarer Form fest gebunden suchung mit Hilfe eines üblichen Geiger-Müller-Endsind. Diese Mindesttemperaturen liegen in der fensterzählrohres, daß lediglich 0,01% des gesamten Größenordnung von 200 bis 250° C. Die obere Tem- Yttrium-90 in löslicher Form in der überstehenden

Flüssigkeit enthalten waren. Das Endprodukt wog 1,4 g und wies eine spezifische Aktivität von 2500 Millicurie/g auf.

Zur Bestimmung der Auslaugbeständigkeit dieser Teilchen wurden 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 5tägigem Rühren bei einer Temperatur von 37° C in dem Blut enthalten.

Beispiel 2

Eine Lösung von 2,41 g Strontiumnitrat in 50 ecm destilliertem Wasser, die 50 Millicurie Sr-90 enthielt, wurde durch eine Säule gegeben, die mit 5 g kleinen Kügelchen eines stark sauren Kationenaustauschharzes vom sulfonierten Polystyroltyp in der Ammoniumform gefüllt war. Die Analyse der ausfließenden Lösung nach 2maligem Hindurchgeben durch die Säule zeigt, daß 94% des Sr-90 von dem Ionenaustauschharz adsorbiert worden waren. Die Kügelchen 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 dann 19 Stunden auf dieser Temperatur gehalten, wonach die Kügelchen schwarz und geschrumpft 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 Gramm. 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 0,9%igen Natriumchloridlösung 28 Stunden aufbewahrt. Nach Ablauf dieser Zeit wurde gefunden, daß 0,06% des Sr-90 aus den Kügelchen ausgelaugt worden waren.

Beispiel 3

2 ecm einer wäßrigen Thalliumnitratlösung, die etwa 7,5 Millicurie Tl-204 je Kubikzentimeter 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 Polystyroltyp) in der H-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 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 400° C erhitzt. Diese Temperatur wurde 5 Stunden aufrechterhalten, wonach das Harz entfernt und abgekühlt wurde. Die schwarzen Kügelchen wurden weiter mit 20 ecm einer 8 n-Salpetersäure 5 Stunden bei Raumtemperatur behandelt. Die Kügelchen wurden gewaschen und 2 Stunden bei 100° C getrocknet. Das Endprodukt wog 0,13 g und wies eine spezifische Aktivität von 51,2 Millicurie je Gramm auf. Nur 0,12% des Tl-204 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 n-HCl 16 Stunden aufbewahrt wurden. Die Analyse der überstehenden Flüssigkeit mit Hilfe eines üblichen Geiger-Müller-Zählrohres zeigte, daß weniger als 0,01 °/o des Tl-204 bei dieser Behandlung aus den Kügelchen entfernt worden waren.

Beispiel 4

50 ecm einer wäßrigen Lösung, die 100 Millicurie S-35 in Form von Natriumsulfat enthielten, wurden 18 Stunden mit 1 g eines stark basischen Anionenaustauschharzes vom Polystyroltyp, das quaternäre Amingruppen enthielt, in Form von kleinen Kügelchen mit einem Durchmesser von etwa 50 μ geschüttelt. Nach Ablauf dieser Zeit zeigte eine Untersuchung der überstehenden Flüssigkeit mit Hilfe eines Geiger-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 100° C getrocknet. Die Kügelchen wurden dann in einen Ofen von 350° C 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 160 Millicurie je Gramm.

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 wurde 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 n-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 bezug auf die Halbwertszeit, ob beim radioaktiven Zerfall Partikeln oder Strahlen emittiert werden, sowie in bezug auf die Valenz) können bei dem Verfahren gemäß der Erfindung verwendet werden. Unter weiteren radioaktiven Ionen (sowohl Kationen als auch Anionen), die verwendet werden können, befinden sich Sc-134, Cs-137, Ag-Hl, U-235, Au-198, P-32 und C-14 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, Americium 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 mögliche 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 Flüssigkeiten direkt durch ein Bett der mit

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einem Metall überzogenen radioaktiven Teilchen ge- getaucht und sodann, ohne zu trocknen, mit etwa leitet werden, um diese Flüssigkeiten mit «-, ß- oder 100 ecm einer Palladiumchloridlösung behandelt, y-Strahlung zu behandeln, ohne daß die Gefahr einer die etwa 1 g Palladiumchlorid je Liter Wasser entKontamination der Flüssigkeit durch ausgelaugte hielt. Die auf diese Weise behandelten Kügelchen Radioaktivität besteht. Unter den Metallen, die zur 5 wurden aus der Lösung entfernt und in noch feuch-Herstellung von Schutzüberzügen auf den Teilchen tem Zustand in ein stromloses Nickelplattierungsbad verwendet werden können, befinden sich Nickel, der folgenden Zusammensetzung gebracht:
Kobalt, Kupfer, Silber, Gold, Niob, Tantal, Wolfram,
Zirkonium, Titan usw. NiCl₂-OH₂O 30 g

Das Überziehen läßt sich nach verschiedenen Ver- io NaC₂H₃O₃ 50 g

fahren erreichen, wie z. B. durch stromlose Abschei- Na₂H₂PO₂ · H₂O 10 g

dung oder durch Elektroabscheidung, durch Auf- Wasser bis auf 1000 ecm

dampfen usw. Zum Beispiel können die radioaktiven pH-Wert 4 bis 4,5

Kügelchen in Form eines Wirbelschichtbettes mit

einem dispergierten (wie z. B. gasförmigen) Metall- 15 Das Bad wird auf etwa 90° C erhitzt. Die Kügel-

carbonyl aufgewirbelt und das Wirbelschichtbett auf chen werden in dem Bad etwa 1 Stunde bei dieser

eine ausreichende Temperatur erhitzt werden, um Temperatur gerührt, sodann herausgenommen, mit

das Carbonyl zu zersetzen und um auf diese Weise destilliertem Wasser gewaschen und getrocknet. Über

das Metall freizusetzen und auf der Oberfläche der der gesamten Oberfläche der Kügelchen hat sich ein

Kügelchen abzuscheiden. Ein weiteres Verfahren be- 20 Nickelüberzug von etwa 5 bis 8 μ Dicke gebildet,

steht darin, die Teilchen zunächst elektrisch leitend In ähnlicher Weise können unter Anwendung be-

zu machen (durch Überziehen mit Graphit, mit kannter stromloser Überzugsverfahren dichte, un-

Metallpulvern, durch Aufdampfen von Metallen durchlässige, fest haftende Überzüge von Silber,

usw.) und sie sodann zu galvanisieren. Andere Ver- Kupfer, Kobalt und Gold auf den Kügelchen bzw.

fahren können ebenfalls angewendet werden. 25 Teilchen der Erfindung erhalten werden.

. . Die auf diese Weise überzogenen Teilchen sind

Beispiel 5 gegenüber einer unbeabsichtigten Entfernung der

Nach dem Verfahren von Beispiel 2 hergestellte radioaktiven Materialien außergewöhnlich beständig

radioaktive Kügelchen (1 g), die etwa 13,5 Millicurie und sind daher besonders auf den zahlreichen An-

Sr-90 enthielten, wurden in etwa 100 ecm einer 30 Wendungsgebieten vorteilhaft, wo es auf eine solche

lO°/oigen wäßrigen Lösung von Zinn(II)-chlorid ein- Beständigkeit ankommt.

Claims (10)

Patentansprüche:

1. Radioaktive Strahlungsquelle, die aus Teilchen eines festen, wasserunlöslichen, hitzebeständigen Trägermaterials mit einem darin verteilten und mit ihm gebundenen Radioisotop besteht, wobei der Träger aus einem wärmebehandelten Ionenaustauschermaterial besteht und das Radioisotop auf physikalischem und chemischem Wege nicht auslaugbar an das Trägermaterial gebunden ist, dadurch gekennzeichnet, daß das Trägermaterial aus einem verkohlten organischen Ionenaustauscher besteht.

2. Radioaktive Strahlungsquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Radioisotop Yttrium-90 ist.

3. Radioaktive Strahlungsquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Radioisotop Strontium-90 ist.

4. Radioaktive Strahlungsquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Radioisotop Thallium-204 ist.

5. Radioaktive Strahlungsquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Radioisotop Schwefel-35 ist.

6. Radioaktive Strahlungsquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Radioisotop Uran ist.

7. Radioaktive Strahlungsquelle nach Ansprüchen 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Teilchen einen Metallüberzug aufweisen.

8. Verfahren zur Herstellung einer radioaktiven Strahlungsquelle nach Ansprüchen 1 bis 6 durch Inberührungbringen einer Lösung, die radioaktive Ionen enthält, mit einem Ionenaustauschharz, und zwar so lange, bis ein bedeutender Ionenaustausch stattgefunden hat, und Entfernen des Harzes aus der Lösung, dadurch gekennzeichnet, daß man ein organisches Ionenaustauschharz verwendet und man das die radioaktiven Ionen enthaltende Harz bei einer Wasserabspaltungstemperatur von bis zu etwa 450° C wärmebehandelt und dabei das Harz unter Schrumpfung und Wasserabspaltung in eine kohlenstoffhaltige, nicht mehr ionenaustauschfähige Form umwandelt.

9. Verfahren nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß das Harz in Form von Teilchen vorliegt.

10. Verfahren nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Teilchen nach der Wärmebehandlung mit einem Metall überzogen werden.