EP0936631A2 - Carrier for radionuclides, method for fabricating the same and miniaturized radioactive source - Google Patents

Carrier for radionuclides, method for fabricating the same and miniaturized radioactive source Download PDF

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EP0936631A2 EP98250451A EP98250451A EP0936631A2 EP 0936631 A2 EP0936631 A2 EP 0936631A2 EP 98250451 A EP98250451 A EP 98250451A EP 98250451 A EP98250451 A EP 98250451A EP 0936631 A2 EP0936631 A2 EP 0936631A2
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mass
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    • G21G4/06—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features
    • G21G4/08—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features specially adapted for medical application

Definitions

  • the invention relates to a method for manufacturing of a new carrier material for radionuclides with one increased compared to known carrier materials Absorbance for the radioactive substances.
  • the invention also relates to the new Carrier material itself as well as miniaturized radioactive Radiation sources with increased dose rate, which under Using this material.
  • the object of the invention was therefore to miniaturize radioactive sources with an increased, for medical applications sufficient dose rate to manufacture.
  • the object of the invention is surprisingly simple by providing a modified carrier material solved with pore structure, which has an increased absorption capacity for radionuclides and according to claim 1 is manufactured.
  • the addition of a polysaccharide to the carrier material when baking out achieves a fine pore structure, whereby a enlarged inner surface arises.
  • the carrier material used for the production have an average grain diameter of 80 to 110 ⁇ m.
  • the grain diameter of the polysaccharide should be preferably ⁇ 50 ⁇ m.
  • the carrier materials used according to the invention For example, titanium dioxide, zirconium dioxide, Be aluminum oxide or silicon oxide. However, it does come generally all solid carrier materials in question, which in are able to take up radionuclides.
  • water can be added with a few Drop of a, preferably 20%, surfactant solution can be shifted for better gliding ability
  • Homogenizing the mass is carried out using conventional means such as one evacuable kneader, while also simultaneously any air pockets are removed. Should cylindrical carriers are made, so it can Forming the mass by extrusion or extrusion respectively. But also forming balls or tubes is possible with the kneadable mass. Then will the mass air-dried and then at one Temperature from 800 to 1300 ° C depending on the Carrier material until the formation of a pore structure annealed.
  • the polysaccharide is added in a deficit.
  • the ratio of carrier material to polysaccharide is between 6: 4 to 9: 1.
  • 70 to 90% by mass of titanium dioxide is preferably mixed with 30 to 10% by mass of the polysaccharide.
  • zirconium dioxide as a carrier material. If such a support is soaked in a conventional manner, for example with a 90 Sr (NO 3 ) 2 solution, dried and annealed at 1250 ° C., a strontium-90-titanate radiation source with an activity of 12-15 mCi / mm 3 can be used getting produced.
  • the activity of the radiation source can be increased further if the carrier material produced according to the invention, which has a size of 0.6 to 0.8 mm 3 for a miniaturized radiation source, is soaked in small portions with the radionuclide solution and after each impregnation step brief tempering is carried out at 800 ° C for a maximum of 30 minutes. With an activity concentration of 7.5 to 10 mCi / ⁇ l, four impregnation steps are usually sufficient to achieve an activity of the miniature radiation source of 20 mCi / per mm 3 . After the last impregnation step, tempering takes place at 1000 to 1300 ° C (depending on the carrier material) for approx. One hour.
  • the carrier impregnated with the radionuclide is in Stainless steel vessels of the same shape filled with a Provide sealing cap and laser welded.

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Abstract

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung eines neuen Trägermaterials für Radionuklide mit einem im Vergleich zu bekannten Trägermaterialien erhöhten Aufnahmevermögen für die radioaktiven Substanzen. Gegenstand der Erfindung sind auch das neue Trägermaterial selbst sowie miniaturisierte radioaktive Strahlungsquellen mit erhöhter Dosisleistung, die unter Verwendung dieses Materials hergestellt wurden.The invention relates to a method for manufacturing of a new carrier material for radionuclides with one increased compared to known carrier materials Absorbance for the radioactive substances. The invention also relates to the new Carrier material itself as well as miniaturized radioactive Radiation sources with increased dose rate, which under Using this material.

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung eines neuen Trägermaterials für Radionuklide mit einem im Vergleich zu bekannten Trägermaterialien erhöhten Aufnahmevermögen für die radioaktiven Substanzen. Gegenstand der Erfindung sind auch das neue Trägermaterial selbst sowie miniaturisierte radioaktive Strahlungsquellen mit erhöhter Dosisleistung, die unter Verwendung dieses Materials hergestellt wurden.The invention relates to a method for manufacturing of a new carrier material for radionuclides with one increased compared to known carrier materials Absorbance for the radioactive substances. The invention also relates to the new Carrier material itself as well as miniaturized radioactive Radiation sources with increased dose rate, which under Using this material.

Für medizinische Anwendungen gewinnt die Miniaturisierung der radioaktiven Strahlungsquellen zunehmend an Bedeutung. So wird z.B. in der Tumortherapie und in der intravascularen Brachytherapie, das heißt der Bestrahlung der Innenwand von Blutgefäßen, mit eingeführten Miniaturquellen gearbeitet.The wins for medical applications Miniaturization of radioactive radiation sources increasingly important. For example, in the Tumor therapy and in the intravascular Brachytherapy, that is, the irradiation of the inner wall of blood vessels, with imported miniature sources worked.

Für die Herstellung der für solche Zwecke häufig eingesetzten Miniaturstrahlungsguellen des Isotopes Strontium-90 sind im wesentlichen zwei Verfahren bekannt. So wird bei der Herstellung von flächigen Strahlungsquellen eine Mischfällung AgCO3/90SrCO3/TiO2 mit anschließender Temperung des Niederschlages durchgeführt, wobei der entstehende Silberkuchen in die gewünschte Form gebracht wird. Zur Herstellung von miniaturisierten, zylindrisch geformten Strontium-90-Quellen ist es bekannt, einen vorgeformten Trägerkörper, der aus Titandioxid besteht, mit einer 90Sr(NO3)2-Lösung zu tränken, zu trocknen und anschließend oberhalb 1000°C zu glühen. Dabei bildet sich unlösliches Strontium-90-Titanat (90SrTiO3). Dieses Herstellungsverfahren wird beispielsweise in US-A-3.439.514 beschrieben (vgl. Ausführungsbeispiele). Diese Strahlungsquellen sind dadurch gekennzeichnet, daß sie eine Aktivität von lediglich 5 bis 7 mCi pro mm3 aufweisen. Diese Aktivität und die daraus resultierende Dosisleistung ist aber beispielsweise für die erwähnten medizinischen Anwendungen nicht ausreichend.Essentially two methods are known for producing the miniature radiation sources of the isotope strontium-90 which are frequently used for such purposes. Thus, in the production of sheet-like radiation sources wherein the resulting silver cake is brought into the desired form is a co-precipitation AgCO 3/90 SrCO 3 / TiO 2 was carried out, followed by heat treatment of the precipitate. For the production of miniaturized, cylindrical strontium 90 sources, it is known to impregnate a preformed carrier body, which consists of titanium dioxide, with a 90 Sr (NO 3 ) 2 solution, to dry it and then to anneal it above 1000 ° C. Insoluble strontium-90-titanate ( 90 SrTiO 3 ) is formed. This manufacturing process is described, for example, in US Pat. No. 3,439,514 (cf. exemplary embodiments). These radiation sources are characterized in that they have an activity of only 5 to 7 mCi per mm 3 . This activity and the resulting dose rate, for example, is not sufficient for the medical applications mentioned.

Aufgabe der Erfindung war es deshalb, miniaturisierte radioaktive Quellen mit einer erhöhten, für medizinische Anwendungen ausreichenden Dosisleistung herzustellen.The object of the invention was therefore to miniaturize radioactive sources with an increased, for medical applications sufficient dose rate to manufacture.

Die Aufgabe der Erfindung wird überraschend einfach durch Bereitstellung eines modifizierten Trägermaterials mit Porenstruktur gelöst, das ein erhöhtes Aufnahmevermögen für Radionuklide besitzt und gemäß Anspruch 1 hergestellt wird. Erfindungsgemäß wird durch den Zusatz eines Polysaccharides zum Trägermaterial beim Ausheizen eine feine Porenstruktur erzielt, wodurch eine vergrößerte innere Oberfläche entsteht. Vorzugsweise sollte das zur Herstellung eingesetzte Trägermaterial einen mittleren Korndurchmesser von 80 bis 110µm besitzen. Der Korndurchmesser des Polysaccharides sollte vorzugsweise < 50µm sein.The object of the invention is surprisingly simple by providing a modified carrier material solved with pore structure, which has an increased absorption capacity for radionuclides and according to claim 1 is manufactured. According to the invention, the addition of a polysaccharide to the carrier material when baking out achieves a fine pore structure, whereby a enlarged inner surface arises. Preferably should be the carrier material used for the production have an average grain diameter of 80 to 110 µm. The grain diameter of the polysaccharide should be preferably <50 µm.

Die erfindungsgemäß verwendeten Trägermaterialien können beispielsweise, Titandioxid, Zirkoniumdioxid, Aluminiumoxid oder Siliziumoxid sein. Es kommen jedoch generell alle festen Trägermaterialien in Frage, die in der Lage sind, Radionuklide aufzunehmen. The carrier materials used according to the invention For example, titanium dioxide, zirconium dioxide, Be aluminum oxide or silicon oxide. However, it does come generally all solid carrier materials in question, which in are able to take up radionuclides.

Als Polysaccharide werden vorzugsweise Stärke oder Cellulose eingesetzt. Stärke hat sich insbesondere in Kombination mit Titandioxid oder Zirkoniumdioxid als Trägermaterial bewährt.Starch or are preferably used as polysaccharides Cellulose used. Strength has grown particularly in Combination with titanium dioxide or zirconium dioxide as Carrier material proven.

Das im erfindungsgemäßen Verfahren gemäß Anspruch 1 zugesetzte Wasser kann gegebenenfalls mit wenigen Tropfen einer, vorzugsweise 20%igen, Tensidlösung versetzt werden, um eine bessere Gleitfähigkeit der Masse zu erreichen. Das Homogenisieren der Masse erfolgt mit üblichen Mitteln wie z.B. einem evakuierbaren Kneter, wobei auch gleichzeitig eventuelle Lufteinschlüsse entfernt werden. Sollen zylindrische Träger hergestellt werden, so kann das Formen der Masse durch Strangpressen bzw. Extrudieren erfolgen. Aber auch ein Formen von Kugeln oder Rohren ist mit der knetbaren Masse möglich. Anschließend wird die Masse luftgetrocknet und danach bei einer Temperatur von 800 bis 1300°C in Abhängigkeit vom Trägermaterial bis zum Entstehen einer Porenstruktur getempert.That in the method according to the invention according to claim 1 water can be added with a few Drop of a, preferably 20%, surfactant solution can be shifted for better gliding ability To reach mass. Homogenizing the mass is carried out using conventional means such as one evacuable kneader, while also simultaneously any air pockets are removed. Should cylindrical carriers are made, so it can Forming the mass by extrusion or extrusion respectively. But also forming balls or tubes is possible with the kneadable mass. Then will the mass air-dried and then at one Temperature from 800 to 1300 ° C depending on the Carrier material until the formation of a pore structure annealed.

Das Polysaccharid wird erfindungsgemäß im Unterschuß zugegeben. Das Verhältnis Trägermaterial zu Polysaccharid beträgt zwischen 6:4 bis 9:1. Im Falle von Titandioxid als Träger werden vorzugsweise 70 bis 90 Masse% Titandioxid mit 30 bis 10 Masse% des Polysaccharides versetzt. Das Gleiche gilt für Zirkoniumdioxid als Trägermaterial. Wird ein solcher Träger z.B. mit einer 90Sr (NO3)2-Lösung in üblicher Weise getränkt, getrocknet und bei 1250°C geglüht, so kann eine Strontium-90-Titanat-Strahlungsquelle mit einer Aktivität von 12-15 mCi/mm3 hergestellt werden. According to the invention, the polysaccharide is added in a deficit. The ratio of carrier material to polysaccharide is between 6: 4 to 9: 1. In the case of titanium dioxide as a carrier, 70 to 90% by mass of titanium dioxide is preferably mixed with 30 to 10% by mass of the polysaccharide. The same applies to zirconium dioxide as a carrier material. If such a support is soaked in a conventional manner, for example with a 90 Sr (NO 3 ) 2 solution, dried and annealed at 1250 ° C., a strontium-90-titanate radiation source with an activity of 12-15 mCi / mm 3 can be used getting produced.

Die Aktivität der Strahlungsquelle kann erfindungsgemäß noch erhöht werden, wenn das gemäß der Erfindung hergestellte Trägermaterial, das für eine miniaturisierte Strahlungsquelle eine Größe von 0,6 bis 0,8 mm3 hat, in kleinen Portionen mit der Radionuklidlösung getränkt wird und nach jedem Tränkschritt eine kurzzeitige Temperung bei 800 °C für maximal 30 Minuten durchgeführt wird. Bei einer Aktivitätskonzentration von 7,5 bis 10 mCi/µl sind dabei in der Regel vier Tränkschritte ausreichend, um eine Aktivität der Miniaturstrahlungsquelle von 20 mCi/pro mm3 zu erreichen. Nach dem letzten Tränkschritt erfolgt eine Temperung bei 1000 bis 1300°C (je nach Trägermaterial) für ca. eine Stunde.According to the invention, the activity of the radiation source can be increased further if the carrier material produced according to the invention, which has a size of 0.6 to 0.8 mm 3 for a miniaturized radiation source, is soaked in small portions with the radionuclide solution and after each impregnation step brief tempering is carried out at 800 ° C for a maximum of 30 minutes. With an activity concentration of 7.5 to 10 mCi / µl, four impregnation steps are usually sufficient to achieve an activity of the miniature radiation source of 20 mCi / per mm 3 . After the last impregnation step, tempering takes place at 1000 to 1300 ° C (depending on the carrier material) for approx. One hour.

Anschließend wird zur abschließenden Herstellung der Strahlungsquelle in üblicher Art und Weise gekapselt, d.h., der mit dem Radionuklid getränkte Träger wird in formgleiche Edelstahlgefäße eingefüllt, mit einem Verschlußdeckel versehen und laserverschweißt.Then the final production of the Encapsulated radiation source in the usual way, i.e., the carrier impregnated with the radionuclide is in Stainless steel vessels of the same shape filled with a Provide sealing cap and laser welded.

Nachfolgend wird die Erfindung an Ausführungsbeispielen näher erläutert, ohne sie darauf einzuschränken.The invention is illustrated below using exemplary embodiments explained in more detail without restricting them.

AusführungsbeispieleEmbodiments Beispiel 1example 1

  • a) Herstellung einer miniaturisierten 90SrTiO3-Strahlungsquelle 70 Masse% Titandioxid mit einem mittleren Korndurchmesser von 100µm sowie 30 Masse% Stärke, mit einem Korndurchmesser < 50µm werden trocken gemischt und anschließend so lange mit Wasser versetzt, bis eine knetbare Masse entsteht. In einem evakuierbaren Laborkneter werden Lufteinschlüsse entfernt. Anschließend wird die Masse durch eine keramische Düse extrudiert, wobei die Durchmesser von 0,2-20mm einstellbar sind. Die an der Luft getrockneten Stränge werden nunmehr bei 900 bis 1000°C eine Stunde getempert. Während des Ausheizens des Trägermaterials entsteht eine feine Porenstruktur im Titandioxid, die zur Vergrößerung der inneren Oberfläche führt. Nach dem Abkühlen werden die erzeugten Stränge auf Länge geschnitten, die zwischen 0,5-50mm liegen kann. Der nun entstandene, bereits fertige Formkörper kann jetzt zur Tränkung mit einer Radionuklidlösung eingesetzt werden.a) Production of a miniaturized 90 SrTiO 3 radiation source 70 mass% titanium dioxide with an average grain diameter of 100 μm and 30 mass% starch, with a grain diameter <50 μm, are mixed dry and then mixed with water until a kneadable mass is formed. Air pockets are removed in an evacuable laboratory kneader. The mass is then extruded through a ceramic nozzle, the diameters being adjustable from 0.2-20mm. The air-dried strands are now annealed at 900 to 1000 ° C for one hour. When the carrier material is heated, a fine pore structure is created in the titanium dioxide, which leads to an increase in the inner surface. After cooling, the strands are cut to length, which can be between 0.5-50mm. The now finished, already finished molded body can now be used for impregnation with a radionuclide solution.
  • b) Ein unter a) hergestelltes Trägermaterial von z.B. 0,75 mm3 Größe wird mit 1,5µl einer 90Sr(NO3)2-Lösung mit einer Konzentration von 7,5 mCi/µl getränkt, getrocknet und anschließend bei 1250 °C geglüht. Dabei bildet sich unlösliches Strontium-90-Titanat. Die Aktivität dieser Strahlungsquelle beträgt 12 bis 15 mCi/mm3. Zur abschließenden Herstellung der Strahlungsquelle wird der zylindrische Aktivitätsträger nun in herkömmmlicher Art und Weise in ein einseitig verschlossenes Edelstahlrohr eingefüllt, mit einem scheibenförmigen Deckel versehen und laserverschweißt.b) A carrier material produced under a), for example a size of 0.75 mm 3 , is impregnated with 1.5 μl of a 90 Sr (NO 3 ) 2 solution with a concentration of 7.5 mCi / μl, dried and then at 1250 ° C. annealed. Insoluble strontium 90 titanate is formed. The activity of this radiation source is 12 to 15 mCi / mm 3 . For the final production of the radiation source, the cylindrical activity carrier is now filled in a conventional manner into a stainless steel tube which is closed on one side, provided with a disk-shaped cover and laser-welded.
  • c) Ein unter a) hergestelltes Trägermaterial von z.B. 0,75 mm3 Größe wird mit einer 90Sr(NO3)2-Lösung mit einer Konzentration von 7,5 mCi/µl in kleinen Portionen von 0,3 bis 0,6 µl getränkt (pipettiert) und nach jedem Tränkschritt einer Temperung bei 800°C von 30 Minuten unterworfen. Nach dem Abkühlen kann die nächste Portion der Radionuklidlösung hinzupipettiert werden. Nach dem letzten Tränkschritt (4 Schritte sind bei Verwendung einer Lösung mit einer Aktivitätskonzentration von 7,5 bis 10 mCi/µl ausreichend) erfolgt ein Glühvorgang bei 1150 bis 1300°C für eine Stunde. Dabei finden Keramikbildungs- und Schrumpfprozesse statt, die die Endabmaße des Formkörpers und seine mechanische Handhabbarkeit entscheidend positiv beeinflussen. Die Aktivität dieser Strahlungsquelle beträgt 20 mCi/mm3. Der Aktivitätsträger wird in der unter (b) beschriebenen Art gekapselt.c) A carrier material produced under a) of, for example, 0.75 mm 3 size is mixed with a 90 Sr (NO 3 ) 2 solution with a concentration of 7.5 mCi / µl in small portions from 0.3 to 0.6 µl soaked (pipetted) and subjected to annealing at 800 ° C for 30 minutes after each soaking step. After cooling, the next portion of the radionuclide solution can be pipetted in. After the last impregnation step (4 steps are sufficient when using a solution with an activity concentration of 7.5 to 10 mCi / µl), an annealing process is carried out at 1150 to 1300 ° C for one hour. Ceramic formation and shrinking processes take place, which have a decisive positive influence on the final dimensions of the molded body and its mechanical handling. The activity of this radiation source is 20 mCi / mm 3 . The activity carrier is encapsulated in the manner described under (b).

    • Claims (12)

    Verfahren zur Herstellung eines Trägermaterials für radioaktive Substanzen,
    dadurch gekennzeichnet, daß
    man ein zur Aufnahme von Radionukliden geeignetes festes Trägermaterial mit einem Polysaccharid im Verhältnis von 6:4 bis 9:1 trocken mischt, anschließend bis zum Entstehen einer knetbaren Masse Wasser zusetzt, die Masse homogenisiert, trocknet und bis zum Entstehen einer Porenstruktur bei Temperaturen zwischen 800 bis 1300 °C tempert.    Process for the production of a carrier material for radioactive substances,
    characterized in that
    a dry carrier material suitable for taking up radionuclides is mixed dry with a polysaccharide in a ratio of 6: 4 to 9: 1, then water is added until a kneadable mass is formed, the mass is homogenized, dried and until a pore structure is formed at temperatures between 800 and 800 tempered up to 1300 ° C.         Verfahren nach Anspruch 1,
    dadurch gekennzeichnet, daß
    die Masse nach dem Homogenisieren und vor dem Trocknen in die gewünschte Form gebracht wird.    Method according to claim 1,
    characterized in that
    the mass is brought into the desired shape after homogenization and before drying.         Verfahren nach Anspruch 1 oder 2,
    dadurch gekennzeichnet, daß
    ein festes Trägermaterial mit einem mittleren Korndurchmesser von 80 bis 110µm eingesetzt wird.    The method of claim 1 or 2,
    characterized in that
    a solid carrier material with an average grain diameter of 80 to 110 µm is used.         Verfahren nach Anspruch 3,
    dadurch gekennzeichnet, daß
    ein festes Trägermaterial mit einem mittlerem Korndurchmesser von 90 bis 100 µm eingesetzt wird.    Method according to claim 3,
    characterized in that
    a solid carrier material with an average grain diameter of 90 to 100 µm is used.         Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 4,
    dadurch gekennzeichnet, daß
    als festes Trägermaterial Titandioxid (TiO2), Zirkoniumdioxid (ZrO2), Aluminiumoxid (Al2O3) oder Siliziumdioxid (SiO2) eingesetzt wird.    Method according to one of claims 1 to 4,
    characterized in that
    Titanium dioxide (TiO 2 ), zirconium dioxide (ZrO 2 ), aluminum oxide (Al 2 O 3 ) or silicon dioxide (SiO 2 ) is used as the solid carrier material.         Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 5,
    dadurch gekennzeichnet, daß
    ein Polysaccharid mit einem Korndurchmesser < 50µm zugesetzt wird.     Method according to one of claims 1 to 5,
    characterized in that
    a polysaccharide with a grain diameter of <50 µm is added.         Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 6,
    dadurch gekennzeichnet, daß
    als Polysaccharid Stärke oder Cellulose Verwendung findet.    Method according to one of claims 1 to 6,
    characterized in that
    starch or cellulose is used as polysaccharide.         Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 7,
    dadurch gekennzeichnet, daß
    bei der Verwendung von Titandioxid als Trägermaterial 70 bis 90 Masse% TiO2 mit 30 bis 10 Masse% des Polysaccharides gemischt werden, und die Temperung der Masse bei 900 bis 1000°C erfolgt.    Method according to one of claims 1 to 7,
    characterized in that
    when using titanium dioxide as the carrier material 70 to 90% by mass of TiO 2 are mixed with 30 to 10% by mass of the polysaccharide, and the mass is annealed at 900 to 1000 ° C.         Trägermaterial für radioaktive Substanzen hergestellt gemäß den Ansprüchen 1 bis 8.Carrier material for radioactive substances produced according to claims 1 to 8. Miniaturisierte radioaktive Strahlungsquelle mit einer Aktivität von 12 - 15 mCi/mm3 hergestellt aus einem Trägermaterial gemäß Anspruch 9 durch übliches Tränken mit einer Radionuklidlösung und anschließendes Tempern bei 1000-1300 °C.Miniaturized radioactive radiation source with an activity of 12 - 15 mCi / mm 3 made from a carrier material according to claim 9 by usual impregnation with a radionuclide solution and subsequent annealing at 1000-1300 ° C. Miniaturisierte radioaktive Strahlungsquelle mit einer Aktivität von 20mCi/mm3 hergestellt aus einem Trägermaterial gemäß Anspruch 9 durch mehrfaches Tränken mit einer Radionuklidlösung, wobei nach jedem Tränkschritt eine kurzzeitige Temperung bei ca. 800°C durchgeführt wird, und abschließendes Tempern nach dem letzten Tränkschritt bei 1000-1300°C.Miniaturized radioactive radiation source with an activity of 20mCi / mm 3 produced from a carrier material according to claim 9 by multiple impregnation with a radionuclide solution, a brief tempering at approx. 800 ° C. being carried out after each impregnation step, and final annealing after the last impregnation step at 1000 -1300 ° C. Strahlungsquelle nach Anspruch 10 oder 11 beinhaltend Strontium-90-titanat oder Strontium-90-zirkonat.Radiation source according to claim 10 or 11 containing strontium 90 titanate or strontium 90 zirconate.
    EP98250451A 1998-02-17 1998-12-28 Carrier for radionuclides, method for fabricating the same and miniaturized radioactive source Withdrawn EP0936631A3 (en)

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