DE2057543A1

DE2057543A1 - Verfahren zur Gewinnung von radioaktiven Yttrium-90-Ionen

Info

Publication number: DE2057543A1
Application number: DE19702057543
Authority: DE
Inventors: Hirofumi Arino; Skraba Walter John; Molinski Victor Joseph
Original assignee: Union Carbide Corp
Current assignee: Union Carbide Corp
Priority date: 1969-11-26
Filing date: 1970-11-23
Publication date: 1971-06-24
Also published as: GB1295376A; FR2068656B1; IL35704A; DE2057543C3; CA928967A; BE759315A; DE2057543B2; FR2068656A1; SE373159B; CH523853A; IL35704A0; NL7017105A

Description

" Verfahren zur Gewinnung von radioaktive^· Yttrium-90—-flF/,>s

Priorität: 23. November 1969, T.St.A,, Nr. 880 364

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Gewinnung von radioaktive,» Yt tr ium-? 90 in honen Ausbeuten.

Bei dem erfindungsgemäBsen Verfahren zur Gewinnung von radioaktivem Yttrium-90 kann dieses aus einem miniaturisierten Generator in hoher Reinheit gewonnen werden. Hierbei kann das Toehterißotop wiederholt aus dem miniaturisierten Generator bei nur geringem oder gar keinem Durchbruch von Strontium—90 gewonnen werden.

Yttrlum-90 int das Tochternuklid von utrontium-90 und ein bekanntes Isotop, welches hauptsächlich im Hinblick auf die Spalt ausbeut o, den radioaktiven-Niederschlag "und. die Behandlung von Kernbrennstoffen untersucht wurde. Infolge der rela-

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tiv kurzen Halbwertszeit von 2,5 d- ist dns Jr. ο I; op oben ['s.llr. ideal für biologische Untersuchungen, in3b.^;:oHd--;x-ö bei Untersuchungen der Aufnahme von Pflanzen und !il-i-ou: uitd do:c ir: nor on Struktur von Pflanzen, ge eignet. Die kurze Halbwertszeit von ■..7ttriur:i-9O bediu-jt ebenfalls das verbreitete Interesse für. Ua-i; erri clit ώ zwecke ο S₀ B, können Schüler ba,;_o Studenten kerrjoijonschäften unter Vcrwondiu-,;·; eines nichtabgesohirnten· x"|;triuj:i--9O-Generators mit niedriger iLkfcivität, wie ira folgenden besclreioben wird, während einer begrenzten Unterrichtszeit besti^nen« ·. Ebenfalls kann Il trium-90 für verschiedene andere Zwecke, für welche eine kurze Halbwertszeit erforderlich ist, angewandt werden»

Verschiedene Arbeitsweisen zur Abtrennung des Yttrium·-90 von Strontium-90 sind in der Literatur beschrieben, wobei . ein das Mutterisotop enthaltender Ionenaustauscherträger ver- , wendet wird. Beispielsweise wird von M_n Honda et al.,. Japan Analyst, 4 (1955)» 240 eine Säule beschrieben, welche ein Kationenaustauscherharz e.us mit Divinylbenzol vernetzten, und Sulfonatreste enthaltendem Polystyrol (Dowex 50W-X8, 180 mesh = 0,084 mm Maschenweite) enthält, auf welchem Spaltprodukte abgelagert sind» Diese Säule besaß eine Länge von 100 cm und einen Durchmesser von 0,45 cm. Durch Elution der Kolonne mit 0,5 N Ammoniumacetat und 0,01 M Äthylendiamintetraessigsäure (Ä'DTB) ,pH-Wert 4,5 - 7,0, wurde Yttrium-90 erhalten. Strontium-90 wurde beim Eluieren der Säule mit 0,01 M ÄD^rfE, pH-Wert = 8,0, erhalten. Ein gleichartiges System unter Verwendung einer Ionenaustauschersäule, welche Dowex 50-X-2,200-230 mesh = 0,074 0,062 mm Maschenweite enthielt, wurde von IO Macasek et al. in Chemicke Zvest, I^ (1965), 115 beschrieben» Diese Säule besaß einen Durchmesser von 0,67 cm und eine Länge von 30 cm» Unter Verwendung von 0,01 M ADOIE', pH-Wert» 4 - 4,5, wurde Yttrium-90 von Strontium-90 in einer Reinheit von 99,99 °,Ό abgetrennt.

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BADORiGiNAL

Jedoch war es bisher gewöhnlich nicht möglich, in einem miniaturisierten Generator Yttrium-90 wiederholt aus dem gleichen Generator und mit beständig hohem Eeinheitsgrad und den' hohen Ausbeuten zu erhalten. Tn den meisten Killen lag eine messbare Menge des Mutterisotops fjtrontium-90 zusammen mit dem Yttrium-90 nach wiederholten Elutionen vor. Ein weiterer Kachteil besteht darin, dass die Elution bei den vorbekannten Arbeitsweisen nicht rasch ist und grosse Volumina an Elutionsmittel erfordert. Darüber hinaus ergaben'Versuche, grosse Säulen auf kleinere Abmessungen zu bringen bzw. zu miniaturisieren, grossere Durchbrüche des Mutterisotops.

Aufgabe der Erfindung war es, ein Verfahren zur Gewinnung von radioaktivem Yttrium-90 aus einem miniaturisierten Generator zu schaffen, das sehr gut reproduzierbar und einfach ist und in hoher Ausbeute verläuft, wobei der Reinheitsgrad des radioaktiven Yttrium-90 selbst nach wiederholten Elutionen aus demselben Generator hoch ist. Nach dem Verfahren der Erfindung kann man eine radioaktives Yttrium-90 enthaltende Lösung gewinnen.

Unter dem Ausdruck "Generator", wie er in der Beschreibung verwendet wird, ist ein System zu verstehen, welches eine Mutter-Tochterreihe von Radioisotopen enthält, bei welcher die Mutter über eine,Tochter zu einem stabilen Isotop zerfällt. Die Tochter ist ein von dem Mutterelement verschiedenes Element und kann daher von der Mutter durch Elution (Abmelken) abgetrennt werden.

Unter dem Ausdruck "miniaturisierter Generator" ist ein Generator zu verstehen, welcher weniger als etwa 7,6 cm Gesamtlänge aufweist, und der keine grössere Radioisotopmenge enthält als in der allgemeinen Lizenz, z.B. der von der Atomenergiekommission der Vereinigten Staaten in "Title 10 Code of Federal Regulations, Part 31", oder in entsprechenden

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gesetzlichen Verordnungen anderer Staaten festgesetzt ist.

Gegenstand der Erfindung ist somit ein Verfahren zur Gewinnung von Yttrium-90 aus einem miniaturisierten Generator, das dadurch gekennzeichnet ist, dass man

(a) radioaktives Strontium-90, welches in einer wässrigen Lösung von Natriumoxalat, Ammoniumoxalat oder Atliylendiaminteti'aessigsäure oder deren Gemisch enthalten ist, mit einem ein stark saures Kationenaustauscherharz enthaltenden Substrat bzw. Träger in Berührung bringt und

(b) radioaktives Yttrium-90 von dem Substrat bzw. Träger mit der wässrigen Lösung selektiv extrahiert wird.

Nach dem erfindungsgemässen Verfahren fällt radioaktives_< Yttrium-90 mit hohem Reinheitsgrad und in relativ hohen Ausbeuten an. Darüber hinaus liegt ein überragendes Merkmal der Erfindung darin, dass ein miniaturisierter Generator verwendet wird und das Eluat wenig oder gar kein Strontium-90 enthält. Im Gegensatz dazu ergaben Versuche, die vorbekannten Säulen zu miniaturisieren, ein wesentliches Durchbrechen von Strontium-90.

Wie zuvor ausgeführt, liegt das Strontium-90 auf einem Substrat bzw. Träger vor, von welchem das Yttrium-90 eluiert wird. Das Strontium-90 wird auf das Substrat bzv/. den Träger durch Zusammenbringen des Substrates mit einer wässrigen Lösung geladen, welche das Radioisotop und entweder die zuvor genannten Oxalate oder Athylendiamintetraessigsäure enthält. In der Praxis wurde gefunden, dass eine optimale Reinheit und hohe Ausbeuten erhalten werden, wenn die Elutionslösung eine wässrige Lösung von Natriumoxalat, Ammoniumoxalat, Äthylen-

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diamintetraessigsäure oder Mischungen hiervon ist. Darüber hinaus wurde gefunden, dass der pH—Bereich und die molare Konzentration innerhalb spezifischer Bereiche liegen sollen um die "besten Ergebnisse zu erhalten. Wenn Natrium- oder Ammoniumoxalat verwendet werden, soll die molare Konzentration in Wasser innerhalb des Bereiches von etwa 0,001 bis etwa 0,07 und der pH-Wert innerhalb des Bereiches von etwa 7 bis 12,5 liegen. Wenn Äthylendiamintetraessigsäure verwendet wird, soll die molare Konzentration von etwa 0,01 bis etwa 0,0003 betragen, und der pH-Wert innerhalb des Bereiches von etwa 3,5 bis etwa 5,5 liegen.

Das Strontium-90 wird auf einem stark sauren Kationenaustauscherharz, welche« auf einem Substrat vorliegt, adsorbiert. Obwohl eine grosse Vielzahl von Harzen verwendet werden kann, wird die Auswahl des speziellen Harzes weitgehend von der Zugängigkeit, dem Preis und aufgrund anderer Überlegungen bestimmte In der Praxis wird es jedoch vorgezogen, dass das Harz ein mit Divinylbenzol vernetztes und saure Reste, wie Carboxylgruppen oder SuIfonSäuregruppen, enthaltendes Polystyrol ist.

Das verwendete, besondere Substrat bzw. der Träger ist nicht kritisch. Es können die verschiedensten Stoffe verwandt werden, wobei das einzige Erfordernis darin besteht, dass das Ionenaustauscherharz auf dem Substrat zurückgehalten wird und dieses gegenüber der Elutionslösung inert ist. Beispiele für solche Stoffe sind Cellulose, Polyamide und Polyurethanschaumstoffe.

Das Strontium-90 kann auf den Träger bzw. das Substrat nach verschiedenen Arbeitsweisen absorbiert werden. Beispielsweise können das Strontium-90 und das Kationenaustauscherharz in der Elutionslösung aufgelöst und dann mit dem Substrat bzw. Träger entweder durch Giessen der Lösung über

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das Substrat bzw. den Träger odor durch 'franken des Substrates bzw. Trägers in der Lösung in Berührung gebracht v/erden. Alternativ kann das Kationenaustauscherharz zuerst auf das Substrat aufgebracht und die Lösung danach hiermit in Kontakt gebracht werden. Danach wird das Yttrium-90,selektiv von dem Substrat unter Verwendung einer Lösung von einer oder mehrerer derselben Verbindungen, welche zur Beladung des Kationenaustauscherharzes verwendet wurden, extrahiert.

Strontium-90 ist ein im Handel erhältliches Radioisotop, welches als Spaltprodukt des Urans gewonnen wird. Die Bestrahlung des Uran-Targetmaterials ist eine bekannte Arbeitsweise. Uran wird dabei in der Bestrahlungszone eines Kernreaktors, Teiluhenueochleunigers oder einer Isotopen-Neutronenquelle angeordnet. Die Reinigung des Strontium-90 vor seiner Verwendung bei dem vorliegenden Verfahren kann ebenfalls nach an sich bekannten, chemischen Methoden vorgenommen werden.

Wie vorstehend angegeben, ist das erfindungsgemässe Verfahren zur Gewinnung von Yttrium-90 für Unterrichtszwecke, z.B. der Untersuchung der Absorption von Wasser und Mineralien durch Pflanzen, geeignete Dies wird im folgenden anhand eines Beispiels erläutert.

Eine Primärfunktion der Blätter von Pflanzen besteht darin, durch Photosynthese anorganische Stoffe in organische Stoffe umzuwandeln. Die Funktionen der Pflanzenstiele bestehen darin, Nahrung zu speichern, Blätter und Blüten zu tragen und Wasser und gelöste Stoffe zwischen Wurzeln und Blättern zu transportieren. In den verschiedenen Lebensabläufen der Pflanze ist Wasser unerlässlich. Die Präge, wie die Pflanze Wasser und Mineralien, welche durch die Wurzeln absorbiert werden, verteilt und verbraucht, lässt sich relativ einfach lösen, wenn Radioisotope, z.B. Yttrium-90, als Spurenstoffe (Tracer) verwendet werden. Bei dieser Untersuchung wird eine

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kleine Menge von Radioisotop dem Wasser, welches von der Pflanze absorbiert werden soll, zugesetzt und mit dem Wasser verteilt. Die von dem Badioisotop ausgesandte Strahlung macht die Verteilung und die Ablagerung des Spurenstoffes sichtbar und kann nach bekannten Methoden nachgewiesen und aufgezeichnet werden. ' -

In der Praxis kann die Aufnahme durch Pflanzen in geeigneter Weise vorgenommen werden, indem die Pflanzenwurzeln in die lösung des radioaktiven Xttrium-gO eingebracht werden und soviel Wasser zugesetzt wird, um die Wurzeln zu bedecken. Eine übermässige Verdünnung der radioaktiven Lösung kann gute Ergebnisse bei der Untersuchung verhindern. Diese Anordnung wird an einen Ort gebracht, an we]oron die Pflanze für das Wachstum über eine Zeitspanne von annähernd 48 Stunden geeignete Bedingungen vorfindet. Beim Herausnehmen der Pflanze.aus der Lösung werden die Wurzeln gründlich unter laufendem Leitungswasser abgespült und die Pflanze in Wurzeln, Stiele, Blätter und gegebenenfalls Blüten aufgeteilt. Jeder Teil xtfird auf Papier angeordnet und die Aktivität bestimmt. Yon den Pflanzenteilen können nach bekannten Arbeitsweisen Autoradiographien hergestellt werden.

Die Beispiele erläutern die Erfindung.

Beispiel 1

Nach der folgenden Arbeitsweise wurde ein Generator hergestellt und Yttrium-90 mit einer wässrigen Lösung von ÄDTA eluiert.

Es wurde-ein Kationenaustauscherpapier dadurch hergestellt, dassr-Cellulasepapier (Whatman-Papier) mit einem stark sauren Katxonenaustauscherharz, welches mit Divinylbenzol vernetztes

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und SuIfonatreste enthaltendes Polystyrol Ist (Handelsmarke Amberlite IR-120 von Röhm und Haas),in der Na -Form imprägniert wurde. Mit Ionenaustauscherharz beladene Papiere werden dadurch hergestellt, dass feinstpulverisiertes lonenaustauscherharz in -Cellulosepapierbrei eingegeben wird» Das erhaltene Papier enthält etwa 50 Gewichtsprozent Harz und besitzt eine beschriebene Kapazität von etwa 2 m Äqu./g₀ Durch Auflösen von 1 g Dinatriumäthylendiamintetraessigsäure in 1 Liter Wasser wurde eine 0,003 H Lösung des Elutionsmittels hergestellt.. Bei dieser Konzentration betrug der pH-Wert 4,6.

Mittels eines Korkbohrers mit 1,2 cm Durchmesser wurden |fc Scheiben aus Ionenauetauscherpapier ausgeschnitten.

Dann wurde ein Polster aus Glasfasern (Handelsbezeichnung MILLIPORE pad) auf die perforierte Scheibe eines Einsatzes eines miniaturisierten Generators (Handelsbezeichnung MINIGENERATOR von Union Carbide Corporation) angeordnet, und es wurden 4 Scheiben aus Ionenaustauscherpapier auf den Polster angeordnet. Eine Lösung, bestehend aus 0,25 ml 0,003 M ÄDTE bei pH = 4,6 und 100/ul ⁹°Sr-Lösung, wurde auf die Scheiben aus Ionenaustauscherpapier gegeben und unter Vakuum ablaufen gelassen. Der Kleingenerator wurde zusammengebaut und unter Verwendung einer üblichen Quetschflasche eluiert.

W Bei einer alternativen Verfahrensweise wurden Scheiben aus Ionenaustausc.herpapier in einer 0,003 M ÄDTE-Lösung, pH = 4,6,

QQ

welche ^ Sr enthielt, über Nacht stehengelassen. Die Scheiben wurden auf einem porösen Polster, wie dies zuvor beschrieben wurde, angeordnet, und der Kleingenerator wurde zusammengebaut«

Der Einfluss des pH-Wertes auf· die Adsorption der Radioisotope auf dem Ionenaustauscherpapier wurde gemessen, indem 4 Papierscheiben in Gläsern angeordnet und 100/ul Strontium-90 und

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1Ö ml 0,003 M-ÄDTS hinzugefügt wurde«, Dor pH-Wert wurde mit 0,1 KT HGl oder 0,1 If ITaOH eingestellt« Die Adsorption vnirde 24 Ii ablaufen gelassen. Gleiche Teile dez· ü*b erst eilenden Flüssigkeit wurden dann analysiert. Die Tabelle I zeigt, daß Sr auf dem Ionenaustauscherpapier bei einem pH-Wert· von 5,5

und niedriger adsorbiert wirdo Bei einem -pH-Wert von 7 fin-

on det keine Adsorption statt_o Andererseits wird ^y Y vollständig bei dem niedrigen pH-Wert von 1,5 adsorbiert« Bei höheren pH-Werten von 4,6 bis 7jO findet keine Adsorption statt. Im vresentlichen dasselbe wurde für Dowex-Austauscherharz (Tabelle II) beobachtet»

Tabelle I

Einfluß des pH-Wertes auf die Adsorption von

pH	O( Adsorption von ^	Sr Adsorption von " Y
1,5-	100	100
3,2	1OO	40
3,7	100	21
4,6	100	£ *Ί
^^	100
7.0	<1	<ι

Der Ei-HfItUJ der ÄDTE-Konzentration wurde folgendermaßen bestimmt;

In jeweils 3 Gläser wurden 4 Scheiben Ionenaustauscherpapier

una 100 jal 9^QSr/9°Y gegeben. Dann wurden 10 ml 0,003 M,

0,03 M bzw· 0,15 M ÄDTE bei pH « 4,6 in die Gläser gegeben.

Nach 24stündiger Adsorption wurden gleiche Teile der über-

stehenden Flüssigkeit auf ⁹°Sr/⁹°Y analysiert. Die folgende

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90 90

Tabelle II zeigt, daß die Adsorption von ^y Sr und ^y X dieselbe bei allen ÄDTE-Konzentrationen ist₀ Identische vierte wurden unter Verwendung von Dowex ^0-IIarz erhaltene

Tabelle II

Einfluß der ÄDTE-Konzentration bei pH = 4,6 auf die Adsorption von ⁹°Sr/⁹°Y-lDTE

90 90

Adsorption von ^J Sr Adsorption von ^J Y

ÄDTE-Konzentration	(M)
	,003
0	,03
0	,15
O

100 < 1

100 K Λ

100 *1

Die Adsorptionskapazität des Strontiums auf dem Austauscherpapier wurde wie folgt bestimmt :

Zu einer 1,2 cm Scheibe Ionenaustauscherpapier (15,5 mg) wurden 0,1 ml einer 1,5 M Strontiumnitratlösung und 0,3 ml einer 0,003 M ÄDTE-Lösung, pH = 4,6, hinzugegeben. Nach dem Stehenlassen über Nacht zur Adsorption wurde die Lösung filtriert und die Scheibe mit Wasser gewaschen. Zu dem FiI-trat und der Waschflüssigkeit wurde verdünnte Schwefelsäure hinzugegeben, und das ausgefällte Strontiumsulfat wurde mit Wasser gewaschen und bei 100 ⁰C im Vakuum getrocknet. Bezogen auf die Ausgangskonzentration an Strontiumnitrat (Überschuß) und das Gewicht von Strontiumsulfat betrug die Kapazität des Ionenaustauscherpapiers 1,6 m Äqu„Sr/g. Dieselbe Kapazität wurde für das Dowex 50-Harz bestimmt. Die Elutionseigenschaften und die Stabilität des Ionenaustauscherpapier enthaltenden Generators wurden wie folgt bestimmt:

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- li -

4 Scheiben Ionenaustauscherpapier wurden auf dem Poren enthaltenden Polster des Kleingenerators angeordnet, und es wurde eine 100 μΐ ^⁰Sr und 0,25 ml 0,003 M ÄBTE "bei pH = 4,6 enthaltende Lösung tropfenv.^Teise hinzugegeben,. Der Kleingenerator wurde zusammengebaut und infolge der ausgezeichneten, nach mehreren Blindversuchen erhaltenen· Elutionseigenschaften wurden die "Untersuchung der Elutionseigenschaften und der Stabilität gleichzeitig durchgeführte Die Tabelle 111 zeigt, daß ausgezeichnete Elutionseigensehaften und Stabilität nach Durchtritt von 2000 ial Elutionsmittel und 420 1 Luft beibehalten wurden,,

Tabelle IH

Elutionseigenschaften und Stabilität des Ionenaustauscherpapier 'enthaltenden Kleingenerators (MINIGSKEEATOE)

Durehbruch von " Sr

Volumen des Elutionsmittels (ml)	qo Gewinnung von ^J X
500	76,0
1000	75,3
1500.... , ;	76,4
20Q0	".. . - - 80,0
420 1 Luft	83,2

0,2

•^0,1

Beispiel 2- ; .. -

Ein miniaturisierter Generator in Porm einer Säule wurde

folgendermaßen hergestellt:

Dowex 50W-Harz wurde in die Ha-Form mit UaOH umgewandelt und mit Wasser gewaschen. In eine Ohromatographiesäule, Vielehe

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an einem Ende einen Stopfen aus Glaswolle enthielt, wurden 0,3 ml Harz überführt, die ein Harzbett von 0,6 cm χ 1 cm bildeten. 100 ^wI ⁹⁰Sr in 1 ml 0,003 M ÄBIE-Lösuns, pH = /+,6 wurden durch die Säule durchtreten gelassen. Dann wurde

9°Y mit 2 ml 0,003 M ÄDTE-Lösung (pH = 4,8) eluiert, nachdem sich " Y hatte nachbilden gelassen». Die -.Gewinnung des ^y Y betrug mehr als 75 %· Die Radionuklid-Reinheit der ^ Y-Lo-

sung war besser als 99»9 %· Ss wurde kein merklicher Durch-9

90
bruch von ^J Sr nach dem Waschen der Säulen mit 2 1 Elutions-

mittel beobachtet»
Beispiel 3

In ähnlicher ¥öise wxe in den obigen Beispielen 1 und 2 wurde die ÄDTE-Beladungs- und Elutionslosung durch 0,3 % liatriumoxalat oder 0,3 % Ammoniumoxalat bei einem von 7 bis 12,5 reichend/pH-Wert ersetzt, die Gewinnung von Yttrium-90 war größer als 80 % bei einer Radi ο nuld id=· Reinheit von mehr als 99}9 °/°· Es wurde kein merklicher Durch-

90
bruch von ^y Sr nach wiederholten Elutionen beobachtet.

Patentansprüche:

— 12 —

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Claims

"■:,;■ "?-■■■ "i- ;- ■■■■■:■< -ψ

Patentansprüche

-fr

ff I

ftf-Sou,. 1. Verfaliren zur Gewinriung von radioak1;iv€5^Y"fc1;i*ixiDi--9ö^.^>(t^'-^ Un**ff* aus einem miniaturisierten Generator, dadurch ge kennzeichnet , dass man ■

(a)'radioaktives* Strontium-90, welche^in einer wässrigen Lösung von Natriumoxalat, Ammoniumoxalat oder Äthylendiamintetraessigsäure oder deren Gemisch enthalten ^:*βΐ, mit einem ein stark saures Kationenaustauscherharz enthaltenden Substrat bzw. Träger in Berührung bringt und

(b) radioaktive^Yttrium-90 von dem Substrat bzw. Träger mit der wässrigen Lösung selektiv extrahiert.

.Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass als Kationenaustauseherharz ein mit Divinylbenzol vernetztes Polystyrol, welches SuIfonatreste enthält, verwendet wird.

3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das Substrat bzw. der Träger in Form einer Scheibe verwendet wird.

ι 4» Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das Substrat bzw. der Träger in Teilchenform verwendet wird

5« Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass eine Lösung verwendet wird, welche Strontium-90"in einer wässrigen Lösung von Ä'thylendiamintetraessigsäure enthält.

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- lh -

6. Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, dass eine Lösung verwendet wird, welche einen pH-Wert von etwa 3,5 bis etwa 5,5 auf v/eist ₀

7. Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet,■dass eine Lösung verwendet wird, deren Konzentration von etwa 0,01 bis etwa 0,0003 M beträgt.

8. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass

—Jo*. St

eine Lösung verwendet wird, welche Strontium-90- in einer wässrigen Lösung von Natriumoxalat enthält.

9. Verfahren nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, dass eine Lösung verwendet wird, welche einen pH-Viert von etwa 7 bis etwa 12,5 aufweist.

10. Verfahren nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, dass eine Lösung verwendet wird, deren Konzentration von etwa 0,001 bis etwa 0,007 M beträgt.

11. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass

—Je 4* steine Lösung verwendet wird, welche Strontium-90' in "einer wässrigen Lösung von Ammoniumoxalat enthält.

12. Verfahren nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, dass eine Lösung verwendet wird, welche einen pH-Wert von etwa 7 bis etwa 12,5 aufweist.

13« Verfahren nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, dass eine Lösung verwendet wird, deren Konzentration etwa 0,001 bis etwa 0,07 M beträgt.

14. Verwendung der nach Anspruch 1 hergestellten Lösung von radioaktive^ Yttrium-90 zur Prüfung des Vascularsysteras von Pflanzen.

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