Aus DE 199 55 192 ist eine Herstellungsweise für Strahlenschutzmate- rialien bekannt, bei der als strahlungsabsorbierende Materialien Ele- mente einer Ordnungszahl größer 50 oder Verbindungen mit diesen Ele- menten eingesetzt sind ; als wesentlicher Bestandteil ist dort Zinn vorgesehen. Dieses Zinn erfordert aufgrund seiner Duktilität ein be- sonderes, dort beschriebenes Herstellungsverfahren, da beim Prozess die Zinnpartikel zu Plättchen umgeformt werden, so dass das mit dem strahlungsabsorbierenden Material versetzte Kunststoffmaterial ge- strainert werden muss, um die gewünschten Eigenschaften sicher zu stellen. Ein solches Vorgehen ist aufwendig, so dass eine wirtschaft- lich tragbare Herstellung in Frage gestellt ist. Zum Erreichen defi- nierter Bleigleichwerte gibt die DE 102 34 158 zinnhaltige Zusammen- setzungen an, bei deren Herstellung mit Zinnpulver die vorerwähnte Problematik nicht zu umgehen ist.

Somit stellt sich der Erfindung die Aufgabe, ein Strahlenschutzmate- rial anzugeben, mit dem eine sichere Strahlungsabsorption erreicht wird, und das wirtschaftlich herzustellen und einfach zu verarbeiten ist.

Diese Aufgabenstellung wird durch die im unabhängigen Anspruch 1 aufge- führten Merkmale gelöst ; vorteilhafte Weiterbildungen und bevorzugte Ausführungsformen beschreiben die Unteransprüche.

Durch den Ersatz des Zinn durch Antimon lassen sich gegenüber der Rönt- genstrahlung einer mit einer Spannung im Bereich von 4o kV bis 125 kV liegenden Betriebsspannung betriebenen Röntgenröhre Absorptionswerte er- zielen, die im Wesentlichen die gleichen sind, wie sie mit Zinn erreicht werden. Daher kann es mit diesen auf Antimon umgestellten Materialien in überraschender Weise zu einer wesentlichen Vereinfachung des Herstel- lungsprozesses führen : Das Strainern entfällt, da sich Antimonpartikel während der Verarbeitung nicht zu Plättchen umformen. Dies führt damit zu einer einfacheren und somit wirtschaftlicheren Herstellung, wobei die Absorptionseigenschaften des Antimon denen des Zinns entsprechen. Die Zusätze von Bismut, seltene Erden wie beispielsweise Gadolinum oder Cer sowie von Wolfram helfen mit, bei Antimon vorkommende Absorptionslücken zu schließen.

So lassen sich Strahlenschutzmaterialien herstellen, die den in DE 199 55 192 beschriebenen Strahlenschutzmaterialien entsprechen und diesen in ihren Absorptionseigenschaften nicht nachstehen ; beispielsweise ist das Strahlenschutzmaterial mit einem Matrixmaterial auf der Basis eines Natur-oder eines Synthesekautschuks aufgebaut, in das Antimonpulver, versetzt mit Erdalkaliwolframate (in Form von Calziumwolframat) mit ei- nem Gehalt von 64 Gew% Wolfram als ein Zuschlagstoff I und Oxide, Carbo- nate oder andere anorganische Verbindungen von Elementen der Lanthanoi- den-Reihe, etwa Gadolinium-Oxid mit einem Gehalt 86,7 Gew%, Gadolinium- oder Cercarbonat mit einem Gehalt von 82,4 Gew% Cer als Zuschlagstoff II, gleichförmig eingelagert ist. Dieses so gewonnene Kunststoffgemisch wird anschließend zur Folie gezogen, aus der dann Strahlenschutzschürzen oder andere Strahlenschutzkleidungen konfektioniert werden.

Dabei versteht es sich von selbst, dass auch in den zinnhaltigen Mate- rialien nach dem Stand der Technik, etwa solche nach DE 199 55 192 oder DE 102 34 159, das in elementarer Form vorliegende Zinn durch Antimon ersetzt werden kann, wobei die auf die Masse bezogenen Gewichts-Prozent- angaben im Wesentlichen die Gleichen sind, wobei mit dem Ersatz von Zinn durch Antimon Materialien erreicht werden, mit denen identische Blei- gleichwerte mit dünneren Materialstärken erreicht werden können.

Vorteilhaft ist dabei ein Aufbau mit einer Matrix, die im Bereich von 5 bis 20 Gew% liegt. In das Material dieser Matrix sind die strahlungsabsobierenden Zusätze eingearbeitet. Als solche kommen in Betracht : Antimon mit 0-82 Gew%, Bismut mit 0-40 Gew%, Gadoli- nium mit 0-20 Gew%, Wolfram mit 0-30 Gew% und Cer mit 0-10 Gew%.

Vorteilhaft haben sich bewährt : Material AI Material A2 Material A3 Matrix : 10-20 Gew% 12-18 Gew% 12-14 Gew% Sb : 0-40 Gew% 32-82 Gew% 60-80 Gew% Bi : 0-32 Gew% 0-30 Gew% 4-18 Gew% Gd/Ce : 0-18 Gew% 4-18 Gew% 8-17 Gew% W : 0-35 Gew% 0-27 Gew% 9-18 Gew% In bevorzugter Ausführung hat ein solches Material die folgende Zusam- mensetzung : Matrix : 18,0 Gew% Sb : 30,0 Gew% Bi : 35,0 Gew% (als Oxid) Gd : 11,0 Gew% (als Oxid) W : 7,0 Gew% (als Oxid) Ce : 5, 0 Gew% (als Oxid) Dieses Material weist die Schwächungsgleichwerte nach folgender Tabelle auf : Nenn-Blei-Flächen-Schwächungsgleichwerte nach EN6133-1 Gleichwert gewicht bei 60 kV bei 80 kV bei 100 kV bei 125 kV mm kg/m2 mm Pb mm Pb mm Pb mm Pb 0, 125 1,380 0,121 0, 140 0, 147 0, 138 0, 250 2,900 0,258 0,289 0,304 0, 264 0,500 5,900 0, 561 0, 657 0,654 0,545 Es versteht sich dabei von selbst, dass auch Mehrschicht-Systeme zum Einsatz kommen können. Dabei hat sich überraschender Weise gezeigt, dass in solchen Mehrschichten-Systemen die Schwächungsgleichwerte der einzelnen Schichten nicht additiv verknüpft sind und zumindest in Be- reichen bis 100 kV deutlich über den additiven Werten liegen. So wur- den folgende Sehwächungsgleichwerte im schmalen Strahlungsbündel mit Filterung für Normalstrahlung mit einer gemessen : Schwächungsgleichwerte nach EN6133-1 bei 60 kV bei 80 kV bei 100 kV bei 125 kV mm Pb mm Pb mm Pb mm Pb M1 0,115 0,132 0,142 0,135 M1 : 0,114 0,131 0,142 0,134 M2 : 0,115 0,133 0,140 0,134 Diese Folien wurden in den folgenden Kombinationen zusammengesetzt und entsprechend der vorherigen Messreihe durchgemessen ; die ermittelten Werte sind den additiven Werten gegenüber (Additiver Wert/Messwert) gestellt : Schwächungsgleichwerte nach EN6133-1 bei 60 kV bei 80 kV bei 100 kV bei 125 kV mm Pb mm Pb mm Pb mm Pb M2 + M3 0, 229/0, 249 0,264/0, 287 0,282/0, 288 0,269/0, 258 M1+M2+M3 0, 344/0,394 0,396/0, 472 0,424/0, 465 0,401/0, 391 Die Messwerte sind dabei im diagnostisch interessierenden Bereich un- ter 120 kV deutlich größer als die additiven Werte, so dass die ge- wünschte Strahlungsschwächung mit einer geringeren Dicke und somit mit geringerem Gewicht der daraus hergestellten Strahlenschutzkleidung er- reicht wird. Weiter versteht es sich von selbst, dass neben Gadolinium auch andere Zusätze mit großem Neutronen-Absorptionsquerschnitt-bei- spielsweise Bor oder Bor-Verbindungen-zum Einsatz kommen können. Bei der Auswahl solcher Zusätze ist zu berücksichtigen, wie diese Zusätze von dem Matrixmaterial aufgenommen und in diese eingemischt werden können, wobei die Benetzbarkeit dieser Zusätze durch das Matrixmate- rial zu beachten ist.

Diese aus einem Strahlenschutzmaterial auf Basis einer Elastomer-Mat- rix hergestellte Folie eignet sich zur Herstellung eines Materials für Strahlenschutzkleidungen, wie beispielsweise Schürzen. Dabei werden neben einem einlagigen Material auch mehrlagige Materialien einge- setzt, wobei auch gleiche Folien in mehreren Lagen verwendet werden.

Der gegenüber einfacher Addition der einzelnen Schwächungsgleichwerte höhere Schwächungsgleichwerte der Kombination erlaubt dabei eine Ver- ringerung der Dicke des Materials für die Strahlenschutzkleidung und damit auch deren Flächengewicht.