Патент на изобретение №2193609

(54) СПОСОБ НЕЙТРОННО-ТРАНСМУТАЦИОННОГО ЛЕГИРОВАНИЯ КРЕМНИЯ

(57) Реферат:

Заявляемое изобретение относится к технологии ядерного легирования полупроводниковых материалов при промышленном производстве на энергетических реакторах типа РБМК, широко применяемого в технологии изготовления полупроводниковых приборов для электронной и электротехнической промышленности. Сущность изобретения состоит в том, что в способе нейтронно-трансмутационного легирования кремния, включающем облучение нейтронным потоком по дозно-временному регламенту контейнера со слитками кремния в канале ядерного реактора с известным исходным, но изменяющимся во времени высотным распределением плотности нейтронного потока, и контроль за усредненным по длине слитков в контейнере флюенсом нейтронов, контроль за усредненным флюенсом нейтронов осуществляют с использованием нейтронной камеры и вертикальных сборок, составленных из дискретных датчиков тока прямого заряда, установленных в измерительных каналах реактора, вертикальные сборки датчиков тока устанавливают в противолежащие измерительные каналы со смещением их по вертикали на половину расстояния между датчиками в сборке. Электрический сигнал снимают с ионизационной камеры и датчиков тока и вводят в компьютер с программным средством, обеспечивающим корректировку показаний датчиков тока на основании показаний ионизационной камеры. С помощью средств автоматики, электрически связанных с выходом компьютера, контейнер перемещают и удерживают в зоне равномерного облучения на основании текущих показаний датчиков тока и задания дозно-временного регламента, а выводят контейнер из облучательного канала, когда интегральная доза облучения кремния достигнет заданного значения. Проведена зависимость, по которой определяют отображаемую в компьютере функцию распределения нейтронного потока, в промежутке между двумя смежными показаниями секций датчиков. Использование предлагаемого способа получения монокристаллического кремния, легированного фосфором на ядерном реакторе, повышает качество радиационно-легированного до любых номиналов удельного сопротивления кремния (УЭС), а именно снижает разброс УЭС, позволяет получить кремний с заданными электрофизическими свойствами, позволяет сохранить монокристаллическую структуру слитка, что в конечном итоге приводит к увеличению выхода годных приборов с улучшенными характеристиками в электронной и электрической промышленности. 1 з.п.ф-лы, 1 ил.

Заявляемое изобретение относится к технологии ядерного легирования полупроводниковых материалов при промышленном производстве на энергетических реакторах типа РБМК, широко применяемого в технологии изготовления полупроводниковых приборов для электронной и электротехнической промышленности. Преимущественное применение предлагаемый способ может найти в тех случаях, когда требуется обеспечить высокое качество нейтронной обработки, предъявляемое к полупроводниковым материалам при обработке в слитках большого диаметра.

Во время ядерного легирования кремния при помещении его в нейтронное поле реактора происходит преобразование части ядер кремния в ядра легирующей примеси фосфора [1]:

Ядра ³⁰Si, поглощая тепловые нейтроны с испусканием -излучения, преобразуются в ядра неустойчивого изотопа ³¹Si, который распадается через 2,62 часа с испусканием -частиц, образуя ядра легирующей примеси фосфора ³¹Р. Распределение образующихся ядер соответствует распределению флюенса тепловых нейтронов по объему слитков кремния. В технологии ядерного легирования полупроводниковых материалов к кремнию предъявляют жесткие требования по точности набора флюенса тепловых нейтронов – 5-8%, а в отдельных случаях и менее. Наиболее полно известный способ получения ядерно-легированного кремния (ЯЛК) описан в [2], с. 1-39. Способ включает:
– подготовку монокристаллов к облучению;
– облучение контейнеров со слитками кремния в ядерном реакторе;
– выдержку и перегрузку контейнеров с облученным кремнием;
– дезактивацию облученного кремния;
– отжиг кремния для ликвидации дефектов радиации;
– механическую обработку слитков;
– измерение электрофизических параметров слитков кремния;
– доводка кремния в марку.

Кроме того, известный способ включает предварительные измерения нейтронного поля с помощью датчиков тока прямого заряда (ДТПЗ) для нахождения зоны равномерного облучения (ЗРО) и определения времени облучения кремния. Недостатком этого способа является невысокая точность воспроизведения расчетных характеристик легируемого кремния. Низкая точность предопределена ограниченным числом секций ДТПЗ. Число секций в сборке всего 7, и они располагаются на расстоянии 1 м друг относительно друга по высоте активной зоны (AЗ) ЯР. Число секций не может быть увеличено, так как в условиях радиации и ограниченных габаритов возникают большие трудности в изоляции выводов отдельных секций датчиков тока. Кроме того, датчик тока в условиях постоянного облучения нейтронным потоком теряет первоначальную чувствительность в результате расщепления ядер чувствительного элемента. Грубое представление нейтронного поля не обеспечивает высокой равномерности облучения по всей высоте контейнера. В результате указанных недостатков при большой производительности облучения кремния на энергетическом ЯР не достигается хорошего воспроизводства заданных свойств полупроводникового кремния, дорогостоящее сырье – монокристаллический кремний – может идти в брак.

Наиболее близким аналогом заявляемого изобретения является способ нейтронно-трансмутационного легирования кремния [3] . Данный способ включает возвратно-поступательное перемещение контейнера со слитками кремния через зону облучения по каналу реактора по дозно-временному регламенту и контроль за усредненным по длине слитков в контейнере флюенсом нейтронов. Предварительно в канале реактора формируют нейтронное поле таким образом, чтобы на части канала распределение плотности потока тепловых нейтронов являлось четной функцией. В контейнере размещают слитки кремния общей длиной не более длины выбранного участка, а в процессе облучения контейнер со слитками перемещают по каналу из одного крайнего положения, в котором слитки расположены за пределами зоны облучения, в другое, в котором середина слитков совмещена с серединой выбранного участка в канале. После облучения половинным флюенсом от требуемого процесс облучения прерывают, контейнер разворачивают, меняя местами его торцы, и точно так же дооблучают контейнер оставшимся флюенсом нейтронов.

Недостатком этого способа является его трудоемкость, связанная с тем, что для достижения требуемой точности набора флюенса необходимо перед каждым облучением особым образом формировать нейтронное поле в облучательном канале, и невысокая точность набора флюенса, особенно в случае, когда во время облучения происходит изменение нейтронного поля.

Задачей, решаемой заявленным изобретением, является повышение точности набора флюенса, т. е. получение заданного удельного сопротивления легированного кремния с точностью до 3% и менее, а также снижение трудозатрат.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе нейтронно-трансмутационного легирования кремния, включающем облучение нейтронным потоком по дозно-временному регламенту контейнера со слитками кремния в канале ядерного реактора с известным исходным, но изменяющимся во времени высотным распределением плотности нейтронного потока и контроль за усредненным по длине слитков в контейнере флюенсом нейтронов, предложено контроль за усредненным флюенсом нейтронов осуществлять с использованием нейтронной камеры и вертикальных сборок, составленных из дискретных датчиков тока прямого заряда, установленных в измерительных каналах реактора, вертикальные сборки датчиков тока установить в противолежащие измерительные каналы со смещением их по верт икали на половину расстояния между датчиками в сборке. Электрический сигнал, снимаемый с ионизационной камеры и датчиков тока, предложено вводить в компьютер с программным средством, обеспечивающим корректировку показаний датчиков тока на основании показаний ионизационной камеры. С помощью средств автоматики, электрически связанных с выходом компьютера, контейнер перемещают и удерживают в зоне равномерного облучения на основании текущих показаний датчиков тока и задания дозно-временного регламента, а выводят контейнер из облучательного канала, когда интегральная доза облучения кремния достигнет заданного значения.

Кроме того, предлагается отображаемую в компьютере функцию распределения нейтронного потока, в промежутке между двумя смежными показаниями секций датчиков, определять по зависимости:

где A1, B1 – смежные отсчеты (мкА) значения интенсивности нейтронного потока в виде A1=К_АJ, B1=К_ВJ,
Р_х – промежуточные значения функции распределения нейтронного потока (мкА),
К_А, К_B – коэффициенты соответствия (безразмерные),
J – ток соответствующего элемента ДТПЗ (мкА),
А – токовые значения элементов первой сборки ДТПЗ (мкА),
В – токовые значения элементов второй сборки ДТПЗ, смещенной на h/2 (мкА),
m – число дополнительных градаций,
Х – номер промежуточного отсчета в пределах от 1 до m.

В заявляемом способе за счет использования двух (или четырех) семисекционных ДТПЗ удается получить данные об интенсивности нейтронного поля в 14-ти (или в 28-ми) точках по высоте AЗ реактора, а с учетом интерполяции кривой распределения поля между измеренными точками более точно найти зону равномерного облучения и рассчитать флюенс нейтронов, получаемый столбом слитков кремния заданной длины. Процесс легирования проводится под непрерывным контролем ЭВМ, работающей по специальной программе. В процессе легирования ЭВМ непрерывно уточняет положение зоны равномерного облучения, и в случае необходимости контейнер с кремнием по сигналу ЭВМ автоматически перемещается вслед за ЗРО. Для компенсации изменения чувствительности ДТПЗ из-за выгорания ядер родия периодически проводят сканирование облучательного канала камерой деления и рассчитывают коэффициенты соответствия показаний выгорающих ДТПЗ показаниям хранящейся вне активной зоны камеры деления. Найденные коэффициенты хранятся в памяти ЭВМ и используются для уточнения расчета получаемого кремнием флюенса нейтронов. Таким образом, удается вести строго контролируемое по величине, времени и равномерности облучение слитков кремния.

Технологическая последовательность нейтронного облучения кремния по выбранному способу проиллюстрирована на чертеже, где 1 – предварительные измерения; 2 – текущий контроль нейтронного поля; 3 – отображение текущего нейтронного поля; 4 – определение положения зоны равномерного облучения; 5 – загрузка контейнера слитками кремния; 6 – погружение контейнера с кремнием в облучательный канал ЯР; 7 – облучение кремния с корректировкой положения контейнера; 8 – расчет среднего нейтронного потока по N измерениям зоны равномерного облучения; 9 – расчет времени облучения; 10 – вывод контейнера из канала ЯР в исходное положение.

Способ включает предварительные измерения нейтронной камерой и сборками ДТПЗ. Прогоном нейтронной камеры по высоте AЗ измеряют нейтронное поле в облучательном канале ЯР. Сборками ДТПЗ, установленными в ЯР около облучательного канала, фиксируют нейтронный поток на различных уровнях по высоте AЗ. По токам отдельных секций ДТПЗ и данным прогона нейтронной камеры рассчитывают коэффициенты фактического соответствия токов ДТПЗ нейтронному потоку по измерениям нейтронной камерой. Фиксируют коэффициенты соответствия в памяти ЭВМ. Все измерения и расчеты ведутся на специальной ЭВМ, на которую подаются токовые сигналы от всех внутриреакторных датчиков вблизи облучательного канала. По токам ДТПЗ с учетом интерполяции и длины столба слитков кремния находят зону равномерного облучения – обычно в пределах 1000-2000 мм. Подлежащий облучению кремний загружают в контейнер для легирования с учетом величины ЗРО. По величине требуемого флюенса и рассчитанным характеристикам нейтронного поля в ЗРО определяют продолжительность процесса легирования. Далее контейнер с кремнием опускают в облучательный канал до совмещения ЗРО со слитками кремния и запускают программу контроля процесса легирования на ЭВМ. Во время легирования ЭВМ в автоматическом режиме проводит непрерывный контроль нейтронного поля в ЗРО с отображением поля на экране ЭВМ, рассчитывает усредненный по нескольким измерениям нейтронный поток, по фактическому нейтронному потоку уточняет время облучения, уточняет положение ЗРО и, при необходимости, перемещает контейнер с кремнием вслед за положением ЗРО. При достижении заданного флюенса ЭВМ подает сигнал на извлечение контейнера с кремнием из облучательного канала ЯР.

Текущий контроль нейтронного поля выполняют сборками ДТПЗ, но их токи в течение ограниченного срока, около 2-х месяцев, в течение которых чувствительность ДТПЗ падает на 2%, используют с найденными коэффициентами соответствия, после чего найденные коэффициенты соответствия обновляют повторением предварительных измерений токов сборок ДТПЗ и измерений нейтронной камерой, подавляя снижение чувствительности элементов сборок ДТПЗ от расщепления родия в катодах ДТПЗ.

При осуществлении способа используют компьютер, например типа Pentium, сопряженный с системой сбора информации со сборок ДТПЗ и камеры деления и управляющий приводом контейнера.

Конкретный пример осуществления способа.

Требуется облучением в канале реактора РБМК-1000 монокристаллического кремния с удельным сопротивлением _H получить полупроводниковый кремний проводимостью n-типа, имеющий после термической обработки удельное сопротивление _K.
1. При помощи камеры деления и по показаниям ДТПЗ измерено нейтронное поле (_T) в облучательном канале и найдена ЗРО с неравномерностью не более 2% с высотой Н=135 см. На момент измерений _T=7,310¹³ нейтр/см²сек.

2. По исходному значению _H и заданному значению _K на ЭВМ проведен расчет требуемого флюенса =5,6410¹⁷ нейтр/см² и время облучения Т=128,8 мин.

3. В контейнер для облучения загрузили несколько слитков кремния с общей высотой не более 135 см.

4. Контейнер с кремнием опустили в облучательный канал до совмещения слитков кремния с зоной равномерного облучения и одновременно запустили специальную программу слежения за легированием на контролирующей ЭВМ.

5. По истечении времени Tт, где т – автоматически найденная ЭМВ поправка на нестабильность условий облучения кремния, контейнер со слитками по сигналу ЭВМ извлекли из облучательного канала.

Использование предлагаемого способа получения монокристаллического кремния, легированного фосфором на ядерном реакторе, повышает качество радиационно-легированного до любых номиналов удельного сопротивления кремния (УЭС), а именно: снижает разброс УЭС, позволяет получить кремний с заданными электрофизическими свойствами, позволяет сохранить монокристаллическую структуру слитка, что в конечном итоге приводит к увеличению выхода годных приборов с улучшенными характеристиками в электронной и электротехнической промышленности.

Источники информации
1. Смирнов Л. С. и др. Легирование полупроводников методом ядерных реакций. Новосибирск: Наука, 1981.

2. Вестник “Радтех” Евразия 1(8), М., 1994.

3. Патент Российской Федерации 2089011 С1 / Способ нейтронно-трансмутационного легирования кремния.

Формула изобретения

1. Способ нейтронно-трансмутационного легирования кремния, включающий облучение нейтронным потоком по дозно-временному регламенту контейнера со слитками кремния в канале ядерного реактора с известным исходным, по изменяющимся во времени высотным распределением плотности нейтронного потока, и контроль за усредненным по длине слитков в контейнере флюенсом нейтронов, отличающийся тем, что контроль за усредненным флюенсом нейтронов осуществляют с использованием нейтронной камеры и вертикальных сборок, составленных из дискретных датчиков тока прямого заряда, установленных в измерительных каналах реактора, вертикальные сборки датчиков тока устанавливают в противолежащие измерительные каналы со смещением их по вертикали на половину расстояния между датчиками в сборке, электрический сигнал снимают с ионизационной камеры и датчиков тока и вводят в компьютер с программным средством, обеспечивающим корректировку показаний датчиков тока на основании показаний ионизационной камеры, затем с помощью автоматических средств, электрически связанных с выходом компьютера, контейнер перемещают и удерживают в зоне равномерного облучения на основании текущих показаний датчиков тока и задания дозно-временного регламента, а выводят контейнер из облучательного канала, когда интегральная доза облучения кремния достигает заданного значения.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что для отображения в компьютере функции распределения нейтронного потока в промежутке между двумя смежными показаниями секций датчиков ее определяют по зависимости:

где А1, В1 – смежные отсчеты (мкА) значения интенсивности нейтронного потока в виде А1= К_АJ, В1= К_ВJ;
Р_х – промежуточные значения функции распределения нейтрального потока, мкА;
К_А, К_В – коэффициенты соответствия (безразмерные);
J – ток соответствующего элемента датчика тока прямого заряда, мкА;
А – токовые значения элементов первой сборки датчика тока прямого заряда, мкА;
В – токовые значения элементов второй сборки датчика тока прямого заряда, смещенной на h/2, мкА;
m – число дополнительных градаций;
Х – номер промежуточного отсчета в пределах 1 – m.

РИСУНКИ

PD4A – Изменение наименования обладателя патента СССР или патента Российской Федерации на изобретение

(73) Новое наименование патентообладателя:

Открытое акционерное общество «Концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» (RU)

(73) Новое наименование патентообладателя:

Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение Энергоатоминвент (RU)

Адрес для переписки:

188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Филиал ОАО «Концерн Энергоатом» «Ленинградская атомная станция», заместителю Генерального директора директору филиала В.И. Лебедеву

Извещение опубликовано: 10.06.2009 БИ: 16/2009