Научная литература
booksshare.net -> Добавить материал -> Физика -> Смирнов Л.С. -> "Легирование полупроводников методом ядерных реакций" -> 57

Легирование полупроводников методом ядерных реакций - Смирнов Л.С.

Смирнов Л.С., Соловьев С.П., Стась В.Ф., Харченко В.А. Легирование полупроводников методом ядерных реакций: Монография — Новосибирск: Наука, 1981. — 186 c.
Скачать (прямая ссылка): legir.zip
Предыдущая << 1 .. 51 52 53 54 55 56 < 57 > 58 59 60 61 62 63 .. 76 >> Следующая


зоны в виде компактной сборки топливных элементов, содержащих естественную смесь изотопов урана или уран, обогащенный изотопом и235, а также замедлителя, в качестве которого, в зависимости от типа реактора, чаще всего используется обычная или тяжелая вода и графит (см. например, [3]).

Энергетический спектр нейтронов, возникающих при делении и235, показан на рис. 4.2. Одновременно с нейтронами деления в реакторе в каждый момент времени имеется большое количество ранее образовавшихся нейтронов, находящихся на разных стадиях замедления, вплоть до теплового равновесия со средой замедлителя. В области расположения урановых стержней наблюдается приблизительное равенство тепловых и быстрых нейтронов спектра деления. По мере удаления от стержней интенсивность нейтронов спектра деления экспоненциально падает, по возрастает относительная доля нейтронов с меньшей энергией. В конечном счете можно получить нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии со средой замедлителя и подчиняющиеся максвелловскому распределению. Однако этого удается добиться только в специальных устройствах, помещаемых в реакторе вблизи активной зоны и называемых тепловыми колоннами, с соответствующей потерей плотности потока иейт-ронов.

Обычно же каждый конкретный реактор характеризуется определенным отношением количества медленных нейтронов, представляющих интерес для ядерного легирования, к количеству быстрых нейтронов, создающих радиационные дефекты-В зависимости от конструкции активной зоны и тех или иных


Для удобства транспортировки, защиты от механических повреждений, а в ряде случаев и для создания локальной атмосферы,! местных условий нагрева или охлаждения образцы : и слитки облучают в специальных ампулах, материал которых должен обладать необходимой механической прочностью, тер-мо- и радиационной стойкостью и низкой наведенной радиоактивностью. Наиболее часто в качестве таких материалов используется чистый алюминий и некоторые виды пластмасс,, например полистирол [4]. На рис. 4.7 показана одна из конструкций герметичной ампулы для облучения различных материалов, в том числе и слитков кремния.

В целях предотвращения нежелательного чрезмерного разогрева образцов во время облучения, в основном за счет у-компоненты излучения реактора, через канал с ампулами или непосредственно через отверстия в ампулах прокачивают газ, например воздух, или охлаждающую жидкость, роль которой может выполнять обычная или тяжелая вода. Но даже при интенсивном охлаждении потоком тяжелой воды температура слитков кремния в процессе облучения достигает 70°С [4].

Обеспечение условий равномерного облучения протяженных слитков, особенно с большим отношением длины к диаметру, является на современном этапе технологии ядерного легирования самостоятельной научно-технической задачей применительно к каждому конкретному реактору. Вероятно, в недалеком будущем появятся реакторы, специально предназначенные для ядерного легирования, а пока приходится приспосабливать к новой технологии имеющиеся.

Как уже отмечалось, радиальная неравномерность нейтронного потока по диаметру реальных слитков кремния диаметром 100 мм не очень велика и практически устраняется при вращении слитка в процессе облучения. При этом нринуди-тельное вращение можно обеспечить с помощью как обычных механизмов, так и специальной формы ампулы, помещенной в поток охлаждающей В20 [4].

Главная проблема связана с обеспечением равномерности облучения по длине слитка. Выше указывалось, что в определенных пределах это можно обеспечить путем помещения слитка в такой участок канала реактора, где плотность нейтронного потока можно считать постоянной (см. рис. 4.4 и 4.5). Однако при таком статическом способе легирования используется только меньшая часть рабочей длины канала, что отрицательно влияет на производительность процесса.

Эту трудность можно частично обойти с помощью приема, использованного в работе [5] и схематически показанного на рис. 4.8. Пусть три слитка расположены вертикально с центрами тяжести в точках А} В, В, тогда профиль распределения легирующих примесей в каждом слитке должен повторять соответствующий участок профиля. Если в таких условиях
gsm

О 00 01

Рис 4.9 техника легировали кремния при статическом режиме truc. *.,/ X облучения.

» _ I - контейнер о ллравцом, г - ра«°чий^ канал, «

етза—4 -

облучать слитки только половину расчетного времени и затем «опрокинуты их на 180“, то в оставшееся время^шжняя част! кажпого слитка облучается аналогично верхней, и на°Со1>“' Получается то же самое, как если бы неподвижные слитки -время облучались потоком нейтронов, профиль кото--nom является зеркальным отображением исходного профил Г^ртиГльной плоскости. Суммарный результат легирования

135
Рис. 4,10. Рабочий канал и контейнер для облучения слитков с вращением [7].

1 — канал; 3 — детектор; а — подвижная подставка; 4 — контейнер.

по длине слитков в таком режиме определяется суммой исходного и зеркального участков профиля и оказывается в делом значительно более однородным, а на прямолинейных участках профиля (точка А) — строго однородным.
Предыдущая << 1 .. 51 52 53 54 55 56 < 57 > 58 59 60 61 62 63 .. 76 >> Следующая
Реклама

c1c0fc952cf0704ad12d6af2ad3bf47e03017fed

Есть, чем поделиться? Отправьте
материал
нам
Авторские права © 2009 BooksShare.
Все права защищены.
Rambler's Top100

c1c0fc952cf0704ad12d6af2ad3bf47e03017fed