Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ КРЕМНИЯ
СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ КРЕМНИЯ

СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ КРЕМНИЯ

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для дезактивации и травления монокристаллов ядерно-легированного кремния. Способ включает обработку поверхности кремния щелочным раствором персульфата щелочного металла. Соотношение компонентов в растворе для дезактивации составляет 10 - 100 г/л ХОН : (0,5 - 5) г/л X2S2O8, где X - щелочной металл. Предлагаемое изобретение позволяет проводить обработку монокристаллов ядерно-легированного кремния с коэффициентами дезактивации до 100 (остаточное загрязнение поверхности менее 0, 01 Бк/см2 ). 1 табл.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2119688
Класс(ы) патента: G21F9/00
Номер заявки: 97103166/25
Дата подачи заявки: 04.03.1997
Дата публикации: 27.09.1998
Заявитель(и): Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
Автор(ы): Шевченко В.Г.; Карраск М.П.; Нестеренко А.П.; Медников А.К.; Моченов М.И.; Чумаченко Г.А.
Патентообладатель(и): Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
Описание изобретения: Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для дезактивации и травления монокристаллов ядерно-легированного кремния.
Одним из перспективных способов получения полупроводниковых материалов является ядерное легирование монокристаллов кремния путем облучения их нейтронами в ядерном реакторе.
В процессе ядерного легирования кремния в "мокрых" каналах РБМК-1000 наряду с целевым эффектом (образованием фосфора-31) происходит загрязнение поверхностного слоя кремния на глубину до нескольких микрометров Fe-59, Co-60, Zn-65 и др. долгоживущими радионуклидами. Для неограниченного использования ядерно-легированного кремния необходима его выдержка (распад короткоживующих Si-31, P-32) и эффективная дезактивация от долгоживущих радионуклидов.
Известен способ дезактивации, заключающийся в последовательной обработке поверхности сначала растворами щелочного перманганата, а затем органических или минеральных кислот [1, 2]. Способ позволяет эффективно дезактивировать поверхности углеродистых и нержавеющих сталей, циркония, латуни и бронзы. Недостатком являет то, что эффективность дезактивации кремния этим методом, особенно при глубинном загрязнении, низка и не позволяет получить материал, пригодный для неограниченного использования.
Известен способ дезактивации, заключающийся в обработке поверхностей растворами азотной и щавелевой кислот с добавками фторидов [3]. Способ эффективен при удалении труднорастворимых радиоактивных окислов с нержавеющей стали. Эффективность дезактивации кремния этим способом также высока. Недостатком является то, что способ не может быть использован для дезактивации кремния в условиях АЭС из-за высокой коррозионной активности реагентов и невозможности вследствие этого переработки образующихся при дезактивации жидких радиоактивных отходов по штатной технологии.
По своей сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявленному принятый за наиболее близкий аналог способ, заключающийся в обработке поверхности щелочным окислительным раствором [4]:
6 - 8 N XOH + 10 - 25 г/л X2S2O8
(240 - 320 г/л NaOH)
где X - щелочной металл.
Способ эффективен для дезактивации поверхностей, загрязненных радионуклидами платиновой группы (рутений и др.). Область дальнейшего использования дезактивированных материалов в описании не приводится. Недостатком данного способа являются высокие коррозионные потери ядерно-легированного кремния, вследствие чего повышаются затраты на переработку жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и требуется дополнительная механическая обработка с целью полировки поверхности.
Задачей настоящего изобретения является снижение коррозионных потерь ядерно-легированного кремния в процессе обработки и, как следствие, сохранение кремниевого блока после обработки пригодным для производства полупроводниковых материалов без существенной поверхностной обработки и снижение затрат на переработку ЖРО.
Сущность изобретения состоит в том, что в способе дезактивации кремния, включающем обработку поверхности раствором персульфата щелочного металла в щелочной среде, компоненты раствора используют при следующем соотношении:
10 - 100 г/л XOH + 0,5 - 5 г/л X2S2O8,
где X - щелочной металл.
По сравнению с наиболее близким аналогом, применение компонентов при данных концентрациях позволяет в 2 - 120 раз снизить коррозионные потери при практически одинаковой эффективности дезактивации, что не следует явным образом из уровня техники, т. е. соответствует критерию изобретательского уровня.
Пример. Ядерно-легированный кремний, облученный в "мокрых" каналах СУЗ реактора РБМК-1000 (поверхностное загрязнение до 1 Бк/см2), обрабатывают в растворах различного состава. Эффективность дезактивации определяют по степени удаленной активности β, %:

а также по коэффициенту дезактивации:
Кд = Аначкон
где А - удельная активность, Бк/см2.
Результаты приведены в таблице.
Из приведенных данных следует, что при использовании щелочи при концентрации более 100 г/л и персульфата более 5 г/л эффективность дезактивации практически не возрастает (примеры 1 - 4), а менее 10 г/л и соответственно персульфата 0,5 г/л (пример 8) эффективность дезактивации заметно снижается. В заявляемых же пределах при практически одинаковой эффективности дезактивации коррозионные потери ядерно-легированного кремния в 2 - 120 раз ниже. Использование гидроксида калия и персульфата натрия вместо гидроксида натрия и персульфата калия не влияет на эффективность процесса дезактивации (пример 12).
Предлагаемое изобретение позволяет проводить обработку монокристаллов ядерно-легированного кремния с коэффициентами дезактивации до 100 (остаточное загрязнение поверхности менее 0,01 Бк/см2). При этом образующиеся отработанные радиоактивные щелочные сульфатные растворы легко перерабатываются вместе с другими жидкими радиоактивными отходами АЭС по штатной схеме. Щелочи являются штатными дезактивирующими реагентами АЭС, а персульфаты выпускаются в промышленных масштабах. Таким образом, данный способ является промышленно применимым.
Список используемой литературы
1. Weed R.D. Патент США N 3496017, C 23 G, 1970.
2. Ампелогова Н. И. и др. "Дезактивация в ядерной энергетике". М., Энергоатомиздат, 1982 г., с. 132.
3. Ампелогова Н. И. и др. "Дезактивация в ядерной энергетике". М., Энергоатомиздат. 1982 г., с. 124.
4. EP, заявка N 0247933, 22.05.87, G 21 F 9/00, (наиболее близкий аналог).
Формула изобретения: Способ дезактивации кремния, включающий обработку поверхности раствором персульфата щелочного металла в щелочной среде, отличающийся тем, что компоненты раствора используют в следующем соотношении:
10 - 100 г/л ХОН + 0,5 - 5 г/л X2S2O8,
где X - щелочной металл.