Способ получения ядерно легированного германия Советский патент 1989 года по МПК C30B31/20 H01L21/263 

Изобретение относится к технологии однородного легирования .полупроводников и может быть использовано при создании полупроводниковых материалов для криогенной резистйвной термометрии, оптоэлектроники, детекторов излучений и других полупроводниковых приборов.

Оно позволяет значительно повысить степень компенсации ядерно легированного германия, полученного облучением нейтронами германия естественного изотопного состава.

Известен способ получения однородно легированного германия, включающий выращивание монокристаллов из расплава, изотопный состав которого отличается по содержанию изотопов от естественного германия, и дальнейшее облучейие тепловыми нейтронами. В результате захвата нейтронов изотопами германия протекают ядерные реакции, приводящие к образованию электрически активных примесей галлия (мелкоg

го акцептора), мышьяка мелкого донора) и селена (глубокого двухзарядно- ; го донора), концентрации которых определяются формулами

N6 %е-Р 7 т,

Ntfe .,Р,

(О

Ы

AS

,

N.

NC

.

бе

где- N(jg - концентрация атомов германия, PJ. , , P7ft - содержание изо76

топов Се . , j2Ge

В облучаемом

германии, д 4 захвата тепловых нейтронов этими изотопами, Фу- - флюэнс тепловых нейтронов. . Вследствие равномерного поглощения тепловых нейтронов в кристаллах германия с линейньп4й размерами порядка

нескольких сантиметров и невысоких температур облучения, из-за чего образующиеся в германии примеси непо-. движны, метод ядерного легирования позволяет добиться максимальной однородности распределения примесей в полупроводнике. Концентрация вводимой примеси при этом контролируется достаточно точно по времени облучения при известной величине мощности потока тепловых нейтронов. Этим способом можно получить однородно легированный германий как п-типа, так и р-типа с различной степенью компенсации, задаваемой выбором исходного изотопного состава. Способ обладает существенными недо статками - сложностью технологических операций и в связи с этим высокой стоимостью получаемого данным способом легированного германия. Это обусловлено тем, что для получения желае.мого изотопного состава исходного rep мания необходимо иметь в наличии очищенные и обогащенные монойзотопы гер70Ge , , Ge i смеси. которых выращивается германии же лаемого изотопного состава. Техника же разделения и очистки изотопов весь ма сложная и дорогая. Наиболее близким к настоящему техническому решению является способ получения ядерно легированного германия, включающий облучение германия е тественного изотопного состава нейтронами. Германий в этом способе облучают медленными (тепловым-) нейтронами, Полученный таким образом ядерно легированный германий всегда будет р-типа проводимости и с фиксированно невысокой степенью компенсации, т.е. отношением концентраций неосновной и основной примесей. Kg 0,23. Беличина KO определяется формулой PZ 1 , в которую входят лишь Р7 , . , Р7 , являющиеся константами для германия естественного изотопного состава, и б,( , ( , величина которых также неизменна, а следовательно, не измен ная и величина К 0,23. Этот способ также позволяет получать однородное распределение примеси в полупроводнике и достаточно точ :но контролировать ее концентрацию по времени облучения. При этом,в отличие от предыдущего способа, исключаю ся сложные и дорогостоящие технологические процессы разделения и очистки изотопов германия. Существенным недостатком этого способа является невозможность получения иных, кроме Ко 0,23, значений степени компенсации. Цель изобретения - повьщ1ение степени компенсации. Поставленная цель достигается тем, что в способе получения ядерно легированного германия, включающем облучение германия естественного изотопного состава нейтронами, облучение проводят резонансными нейтронами или резонансными и тепловыми нейтронами. В результате облучения германия резонансными нейтронами происходят те же ядерные реакции, что и при облучении тепловыми нейтронами, и в германий вводятся примеси галлий, мышьяк и селен. Их концентрации определяются формулами, аналогичными (I) NG. . V Р. %s N«€ РГ.. /- Рр f% где 1 , 1 , i.y - интегралы захвата резонансных нейтронов изотопами 74 76 .,,Ge ,Ge соответственно, Р - флюэнс резонансных нейтронов. Соотношение величины I -ГО-Т/ таково (1 2,4 б, , 0,43 б, 7Й 1 2,2 б), что при облучении германия естественного изотопного состава резонансными нейтронами получается полупроводник р-типа с фиксированной высокой степенью компенсации Ki:0,93, намно.го большей, чем К,, 0,23, достигаемая при облучении естественного исходного германия тепловыми нейтронами. Комбинируя облучение тепловыми и резонансными нейтронами, можно получить любую степень компенсации в интервале значений 0,23-0,93, используя в качестве исходного германий естественного изотопного, состава и не прибегая к сложной и дорогой процедуре выращивания слитков германия с различным изотопным составом. Облучение германия резонансными нейтронами реализуется путем облучения германиевого слитка в кадмиевом чехле достаточной толщины, который надежно экранирует слиток от тепловых нейтронов. Пучки нейтронов в каналах ядерных реакторов, в которых проводят облучение, содержат определенную долю ка тепловых, так и резонансных нейтронов. Отношение флюэнсов ,. (f (жесткость спектра энергий нейтронов может изменяться для разных типов ре акторов в широком диапазоне. Так, на пример, в каналах тяжеловодного реак тора t 0,02-0,05, для реактора СМf 0,8, а в каналах реактора БОР-60 (f 10 . Изменять величину / в широких, пределах можно также при облучении в одном и том же реакторе путем облучения германия в чехле из материала, эффективно поглощающего тепловые нейтроны, например кадмия, варьируя толщину стенок чехла. Толщина стенки чехла определяет долю тепловых нейтронов пучка, поглощенную материалом экрана, по формуле f 1 - exp(), (3) где Л - коэффициент поглощения тепловых нейтронов материалом чехла, d толщина стенки. Жесткость спектра ней тронов /41 , прошедших через стенку чехла, равна

-Л Г f4

Фг(Л) exp7-/ d)

;

exp(Ad), где fa - .жесткость спектра при облуч НИИ без чехла,fp Rp (1-f). При облучении германия естественно го изотопного состава в пучке нейтронов с жесткостью спектра, равной /,. .получается полупроводник р-типа со степенью компенсации, равной Pzi.i.2til)i2PziLMi5xiia5i Р7 (7Л+ lf%) (5) Рр и учиПодставляя в тывая, что Z2i. KO 0,23, , SaLiLi.25. .1 0,93, получим 2iZ К о,.23 + 1 + 1, На фиг. 1 показана зависимость сте пени компенсации К от жесткости спект ра нейтронов f (кривая 1); на фиг.2 зависимость степени компенсации от соотношения времен , для (/ 0,8 (кривая 2) и if 0,02 (кривая 3); на

2zZ0,23 +

(7)

1 + .(.4i) фиг. 3 - зависимость времени t, и t от степени компенсации К: 4- t, облучение в ТВР кривая 5- t, облучение в ТВР кривая 6- t, облучение в СМ-2 кривая 7- t, облучение в СМ-2 кривая На фиг. 1 показано изменение степени компенсации К при увеличении жесткости спектра нейтрогюв в пределах от 0,02 до 10 . При изменении / в таких пределах К изменяется от 0,23 до 0,93. Управлять степенью компенсации ядерно легированного германия в пределах от 0,23 до 0,93 при использовании в качестве исходного германия естественного изотопного состава можно также таким о бразом. Слиток.германия облучают нейтронами с жесткостью спектра J в течение времени 2f/, а затем только резоиансньп4и нейтронами (поместив слиток в кадмиевыйчехол достаточно большой толщины) в течение времени t. Степень компенсации в таком полупроводнике будет определяться формулой (5). Учитывая, что в данном случае р . Г С t«/t/ ) 2 показано, как изменяетНа фиг. ся К при изменении -- от 0,01 до Ч для двух значений / (0,8 - кривая 2 и 0,02 - кривая 3). Практически все значения К в интервале 0,23-0,93 реализую-Гся для этих двух f- в интервале значений - от 0,01 до 100. Концентрация основной примеси галлия Ng в предлагаемом способе определяется величинами флюэнсов тепловых и резонансных нейтронов а. N.ePr. (гД , ) (8) и при известной мощности потоков тепловых и резонансных нейтронов достаточно точно контролируется по времени облучения. При управлении степенью компенсации путем облучения нейтронами с разной жесткостью спектра f )iV . время облучения определяется формулой9 Yr(T+0,7) где T- - мощность потока тепловых не тронов. В случае, если степенью компенсации управляют путем облучения слитка германия без кадмиевого чехла в течение времени t и в кадмиевом чехле в течение времени If, (1+|)Н.(П уда с учетом Nc. 3,14-10 см откуда с учетом wf tjV;. получаем . . Ч Tn+0,7r(l+t,/t,) Величина t.j/tj определяется из графика на фиг. 2 для необходимого значения К и подставляется в (12). Зная t можно определить t. и м е р I. Для получения гер мания р-типа с концентрацией основной примеси галлия 5-10 и степенью компенсации К 0,93 выби рают слиток германия естественного изотопного состава, например серийно выпускаемого промышленностью германия марки ГЭС-45, содержание примесе в котором на три порядка меньше концентраций примесей, вводимых ядерным легированием. Требуемая величина флю энса резонансных нейтронов определяется формулой ,, 45.45 N 45,45-5-10 10 нейтрон/см . 2,27 Зная мощность потока резонансных нейтронов в канале реактора, можн определить время оо учения. Например, в канале А9 тяжеловодного реактора ИТЭФ нейтрон/см с. Отсюд 4 1,2.10 облучения получаем время РО 1,89-10 сек - 21 сут - ; 22 час 6 мин Для экранирования от тепловых нейтро нов слиток германия помещается в кад миевый чехол. Пример 2. Для получения гер мания р-типа с концентрацией N и степенями компенсации 0,23; 0,25; 0,48 и 0,93 выбирают гер маний естественного изотопного соста ва, например выпускаемый промьшшенностью германий марки ГЭС-45. Облуче ние проводят в каналах А2 и А9 реактора ТВР (rf 0,022 и 0,05 соответственно) , а также в каналах реакторов СМ-2, где Г 0,8, и ВОР-60, где / 10, без кадмиевого чехла. При этом получают (см. фиг, 1) значения К 0,23; 0,25; 0,48 и 0,93 соответственно. Требуемая величина флюэнсов нейтронов составит: ср 5ii§S o. 59-10 нем i-i-rif /: 0,23; Г 0,22; « 1,57 J О 10 нейтрон/см V 3,4-10 нейтрон/см 2)К 0,25; 0,05; . 1,54-10 нейтрон/см ; fp 7,7-10 нейтрон/см 3)К - 0,48; 0,8; жЮ нейтрон/см ; Фр 8,15-10 нейтрон/см 4)К 0,93; ,2н х10 нейтрон/см п210 нейтрон/см . Зная мощность потока тепловых (V) либо резонансных (р) нейтронов в самом реакторе, можно определить время облучения. Например, в канале А9 реактора ТВР 2,38-10 нейтрон/см с. Отсюда получим время облучения. 6,74 17 ч 58 мин 26 с. Пример 3. Для получения германия р-типа с концентрацией 540 см и степенью компенсации, изменяющейся в пределах 0,23-0,93, в качестве исходного выбирают германий естественного изотопного состава марки ГЭС-45. Облучение проводят в канале А2 реактора ТВР (,02) и в реакторе СМ-2 ( 0,8), варьируя величины t (время облучения без кадмиевого чехла) и t (время облучения в кадмиевом чехле). Кз фиг. 2 видно, что при облучении в ТВР за счет изменения отношения от 0,01 до 40 перекрывается интервал значений К от 0,23 до 0, при облучении в СМ-2 изменение .| от 0,01 до 100 дает значения К в интервале о 0,48 до 0,93. Величина флюзнсов нейтронов, необходимая для получения заданной концентрации K(;.Q , изменяется в таких пределах. При облучении в реакторе ТВР йа первой стадии (облучение без чехла) 7- изменяется от 1,57 Ю до 1 ,01 х «10 нейтрон/см при изменении К от 0,23 до 0,48.

На второй стадии (облучение в чехле) р изменяется от 3,14-10 до 8,08 /Ю нейтрон/см .

При облучении в реакторе СМ-2: .

на первой стадии (облучение

Ю нейчехла) ;- изменяется от 1.01

л . М.

трон/см до 2,7610 нейтрон/см при изменении К от 0,48 до 0,93;

на второй стадии (облучение в чехле)iV изменяется от 8,08-10 нейтрон/см до 2.21.10 нейтрон/см.

Зная мощность потоков тепловых и резонансных нейтронов в каналах, где ведется облучение, можно определить длительность времен облучения t| и t из уравнений (7) и (12).

На фиг. 3 показано изменение вреизменяющемся -от 0,23 до 0,48 (облучение в ТВР) и от 0,48 до 0,93 (облучение в СМ-2). Кривые 4 и 5 соответствуют t и t2 при облучении в ТВР и кривые 6 и 7 соответствуют t и t при облучении в СМ-2.

Таким образом, предложенный состав обеспечивает следунщие технико-экономические преимущества:

возможность получения сильно компенсированного ядерно-легированного германия за счет облучения германия резонансными нейтронами,

возможность управления степенью компенсации за счет облучения германия пучками нейтронов с различной жесткостью спектра;

СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНО ЛЕГИРОВАННОГО ГЕРМАНИЯ, включающий облучение германия естественного изотопного состава нейтронами о т л ичающийся тем, что, с целью повышения степени компенсации облу- чение проводят резонансными нейтронами или резонансными и тепловыми нейтронами.