способ дезактивации кремния

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.

Описание изобретения к патенту

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 , %:



а также по коэффициенту дезактивации:

К_д = А_нач/А_кон

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).