WO2006059035A1 - Detecteur de neutrons a semi-conducteur - Google Patents

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WO2006059035A1
WO2006059035A1 PCT/FR2005/051005 FR2005051005W WO2006059035A1 WO 2006059035 A1 WO2006059035 A1 WO 2006059035A1 FR 2005051005 W FR2005051005 W FR 2005051005W WO 2006059035 A1 WO2006059035 A1 WO 2006059035A1
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WO
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detector
neutron
space charge
substrate
neutron detector
Prior art date
Application number
PCT/FR2005/051005
Other languages
English (en)
Inventor
Thierry Colladant
Original Assignee
Commissariat A L'energie Atomique
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority to US11/658,944 priority Critical patent/US20090184900A1/en
Application filed by Commissariat A L'energie Atomique filed Critical Commissariat A L'energie Atomique
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Classifications

    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T3/00—Measuring neutron radiation
    • G01T3/08—Measuring neutron radiation with semiconductor detectors

Definitions

  • the invention relates to a semiconductor neutron detector. It also relates to a detector with its integrated signal processing electronics on a semiconductor chip. This detector is capable of detecting cold, thermal, epithermal and fast neutrons. The energy range associated with the detector can be modified according to the composition of the materials used.
  • the fields of application concern the detection of cold, thermal and epithermal neutrons or fast neutrons of higher energy.
  • This type of detector can be used to measure the neutron environment of an installation, an environment, or by using a single detector, or by networking a set of detectors. It can be used as a portable electronic neutron dosimeter for operational dosimetry.
  • Another possible application is the detection of radioactive material.
  • a neutron imager may be obtained to obtain spatial information from a neutron source.
  • Neutron is a neutral particle that can not be detected directly.
  • semiconductor materials to detect products resulting from conversion presents an interesting alternative to the more conventional approach using scintillator materials.
  • the products resulting from the reactions between the neutrons and the converter materials are detected by a semiconductor detector, such as the Si, GaAs, diamond detectors. All these detectors have advantages and disadvantages depending on the intended application. Indeed, the response of diamond detectors is less sensitive to defects created by neutron irradiation than that of silicon or gallium arsenide. Thus, diamond detectors can be used to measure large fluxes.
  • the average energy needed to create an electron-hole pair in diamond is greater than in silicon (about 13 eV against 3, 6 eV for silicon).
  • silicon about 13 eV against 3, 6 eV for silicon.
  • thermal neutrons can be done by detecting charged particles or ⁇ -rays from nuclear reactions having a large cross section in the converter material.
  • the present invention relates to all nuclear reactions creating charged particles or ⁇ -rays.
  • This reaction has a lower cross section for thermal neutrons (of the order of 900 barns) than that with the 10 B.
  • the products resulting from these reactions are emitted at 180 degrees from each other and the emission angle, in the reference system of the laboratory relative to the direction of incidence of the neutron, is isotropic.
  • the converter material can be deposited on the surface of the semiconductor.
  • a space charge area is created in the semiconductor to collect the electron-hole pairs deposited by the ionizing particle from the neutron reaction with a core of the converter material.
  • the semi ⁇ conductor is doped so as to obtain an electric field in the collection zone of the charges deposited by the ionizing particle. The electric field is obtained by polarizing the junction in reverse.
  • the converter material is deposited on the surface of this junction and its thickness is optimized to obtain the highest possible neutron detection efficiency. This material may be 10 B or 6 LiF deposited on the semiconductor.
  • the converter material can be placed between two semiconductor detectors in order to detect, for example, in coincidence the two particles resulting from the conversion reaction. Another possible solution is to create micro-cavities on the surface of the junction in order to increase the detection sensitivity.
  • semiconductor neutron detectors use a converter material placed on the surface of the detector.
  • US-a-6,545,281 discloses a neutron detector comprising a semiconductor substrate provided with micro ⁇ cavities, a layer of converter material being deposited on the semiconductor substrate and on the walls of the cavities, thus enabling increase the efficiency of the detector.
  • the substrate coated with the semiconductor material is embedded in a large electric field (a few hundred micrometers), which requires a higher polarization voltage and increases the sensitivity to gamma radiation.
  • FIG. 1 schematically represents a semiconductor neutron detector according to the known art.
  • This detector is produced on a substrate semi ⁇ conductor 1, for example silicon.
  • a first electrode 2 covers one side of the substrate 1.
  • a second electrode 3 covers the opposite face of the substrate.
  • the electrode 2 supports a converter material layer 4 consisting for example of a deposit of 10 B.
  • a charge region 5 space (or electric field area) was formed on the surface of the substrate 1 adjacent to the electrode 2.
  • the electrode 2 is biased at a voltage V while the electrode 3 is grounded.
  • the resulting nuclear reaction provides two charged particles emitted 7 and 8 in opposite directions and the emission is isotropic.
  • the charged particle 8 arrives in the space charge zone 5
  • electron-hole pairs are created and the deposited energy is collected at the terminals of this space charge zone by the electrodes 2 and 3 which provide a electrical signal transmitted by the capacitor 9.
  • the signal is amplified to be processed by an acquisition chain.
  • This type of detector has a relatively low sensitivity since it is at most about 4%.
  • the semiconductor neutron detectors use a converter material deposited on the surface of a semiconductor substrate. These detectors have an intrinsic efficiency of the order of a few percent at most. Thus, for low flux detection, a large sensing surface is required, which is not very compatible with the measurement of weak signals from the detector. Indeed, the increase in the detector's capacity increases with its surface, which results in a larger noise. The consequence is an increase in the threshold of the detected energy and therefore a reduction in the efficiency of the detector.
  • Another problem related to this type of detection is the system for acquiring and processing the signals coming from the detector and which is not integrated in the latter.
  • These measurement systems require having a processing line and / or a computer to operate the detector, which is not necessarily well suited for measurements outside a laboratory.
  • the invention makes it possible to significantly increase the neutron detection efficiency by using the volume of the semiconductor as detector and no longer its surface.
  • the spectral response can be increased by adding a hydrogenated screen in front of the semiconductor material.
  • the volume of the semiconductor material is used by making cavities
  • the invention therefore relates to a semiconductor neutron detector comprising a semiconductor substrate and a converter material for converting incident neutrons into electrically detectable particles, the substrate comprising a space charge area for the collection of electrically detectable particles resulting from the conversion of the incident neutrons, the detector also comprising electrodes for applying a bias voltage to the space charge zone and for recovering an electrical signal corresponding to the particles collected by the space charge zone, characterized in that the converter material is arranged to fill at least one cavity made in the volume of the substrate.
  • the cavity may be cylindrical or parallelepipedic.
  • the space charge zone is formed so as to surround the converter material.
  • one of said electrodes may be sandwiched between the space charge area and the converter material.
  • the neutron detector may further include a hydrogenated converter disposed in front of the detector to interfere with neutrons incident to the detector.
  • the invention also relates to a neutron dosimeter comprising such a neutron detector and an electronic circuit for processing the signal detected by the neutron detector.
  • the neutron detector and the electronic circuit for processing the detected signal are produced on the same semiconductor substrate.
  • the electronic circuit for processing the detected signal may comprise a power supply in the form of a battery.
  • Figures 2A and 2B schematically show a detector neutron semi ⁇ conductor of the invention
  • Figure 2A is a cross-sectional view
  • Figure 2B is a view from above;
  • FIG. 3 diagrammatically represents another semiconductor neutron detector according to the invention
  • FIG. 4 is a functional diagram representing a set made on the same chip and comprising a neutron detector according to the invention and an electronic circuit for processing the electrical signal supplied by the neutron detector;
  • FIG. 5 schematically shows a portable dosimeter according to the invention
  • FIG. 6 schematically represents an assembly consisting of a neutron detector according to the invention and a hydrogenated converter
  • FIG. 7 illustrates the operation of a neutron detector according to the invention and its associated electronics to form a portable dosimeter.
  • the semiconductor substrate will be made of silicon and the converter material will be
  • the detector comprises a P-doped silicon substrate 11 comprising, formed in its volume and from a first face of the substrate, a cylindrical cavity filled with the converter material 10 B 14.
  • a space charge zone 15 has been made in the portion of the substrate 11 adjacent to the converter material 14 so as to surround it.
  • a first electrode 12 for biasing and recovering the detected signal is disposed between the converter material 14 and the space charge zone. 15 of the substrate 11.
  • a second electrode 13 is disposed on a second face of the substrate 11.
  • FIG. 3 schematically represents another semiconductor neutron detector according to the invention.
  • This neutron detector is of the type shown in FIGS. 2A and 2B.
  • the detector comprises a P-doped silicon substrate 21 comprising, formed in its volume and from a first face of the substrate, cylindrical cavities filled with the conversion material 10 B 24.
  • a space charge zone 25 has been made in the portion of the substrate 21 adjacent to the filled cavities of the converter material 24 so as to surround the converter material.
  • 22i of the first electrodes 22 2 and 22 3 and polarization recovery of the detected signal are arranged between the converter material 24 filling the cavities and the space charge region 25 of the substrate 21.
  • a second electrode 23 is disposed on a second substrate face 21.
  • cavities for example of cylindrical shape
  • a plasma etching for example a RIE etching for "Reactive Ion Etching"
  • deep cavities severe tens of ⁇ m
  • an N / P junction is made by depositing N-doped polysilicon in the cavities.
  • the dopant present in the polysilicon will diffuse into the silicon during a high annealing temperature.
  • the concentration of the doping element is adjusted to obtain a space charge area
  • the polysilicon deposition is removed by etching so as to recover the initial size of the cavities.
  • a metal (eg aluminum) deposit is made on the walls of the cavities to obtain an ohmic electrode contact which, in this example, will be a cathode electrode.
  • the metal contact of the other electrode is obtained by a metal deposition (for example aluminum) on the rear face of the substrate and, advantageously, on the front face of the substrate, between the cavities.
  • the converter material is deposited in the cavities so as to fill them.
  • the space charge zone is for example a few micrometers thick.
  • the electrodes 22 1 , 22 2 and 22 3 are biased at a voltage while the electrode 23 is grounded.
  • the electrodes 22 1 , 22 2 and 22 3 are also connected to the measurement electronics via the capacitors 25 1 , 25 2 and 25 3 respectively. These electrodes can be connected together to the measurement electronics or can be separated to obtain an imager.
  • the electron - hole pair density deposited in the junction by the ionizing particle results in a current pulse across the junction.
  • the charge contained in this current pulse is proportional to the energy deposited by the ionizing particle (for example, 3, 6 eV is needed to create an electron-hole pair in silicon). These are the characteristics (time and amplitude) of this current pulse that corresponds to the signature of the passage of the particle.
  • the acquisition and processing electronics are transferred to the semiconductor chip of the detector by design of a system on chip or SoC for "System on Chip”.
  • This electronics is on the same chip as the detector in order to measure relatively low energy deposits by limiting noise by reducing the detector - electronics measurement interconnections.
  • This electronics includes a system for preamplification, amplification and signal shaping, a discrimination system for separating the contribution of neutrons and gamma for use in a mixed environment.
  • the signals obtained are digitized so that they can be processed to obtain information such as the dose rate, the cumulative dose and any other information necessary for the user.
  • These signal processing functions can be implemented on the detector chip and / or supplemented by the addition of a external circuit such as an FPGA, an ASIC ... in which a specific function is implemented.
  • the information processed by this electronics is transmitted externally via a communication system (for example a wire link using a transmission bus, a non-wire link using an electromagnetic wave as a transmission medium, etc.). and / or through a data display system (alphanumeric display, LCD screen, for example).
  • a communication system for example a wire link using a transmission bus, a non-wire link using an electromagnetic wave as a transmission medium, etc.
  • a data display system alphanumeric display, LCD screen, for example
  • the detector and associated electronics are powered by a battery or other portable power source.
  • the transistors implanted on the same substrate as the detector, are made with a standard CMOS technology, compatible with the realization of the cavities.
  • This technology does not use BPSG (boro-phospho-silicate glass) in order not to make the neutron transistors sensitive. Special precautions will be taken to obtain a neutron hardened device with respect to electronic functions.
  • FIG. 4 is a functional representation of an assembly made on the same chip and comprising a neutron detector 30 according to the invention and the integrated electronics which comprises different circuits or modules.
  • the module 31 regulates the power supply from a battery 32. This power supply is distributed to the various functional modules of the global circuit.
  • the module 33 makes it possible to polarize the detector 30. The value of the bias voltage is obtained so that the space charging zone around the cavity or cavities covers the path of the reaction products.
  • the module 34 corresponds to the analog processing stage of the signals coming from the detector.
  • This module includes charge preamplifiers, amplifiers and discriminators and all the other elements needed to perform the functions listed below.
  • the purpose of this module is initially to amplify the signals from the detector. When these signals can be used, for example at the output of the preamplifier, a discrimination system makes it possible to separate the slow component from the fast component of the signal. The goal is to be able to separate the contribution of ⁇ radiation from the contribution of neutrons. Slow signals, corresponding to the neutrons, are then amplified, shaped and transmitted to the module 35.
  • the module 35 converts analog signals into digital signals via analog-to-digital converters. This module 35 provides the interface between the analog processing module 34 and the digital module 36.
  • the module 36 makes it possible to process the digitized information. Depending on the needs of the detector application, different functions are implemented. An event count can be performed to determine the dose received by the detector. Similarly, in order to obtain the dose rate, an average slippery can be done on a time basis delivered by a clock.
  • the module 37 provides the communication and / or display of the data resulting from the processing.
  • the display gives the neutron flux and fluence.
  • the communication with an external system is carried out thanks to the transmission of data by radio waves.
  • FIG. 5 schematically shows the portable dosimeter according to the invention.
  • the dosimeter is composed of a silicon chip 40 on which are implanted the neutron detector 41 according to the invention and the measurement and signal processing electronics 42 which is detailed in FIG. 4.
  • FIG. 6 schematically represents the arrangement of an assembly constituted by the substrate 52 of a neutron detector according to the invention (comprising a detector and its processing electronics) and a hydrogenated converter 51.
  • the hydrogenated converter 51 which makes it possible to increase the energy response of the detector in the fast neutron energy range. Indeed, incident neutrons lose their energy by successive collisions with the hydrogen atoms of the hydrogenated converter until a power lying in the epithermal or thermal range, a range where the cross section for capture of neutrons by 10 B is important.
  • FIG. 7 illustrates the operation of a neutron detector according to the invention and its associated electronics.
  • the neutron detector 60 and its processing electronics are powered by a regulated power supply using a battery.
  • a current pulse is measured on the cathode of the detector 60.
  • the incident particle is a light particle ( electron, photon)
  • the current pulse is substantially slower than when it is a heavier particle (proton, particle OC ). So using adapted filters
  • the signals from neutrons are amplified (see amplifier 63 in FIG. 7) and reshaped.
  • the signal value is proportional to the deposited energy.
  • This amplified signal is then digitized by the converter 64 to be processed.
  • the processing of the digital data, by the processing circuit 66 corresponds to a count of the number of neutrons detected. This count accumulates to obtain the cumulative dose or neutron fluence, where a sliding average is performed using a clock 65 to obtain the dose rate or the neutron flux.
  • a threshold is preset to trigger an alarm when this threshold is reached or exceeded.
  • the dose or dose rate is displayed on an LCD screen 67 on the detector housing.
  • An RF link module 68 transmits the data collected by the detector.

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Abstract

L'invention concerne un détecteur de neutrons à semi-conducteur comprenant un substrat semi-conducteur (21) et un matériau convertisseur (24) permettant de convertir des neutrons incidents en particules électriquement détectables, le substrat comprenant une zone de charge d'espace (25) pour la collection de particules électriquement détectables issues de la conversion des neutrons incidents, le détecteur comprenant également des électrodes (221, 222, 223, 23) permettant l'application d'une tension de polarisation à la zone de charge d'espace et permettant la récupération d'un signal électrique correspondant aux particules collectées par la zone de charge d'espace. Le matériau convertisseur (24) est disposé de façon à remplir au moins une cavité réalisée dans le volume du substrat (21).

Description

DETECTEtJR DE NEUTRONS A SEMI-CONDUCTEtJR
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE
L'invention se rapporte à un détecteur de neutrons à semi-conducteur. Elle se rapporte également à un détecteur avec son électronique de traitement du signal intégrée sur une puce semi-conductrice. Ce détecteur est capable de détecter des neutrons froids, thermiques, épithermiques et rapides. La gamme d'énergie associée au détecteur peut être modifiée en fonction de la composition des matériaux utilisés.
Les domaines d' applications concernent la détection de neutrons froids, thermiques et épithermiques ou des neutrons rapides de plus haute énergie. Ce type de détecteur peut être utilisé pour mesurer l'ambiance neutronique d'une installation, d'un environnement, soit en utilisant un seul détecteur, soit en mettant en réseau un ensemble de détecteurs. Il peut servir de dosimètre électronique portable de neutrons pour la dosimétrie opérationnelle. Une autre application possible est la détection de matière radioactive. En fonction de la configuration du détecteur, un imageur neutronique peut être obtenu afin d'obtenir des informations spatiales d'une source neutronique.
ETAT DE LA TECHNIQUE ANTERIEURE
Le neutron est une particule neutre qui ne peut être détectée directement. L'utilisation d'un matériau convertisseur, convertissant le neutron en une particule détectable (comme par exemple une particule chargée), est nécessaire. L'utilisation de matériaux semi-conducteurs pour détecter les produits issus de la conversion présente une alternative intéressante par rapport à l'approche plus classique utilisant des matériaux scintillateurs . Les produits issus des réactions entre les neutrons et les matériaux convertisseurs sont détectés par un détecteur semi- conducteur, comme par exemple les détecteurs Si, GaAs, diamant. Tous ces détecteurs présentent des avantages et des inconvénients en fonction de l'application visée. En effet, la réponse des détecteurs diamant est moins sensible aux défauts créés par l'irradiation des neutrons que celle du silicium ou de l'arséniure de gallium. Ainsi, les détecteurs diamant peuvent être utilisés pour mesurer des flux importants. Par contre, l'énergie moyenne nécessaire pour créer une paire électron-trou dans le diamant est plus importante que dans le silicium (environ 13 eV contre 3, 6 eV pour le silicium) . Ainsi, à dépôt d'énergie égal, une charge plus importante sera déposée dans le silicium ce qui augmente la résolution du détecteur.
La détection des neutrons thermiques peut se faire en détectant les particules chargées ou les rayons γ issus de réactions nucléaires présentant une grande section efficace dans le matériau convertisseur. Dans la description qui suit, seules quelques réactions sont citées, mais la présente invention concerne toutes les réactions nucléaires créant des particules chargées ou des rayons γ. A titre d'exemple on peut citer :
Figure imgf000006_0001
La section efficace de cette réaction est de 3840 barns pour les neutrons thermiques. 6Li+n→3H(2, 73MeV) +4He (2, 05MeV) (2)
Cette reaction présente une section efficace pour les neutrons thermiques plus faible (de l'ordre de 900 barns) que celle avec le 10B.
Pour les neutrons thermiques, les produits issus de ces réactions sont émis à 180 degrés l'un de l'autre et l'angle d'émission, dans le repère du laboratoire par rapport à la direction d' incidence du neutron, est isotrope.
Le matériau convertisseur peut être déposé à la surface du semi-conducteur. Une zone de charge d'espace est créée dans le semi-conducteur afin de collecter les paires électron-trou déposées par la particule ionisante issue de la réaction du neutron avec un noyau du matériau convertisseur. Actuellement, plusieurs solutions de détecteur utilisant cette technique existent. Le semi¬ conducteur est dopé de façon à obtenir un champ électrique dans la zone de collection des charges déposées par la particule ionisante. Le champ électrique est obtenu en polarisant en inverse la jonction. Le matériau convertisseur est déposé à la surface de cette jonction et son épaisseur est optimisée afin d'obtenir l'efficacité de détection des neutrons la plus élevée possible. Ce matériau peut être du 10B ou du 6LiF déposé sur le semi-conducteur. Pour augmenter l'efficacité de détection, le matériau convertisseur peut être placé entre deux détecteurs semi-conducteurs afin de détecter, par exemple, en coïncidence les deux particules issues de la réaction de conversion. Une autre solution possible consiste à créer des micro-cavités à la surface de la jonction afin d'augmenter la sensibilité de détection.
En résumé, les détecteurs de neutrons à base de semi-conducteurs utilisent un matériau convertisseur placé sur la surface du détecteur.
L'utilisation de matériaux semi-conducteurs pour la détection des neutrons est notamment décrite dans les documents FR-A-2 704 066, FR-A-2 731 832, US-A-6 479 826 et US-A-6 545 281. Le brevet US-A-6 545 281 divulgue un détecteur de neutrons comprenant un substrat semi-conducteur pourvu de micro¬ cavités, une couche de matériau convertisseur étant déposée sur le substrat semi-conducteur et sur les parois des cavités, permettant ainsi d'augmenter l'efficacité du détecteur. Le substrat recouvert du matériau semi-conducteur est noyé dans un champ électrique de grandes dimensions (quelques centaines de micromètres) , ce qui nécessite une tension de polarisation plus importante et augmente la sensibilité aux rayonnements gamma.
La figure 1 représente schématiquement un détecteur de neutrons à semi-conducteur selon l'art connu. Ce détecteur est réalisé sur un substrat semi¬ conducteur 1, par exemple en silicium. Une première électrode 2 recouvre une face du substrat 1. Une seconde électrode 3 recouvre la face opposée du substrat. L'électrode 2 supporte une couche de matériau convertisseur 4 constitué par exemple par un dépôt de 10B. Une zone de charge d'espace 5 (ou zone de champ électrique) a été créée à la surface du substrat 1 adjacente à l'électrode 2. L'électrode 2 est polarisée à une tension V tandis que l'électrode 3 est mise à la masse.
Si un neutron 6 pénétrant dans le matériau convertisseur 4 rencontre un atome de 10B, la réaction nucléaire obtenue fournit deux particules chargées 7 et 8 émises dans des directions opposées et l'émission est isotrope. Lorsque la particule chargée 8 arrive dans la zone de charge d'espace 5, il se crée des paires électron-trou et l'énergie déposée est collectée aux bornes de cette zone de charge d'espace par les électrodes 2 et 3 qui fournissent un signal électrique transmis par le condensateur 9. Le signal est amplifié pour être traité par une chaîne d'acquisition. Ce type de détecteur présente une sensibilité relativement faible puisqu'elle est au maximum d'environ 4%.
Les détecteurs de neutrons à semi¬ conducteur selon l'art connu utilisent un matériau convertisseur déposé en surface d'un substrat semiconducteur. Ces détecteurs présentent une efficacité intrinsèque de l'ordre de quelques pourcents au maximum. Ainsi, pour la détection de faible flux, une grande surface de détection est nécessaire, ce qui est peu compatible avec la mesure des faibles signaux provenant du détecteur. En effet, l'augmentation de la capacité du détecteur augmente avec sa surface, ce qui abouti à un bruit plus important. La conséquence est une augmentation du seuil de l'énergie détectée et donc une réduction de l'efficacité du détecteur.
Les détecteurs semi-conducteurs dont le substrat présente des micro-cavités (voir par exemple le brevet US 6 545 281) , à parois recouvertes de matériau convertisseur, utilisent une configuration de zone de charge d'espace analogue à celle des autres détecteurs de l'art connu (c'est-à-dire sans micro¬ cavités) . Un inconvénient de cette technique est la nécessité de polariser le détecteur avec une tension relativement importante pour avoir une épaisseur de zone de charge d'espace suffisante. Cette technique interdit tout fonctionnement basse tension avec une alimentation de type pile. Cette restriction ne permet pas d'avoir un détecteur portable.
Un autre problème lié à ce type de détection est le système d' acquisition et de traitement des signaux issus du détecteur et qui n'est pas intégré à ce dernier. Ces systèmes de mesures nécessitent d'avoir une chaîne de traitement et/ou un ordinateur pour exploiter le détecteur, ce qui n'est pas nécessairement bien adapté à des mesures hors d'un laboratoire.
EXPOSÉ DE L'INVENTION
L'invention permet d'augmenter significativement l'efficacité de détection des neutrons en utilisant le volume du semi-conducteur comme détecteur et non plus sa surface. La réponse spectrale peut être augmentée en ajoutant un écran hydrogéné devant le matériau semi-conducteur. Selon l'invention, on utilise le volume du matériau semi-conducteur en réalisant des cavités
(cylindriques, rectangulaires ou d'une autre forme) dans le substrat et en les remplissant par un matériau convertisseur.
L'invention a donc pour objet un détecteur de neutrons à semi-conducteur comprenant un substrat semi-conducteur et un matériau convertisseur permettant de convertir des neutrons incidents en particules électriquement détectables, le substrat comprenant une zone de charge d'espace pour la collection de particules électriquement détectables issues de la conversion des neutrons incidents, le détecteur comprenant également des électrodes permettant l'application d'une tension de polarisation à la zone de charge d'espace et permettant la récupération d'un signal électrique correspondant aux particules collectées par la zone de charge d'espace, caractérisé en ce que le matériau convertisseur est disposé de façon à remplir au moins une cavité réalisée dans le volume du substrat.
La cavité peut être de forme cylindrique ou parallélépipèdique.
Avantageusement, la zone de charge d'espace est réalisée de manière à entourer le matériau convertisseur. Dans ce cas, l'une desdites électrodes peut être prise en sandwich entre la zone de charge d'espace et le matériau convertisseur.
Le détecteur de neutrons peut comprendre en outre un convertisseur hydrogéné disposé devant le détecteur pour interférer avec les neutrons incidents au détecteur.
L'invention a aussi pour objet un dosimètre neutronique comprenant un tel détecteur de neutrons et un circuit électronique de traitement du signal détecté par le détecteur de neutrons. Avantageusement, le détecteur de neutrons et le circuit électronique de traitement du signal détecté sont réalisés sur le même substrat semiconducteur. Le circuit électronique de traitement du signal détecté peut comprendre une alimentation électrique sous forme de pile.
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS
L'invention sera mieux comprise et d'autres avantages et particularités apparaîtront à la lecture de la description qui va suivre, donnée à titre d'exemple non limitatif, accompagnée des dessins annexés parmi lesquels :
- la figure 1, déjà décrite, représente schématiquement un détecteur de neutrons à semi¬ conducteur selon l'art connu ;
- les figures 2A et 2B représentent schématiquement un détecteur de neutrons à semi¬ conducteur selon l'invention ; la figure 2A est une vue en coupe transversale ; la figure 2B est une vue de dessus ;
- la figure 3 représente schématiquement un autre détecteur de neutrons à semi-conducteur selon l'invention ; - la figure 4 est un diagramme fonctionnel représentant un ensemble réalisé sur une même puce et comprenant un détecteur de neutrons selon l'invention et un circuit électronique de traitement du signal électrique fourni par le détecteur de neutrons ;
- la figure 5 représente de manière schématique un dosimètre portatif selon l'invention ;
- la figure 6 représente schématiquement un ensemble constitué d'un détecteur de neutrons selon l'invention et d'un convertisseur hydrogéné ;
- la figure 7 illustre le fonctionnement d'un détecteur de neutrons selon l'invention et de son électronique associée pour former un dosimètre portatif.
EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS
Dans la suite de la description, et à titre d'exemple non limitatif, le substrat semi-conducteur sera en silicium et le matériau convertisseur sera du
10R
Les figures 2A et 2B représentent schématiquement un détecteur de neutrons à semi¬ conducteur selon l'invention. Le détecteur comprend un substrat en silicium 11 dopé P comprenant, réalisée dans son volume et à partir d'une première face du substrat, une cavité cylindrique remplie du matériau convertisseur 10B 14. Une zone de charge d'espace 15 a été réalisée dans la partie du substrat 11 adjacente au matériau convertisseur 14 de manière à l'entourer. Une première électrode 12 de polarisation et de récupération du signal détecté est disposée entre le matériau convertisseur 14 et la zone de charge d'espace 15 du substrat 11. Une deuxième électrode 13 est disposée sur une deuxième face du substrat 11.
La figure 3 représente schématiquement un autre détecteur de neutrons à semi-conducteur selon l'invention. Ce détecteur de neutrons est du type de celui représenté aux figures 2A et 2B. Le détecteur comprend un substrat en silicium 21 dopé P comprenant, réalisées dans son volume et à partir d'une première face du substrat, des cavités cylindriques remplies du matériau convertisseur 10B 24. Une zone de charge d'espace 25 a été réalisée dans la partie du substrat 21 adjacente aux cavités remplies du matériau convertisseur 24 de manière à entourer le matériau convertisseur. Des premières électrodes 22i, 222 et 223 de polarisation et de récupération du signal détecté sont disposés entre le matériau convertisseur 24 remplissant les cavités et la zone de charge d'espace 25 du substrat 21. Une deuxième électrode 23 est disposée sur une deuxième face du substrat 21. On va maintenant décrire une manière de réaliser les détecteurs de neutrons représentés aux figures 2A, 2B et 3. Le substrat en silicium étant dopé P, des cavités (par exemple de forme cylindrique) sont réalisées à l'aide d'une gravure plasma (par exemple une gravure RIE pour « Reactive Ion Etching ») permettant d' obtenir des cavités profondes (plusieurs dizaines de μm) . Autour des cavités, une jonction N/P est réalisée par dépôt de polysilicium dopé N dans les cavités . Le dopant présent dans le polysilicium va diffuser dans le silicium lors d'un recuit à haute température. La concentration de l'élément dopant est ajustée de façon à obtenir une zone de charge d'espace
(zone de champ électrique constant) dont l'épaisseur est égale au parcours le plus grand des particules issues de la réaction 10B (n,α) lorsque la jonction est polarisée en inverse. Après l'étape de recuit, le dépôt de polysilicium est retiré par gravure de façon à retrouver la dimension initiale des cavités. Ensuite, un dépôt métallique (par exemple en aluminium) est effectué sur les parois des cavités pour obtenir un contact ohmique d'électrode qui, dans cet exemple, sera une électrode de cathode. Le contact métallique de l'autre électrode (l'anode dans cet exemple) est obtenu par un dépôt métallique (par exemple en aluminium) sur la face arrière du substrat et, avantageusement aussi, sur la face avant du substrat, entre les cavités. Ensuite, le matériau convertisseur est déposé dans les cavités de façon à les remplir.
La zone de charge d'espace a par exemple quelques micromètres d'épaisseur. Les électrodes 22i, 222 et 223 sont polarisées à une tension tandis que l'électrode 23 est mise à la masse. Les électrodes 22i, 222 et 223 sont aussi reliées à l'électronique de mesure via les condensateurs 25i, 252 et 253 respectivement. Ces électrodes peuvent être reliées ensemble à l'électronique de mesure ou peuvent être séparées pour obtenir un imageur. La densité de paires électron - trou déposée dans la jonction par la particule ionisante aboutit à une impulsion de courant aux bornes de la jonction. La charge contenue dans cette impulsion de courant est proportionnelle à l'énergie déposée par la particule ionisante (par exemple, 3, 6 eV sont nécessaire pour créer une paire électron - trou dans le silicium) . Ce sont les caractéristiques (temporelle et amplitude) de cette impulsion de courant qui correspond à la signature du passage de la particule.
La réalisation de cavités entourées chacune par une zone de charge d'espace de faible épaisseur permet de réduire la tension de polarisation de la jonction, ce qui est compatible avec l'utilisation d'une alimentation basse tension portable de type pile ou toute autre technologie d'alimentation portable.
Afin de rendre le détecteur autonome, l'électronique d'acquisition et de traitement est transférée sur la puce semi-conductrice du détecteur par conception d'un système sur puce ou SoC pour « System on Chip ».
Cette électronique se trouve sur la même puce que le détecteur afin de mesurer des dépôts d'énergie relativement faible en limitant le bruit par la réduction des interconnexions détecteur - électronique de mesure. Cette électronique comprend un système de préamplification, d'amplification et de mise en forme des signaux, un système de discrimination pour séparer la contribution des neutrons et des γ pour une utilisation dans un environnement mixte. Les signaux obtenus sont numérisés afin de pouvoir être traités pour obtenir des informations telles que le débit de dose, la dose cumulée et toute autre information nécessaire pour l'utilisateur. Ces fonctions de traitement du signal peuvent être implantées sur la puce du détecteur et/ou complétées par l'ajout d'un circuit extérieur tel qu'un FPGA, un ASIC... dans lequel une fonction spécifique est implantée. Les informations traitées par cette électronique sont transmises à l'extérieur par l'intermédiaire d'un système de communication (par exemple une liaison filaire utilisant un bus de transmission, une liaison non filaire utilisant une onde électromagnétique comme support de transmission...) et/ou grâce à un système d'affichage des données (écran alphanumérique, écran à cristaux liquides, par exemple) .
Le détecteur et l'électronique associée sont alimentés par une pile ou tout autre source d'énergie portable.
Les transistors, implantés sur le même substrat que le détecteur, sont réalisés avec une technologie CMOS standard, compatible avec la réalisation des cavités. Cette technologie n'utilise pas de BPSG (verre au boro-phospho-silicate) afin de ne pas rendre sensible les transistors aux neutrons. Des précautions particulières seront prises pour obtenir un dispositif durci aux neutrons vis-à-vis des fonctions électroniques .
La figure 4 représente de manière fonctionnelle un ensemble réalisé sur la même puce et comprenant un détecteur de neutrons 30 selon l'invention et l'électronique intégrée qui comprend différents circuits ou modules.
Le module 31 permet de réguler l'alimentation électrique issue d'une pile 32. Cette alimentation électrique est distribuée aux différents modules fonctionnels du circuit global. Le module 33 permet de polariser le détecteur 30. La valeur de la tension de polarisation est obtenue de façon que la zone de charge d'espace autour de la cavité ou des cavités couvre le parcours des produis de réaction.
Le module 34 correspond à l'étage analogique de traitement des signaux issus du détecteur. Ce module comprend des préamplificateurs de charges, des amplificateurs et des discriminateurs et tous les autres éléments nécessaires pour réaliser les fonctions citées ci-après. Le but de ce module est dans un premier temps d'amplifier les signaux issus du détecteur. Lorsque ces signaux sont exploitables, par exemple en sortie du préamplificateur, un système de discrimination permet de séparer la composante lente de la composante rapide du signal. Le but est de pouvoir séparer la contribution du rayonnement γ de la contribution des neutrons. Les signaux lents, correspondants aux neutrons, sont ensuite amplifiés, mis en forme puis transmis au module 35.
Le module 35 assure la conversion des signaux analogiques en signaux numériques par l'intermédiaire de convertisseurs analogique-numérique. Ce module 35 assure l'interface entre le module de traitement analogique 34 et le module numérique 36.
Le module 36 permet de traiter l'information numérisée. En fonction des besoins de l'application du détecteur, différentes fonctions sont implémentées . Un comptage d'événement peut être réalisé afin de déterminer la dose reçue par le détecteur. De même, afin d'obtenir le débit de dose, un moyenne glissante peut être faite sur une base de temps délivrée par une horloge.
Le module 37 assure la communication et/ou l'affichage des données issues du traitement. L'afficheur permet de donner le flux et la fluence neutronique. La communication avec un système extérieur d'effectué grâce à la transmission de données par ondes hertziennes .
La figure 5 représente de manière schématique au dosimètre portatif selon l'invention. Le dosimètre est composé d'une puce de silicium 40 sur laquelle sont implantés le détecteur de neutrons 41 selon l'invention et l'électronique de mesure et de traitement des signaux 42 qui est détaillée à la figure 4.
La figure 6 représente, de façon schématique, la disposition d'un ensemble constitué par le substrat 52 d'un détecteur de neutrons selon l'invention (comprenant un détecteur et son électronique de traitement) et un convertisseur hydrogéné 51. Devant le détecteur se trouve le convertisseur hydrogéné 51 qui permet d'augmenter la réponse en énergie du détecteur dans la gamme d' énergie des neutrons rapides. En effet, les neutrons incidents perdent leur énergie par collisions successives avec les atomes d'hydrogène du convertisseur hydrogéné jusqu'à atteindre une énergie se situant dans la gamme épithermique ou thermique, gamme où la section efficace de capture des neutrons par le 10B est importante. La figure 7 illustre le fonctionnement d'un détecteur de neutrons selon l'invention et de son électronique associée. Le détecteur de neutrons 60 et son électronique de traitement sont alimentés par une alimentation régulée utilisant une pile. Lorsqu'une particule interagit avec le détecteur, plus exactement lorsqu'elle dépose de l'énergie dans la zone de charge d'espace, une impulsion de courant est mesurée sur la cathode du détecteur 60. Lorsque la particule incidente est une particule légère (électron, photon) , l'impulsion de courant est sensiblement plus lente que lorsqu'il s'agit d'une particule plus lourde (proton, particule OC...) . Ainsi en utilisant des filtres adaptés
(figurés sous la référence 62 à la figure 7), il est possible de séparer les deux formes d'impulsion et d'identifier la particule incidente. Cette technique permet de séparer la contribution du rayonnement γ des neutrons pour une utilisation dans un environnement mixte. Afin d'être traités par la suite, les signaux provenant des neutrons sont amplifiés (voir l'amplificateur 63 sur la figure 7) et remis en forme. La valeur du signal est proportionnelle à l'énergie déposée. Ce signal amplifié est ensuite numérisé par le convertisseur 64 pour être traité. Le traitement des données numériques, par le circuit de traitement 66, correspond à un comptage du nombre de neutrons détectés. Ce comptage s'accumule afin d'obtenir la dose cumulé ou fluence neutronique, où une moyenne glissante est effectuée à l'aide d'une horloge 65 pour obtenir le débit de dose ou le flux neutronique. Pour les deux type de traitement, un seuil est prédéfini afin de déclencher une alarme lorsque ce seuil est atteint ou dépassé. La dose ou le débit de dose sont affichés sur un écran LCD 67 se trouvant sur le boîtier du détecteur. Un module de liaison HF 68 permet de transmettre les données recueillies par le détecteur.

Claims

REVENDICATIONS
1. Détecteur de neutrons à semi-conducteur comprenant un substrat semi-conducteur (21) et un matériau convertisseur (24) permettant de convertir des neutrons incidents en particules électriquement détectables, le substrat comprenant une zone de charge d'espace (25) pour la collection de particules électriquement détectables issues de la conversion des neutrons incidents, le détecteur comprenant également des électrodes (22X, 222, 223, 23) permettant l'application d'une tension de polarisation à la zone de charge d'espace et permettant la récupération d'un signal électrique correspondant aux particules collectées par la zone de charge d'espace, caractérisé en ce que le matériau convertisseur (24) est disposé de façon à remplir au moins une cavité réalisée dans le volume du substrat (21) .
2. Détecteur de neutrons selon la revendication 1, caractérisé en ce que la cavité est de forme cylindrique ou parallèlépipèdique.
3. Détecteur de neutrons selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que la zone de charge d'espace (25) est réalisée de manière à entourer le matériau convertisseur (24) .
4. Détecteur de neutrons selon l'une des revendications 3, caractérisé en ce que l'une (22i, 222,
223) desdites électrodes est prise en sandwich entre la zone de charge d'espace (25) et le matériau convertisseur (24) .
5. Détecteur de neutrons selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé en ce qu'il comprend en outre un convertisseur hydrogéné (52) disposé devant le détecteur (51) pour interférer avec les neutrons incidents au détecteur.
6. Dosimètre neutronique comprenant un détecteur de neutrons selon l'une quelconque des revendications 1 à 5 et un circuit électronique de traitement du signal détecté par le détecteur de neutrons .
7. Dosimètre neutronique selon la revendication 6, caractérisé en ce que le détecteur de neutrons (41) et le circuit électronique (42) de traitement du signal détecté sont réalisés sur le même substrat semi-conducteur (40) .
8. Dosimètre neutronique selon l'une des revendications 6 ou 7, caractérisé en ce que le circuit électronique de traitement du signal détecté comprend une alimentation électrique sous forme de pile.
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