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 :

La section efficace de cette réaction est de 3840 barns pour les neutrons thermiques. ⁶ Li+n→ ³ H(2, 73MeV) + ⁴ He (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 ¹⁰ B.

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 ¹⁰ B ou du ⁶ LiF 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 ¹⁰ B. 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 ¹⁰ B, 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

¹⁰ R

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 ¹⁰ B 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 ¹⁰ B 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, 22 ₂ et 22 ₃ 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 ¹⁰ B (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, 22 ₂ et 22 ₃ sont polarisées à une tension tandis que l'électrode 23 est mise à la masse. Les électrodes 22i, 22 ₂ et 22 ₃ sont aussi reliées à l'électronique de mesure via les condensateurs 25i, 25 ₂ et 25 ₃ 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 ¹⁰ B 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.