Пример реферата по философии: Природа и техника, естественное и искусственное, организм и механизм

Содержание

Введение3

Техника и природа: аспекты взаимодействия и противостояния5

Техника как окружающая среда: проблемы сосуществования искусственного и естественного9

Развитие науки и открытость общества как факторы функционирования системы «техника-природа»15

Заключение21

Список литературы23

Выдержка из текста работы

Урановая руда добывалась в месторождениях между Чехословакией и Германией с 1500 года и использовалась для получения оранжевого цвета при производстве посуды, причем уран использовался для этих целей буквально до последнего времени. Блестящая оранжевая посуда и предметы сервизов, изготовленные несколько десятков лет тому назад, при измерении счетчиком Гейгера "светят" десятки мР/час. В 1896 году Анри Беккерель открыл, что эта руда может засвечивать фотопластинки в темном помещении. Работая в Париже с несколькими тоннами этой руды Мария и Пьер Кюри установили, что излучение испускают не только соли урана, но и соли тория. Явление самопроизвольного излучения было названо радиоактивностью, а элементы, испускающие это излучение, — радиоактивными. При попытке получить уран в чистом виде ученые открыли два новых элемента — полоний и радий, при этом был сделан важный вывод, что радиоактивность — свойство атомов радиоактивного элемента. Эрнест Резерфорд, изучая природу радиоактивного излучения радия, открыл, что оно состоит из трех типов различных излучений, которые назвал так:

• альфа — отклоняется в магнитном поле, положительный заряд;

• бета — отклоняется в магнитном поле, отрицательный заряд;

• гамма — магнитное поле не влияет, заряд отсутствует;

гамма (g-излучение) – коротковолновое электромагнитное излучение с длиной волны < 0,1 нм, возникающее при распаде радиоактивных ядер, переходе ядер из возбужденного состояния в основное, взаимодействии быстрых заряженных частиц с веществом (тормозное излучение), аннигиляции электронно-позитронных пар и т.п.;

2. Природа, источники, механизм взаимодействия с веществом, особенности воздействия на организм человека гамма-излучений

2.1 Радиоактивность

Радиоактивность – способность радионуклидов спонтанно превращаться в атомы других элементов, вследствие перехода ядра с одного энергетического состояния в другое, что сопровождается ионизирующим излучением. В нормальном состоянии соотношение между количеством нейтронов и протонов в ядре строго определенное. Расстояние между ними, их энергия связи – минимальные, ядро устойчивое. В результате облучения нейтронами (или другими частицами), ядро переходит в возбужденное состояние. Через тот или иной промежуток времени оно переходит в устойчивое состояние, а избыточная энергия превращается в радиоактивное излучение ядра. Процесс перехода ядер из неустойчивого в устойчивое состояние с излучением избыточной энергии называется радиоактивным распадом. Основными видами радиоактивных излучений при распаде ядер являются:

·   гамма – излучение;

·   бета – излучение;

· альфа – излучение;

·   нейтронное излучение.

Гамма–излучение – электромагнитное излучение с длиной волны < 0,1 нм, возникающее при распаде радиоактивных ядер, переходе ядер из возбужденного состояния в основное, при взаимодействии быстрых заряженных частиц с веществом, аннигиляции электронно-позитронных пар. Для гамма-излучения характерны в основном три вида взаимодействия с веществом:

1. фотоэффект; 2.комптон – эффект;

3.образование электронно-позитронных пар.

КОМПТОН (Compton) Артур Холли (1892-1962) , американский физик. Открыл и объяснил эффект, названный его именем. Обнаружил полное внутреннее отражение рентгеновских лучей. Открыл широтный эффект в космических лучах. Участник создания атомной бомбы. Нобелевская премия (1927). КОМПТОНА ЭФФЕКТ — открытое А. Комптоном (1922) упругое рассеяние электромагнитного излучения малых длин волн (рентгеновского и гамма-излучения) на свободных электронах, сопровождающееся увеличением длины волны. Комптона эффект подтвердил правильность квантовых представлений об электромагнитном излучении как о потоке фотонов и может рассматриваться как упругое столкновение двух "частиц" — фотона и электрона, при котором фотон передает электрону часть своей энергии (и импульса)

2.2 Гамма-распад

Третий вид радиоактивного распада, открытый первыми исследователями радиоактивности, был распад с испусканием γ-излучения. Большинство атомных ядер, возникающих при α- и β-распадах, образуются в возбужденных состояниях, в которых они пребывают конечное время, определяемое вероятностью распада. Переход ядра из возбужденного состояния в основное состояние или в состояние с меньшей энергией возбуждения может происходить различными способами, в том числе путем испускания электромагнитного γ-излучения. Из этого следует, что γ-излучение — это самопроизвольное коротковолновое электромагнитное излучение, испускаемое возбужденными атомными ядрами. Переходы ядра из возбужденного состояния, сопровождающиеся испусканием γ-лучей, называются радиационными переходами. Радиационный переход может быть однократным, когда ядро, испустив один квант, сразу переходит в основное состояние, или каскадным, когда снятие возбуждения происходит в результате последовательного испускания нескольких γ-квантов. По своей физической природе γ-излучение представляет собой коротковолновое электромагнитное излучение ядерного происхождения. Обычно при радиоактивном распаде ядер, энергия ядерных γ-квантов заключена в пределах примерно от 10 кэВ до 5 МэВ, а при ядерных реакциях рождаются γ-кванты до 20 МэВ. Длина волны этого "жесткого" коротковолнового излучения составляет 10^-8 — 10^{-11 см. Так как в} γ-распаде не происходит рождения протона или нейтрона, то, в отличие от α- и β-распадов, каждый из которых является ядерным превращением, при γ-распаде ядерного превращения не происходит. Если обозначить буквой P родительское ядро, то схема γ-распада будет иметь вид:

 + γ +энергия.            (1)

Звездочка справа от символа P означает, что исходное ядро находится в возбужденном состоянии.

Пример:

+ γ (0,662 МэВ).

Переходы ядра из возбужденного в основное состояние путем излучения γ-квантов происходят с различной скоростью. Если переход осуществляется примерно за 10^-12 сек, то γ-распад считается сопутствующим α- или β-распаду и часто не выделяется в отдельный тип. Если же скорость перехода составляет 10^-11сек. и больше, то возбужденное ядро называют метастабильным, и тогда к его массовому числу дописывается буква m, например, Tc^99m. Это особый радионуклид, который используется при радиодиагностических медицинских процедурах. Применение этого радионуклида уменьшает дозу, полученную пациентом, т.к. γ-излучение — единственное излучение, испускаемое данным нуклидом. Большинство γ-излучателей испускают параллельно еще и α- и β-частицы. которые приводят к росту дозы облучения пациента.

2.3 Контроль γ-излучения на АЭС и в окружающей среде

Источниками проникающего гамма-излучения на АЭС является реактор, активированное оборудование и теплоноситель. Аварийные ситуации с ядерным топливом приводят к резкому увеличению активности теплоносителя и соответствующему увеличению многих радиационных параметров. Для выполнения требований законодательства на атомных электростанциях создаются системы обезвреживания факторов вредного воздействия на окружающую среду и системы контроля. Система контроля за состоянием окружающей природной среды (экологический мониторинг) в районе расположения АЭС создается с целью надзора за безопасной эксплуатацией объекта на всех стадиях ее существования и должна обеспечивать охрану здоровья персонала, населения и объектов окружающей природной среды от загрязнения и вредного влияния. (Ст. 33. Закона Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности»).

Информация о состоянии загрязнения объектов внешней среды, об источниках загрязнения, параметрах выбросов и сбросов загрязняющих веществ с объекта должна иметь необходимый и достаточный объем, достоверность и оперативность. Частота снятия показаний датчиков, лабораторных исследований, точки контроля, виды исследований и измерений должны определяться специальным документом: «Регламент контроля окружающей среды», который разрабатывается предприятием и согласовывается с Органами Госсаннадзора. Обязательному лабораторному контролю подлежат: приземный слой воздуха, атмосферные выпадения, грунтовые и поверхностные воды и донные отложения, водная растительность, рыба, моллюски (водоемов в районе размещения объекта), почва, растительность, животные, обитающие в данном районе. Примерный, объем контроля представлен в таблице1.

Таблица 1.Примерный объем контроля объектов окружающей среды на АЭС

Объект контроля	Что определяется	Ориентировочная частота отбора проб, или измерений	Примерное число точек наблюдения	Примечание
Мощность дозы гамма-излучения на местности	Гамма — излучение	Непрерывно с пом. системыACKPO1раз в год ТЛД, 1 раз в 6 мес—переносными приборами	15 — 20 50 — 100	По основным маршрутам движения персонала
Атмосферный воздух	Суммарная бета-активность, γ-спектрометрия Радионуклидный состав α, β	1 раз в 7 дней Объединенные пробы за месяц	15 — 20	γ-спектрометрия α-спектрометрия, радиохимическое определение.
Атмосферные выпадения	Суммарная β-активность,  γ-спектрометрия Радионуклидный состав	1 в месяц	15 — 20
Снег	Суммарная β-активность,  γ-спектрометрия Радионуклидн.состав	1 раз в год Объединенные пробы	30 — 40
Почва	γ-спектрометрия Радионуклидный состав	1 раз в год	60	Пробы отбираются по кольцевому маршруту, на характ. ландшафтах
Растительность	γ-спектрометрия Радионукпидный состав	1 раз в год	60	Пробы отбираются на характ. лаидшафтах по радиусам
Вода ПЛК, ХФК а также сбросных каналов АЭС	Суммарная β-активность, γ-спектрометрия Радионуклидный состав	Постоянные измерения	По числу сбросов	Возможен квази непрерывный контроль в местах сброса
Вода водоемов, в т.ч. пруда-охладителя	Суммарная β-активность, γ-спектрометрия Радионуклидный состав	1 раз в месяц 1 раз в квартал по объединенной пробе	5-20	С учетом водопользования
Донные отложения и водоросли	— II —	1 раз в год	5-20	С учетом водопользования
Рыба	— II —	1 раз в год	5-20
Животные	— II —	1 раз в год	5-20	В «ближней» зонеАЭС
Грунтовые воды	— II —	1 раз в месяц	По числу скважин	По специальной программе
Продукты питания местн.производства	— II —	1 раз в год	В пунктах проживания	По специальной программе

Как мы видим, одним из обязательных аспектов радиационного контроля является контроль мощности дозы гамма-излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения. Радиационный технологический контроль на производстве обязательно включает в себя: контроль мощности дозы гамма-излучения в обслуживаемых, периодически обслуживаемых помещениях и на промплощадке АЭС;

2.4 Материалы для защиты от гамма-излучения

Гамма-излучение наиболее эффективно ослабляется материалами с большим атомным номером и высокой плотностью (свинец, сталь, бетон, магнетитовые и другие руды, свинцовое стекло).На АЭС в качестве материала для биологической защиты обычно используется бетон, металлические конструкции и вода. Рассмотрим некоторые материалы, получившие широкое применение в качестве защиты от гамма-излучения.

Вода используется не только как замедлитель нейтронов, но и как защитный материал от нейтронного излучения вследствие высокой плотности атомов водорода. При поглощении тепловых нейтронов ядрами водорода по реакции H(n,γ)D, возникает захватное γ-излучение с энергией E =2,23 МэВ. Захватное γ-излучение можно снизить, если применить борированную воду. Тепловые нейтроны поглощаются бором по реакции B(n,α)Li, а захватное излучение имеет энергию E = 0,5 МэВ. Конструктивно водяную защиту выполняют в виде заполненных водой секционных баков из стали или других материалов.

Полиэтилен (р = 0,93 г/см³, n_н= 7,92 ·10²² ядер/см³) — термопластичный полимер (C_nH_2n), является лучшим замедлителем, чем вода. Применяют в виде листов, лент, прутков и т.п. на таких участках защиты, где температура tполиэтилена меньше tразмягчения=368К. Необходимо учитывать высокий коэффициент его линейного расширения (в 13 раз больше, чем у железа). С повышением t полиэтилен размягчается, а затем загорается, образуя двуокись углерода и воду. Защитные свойства от γ-излучения примерно такие же, как у воды. Для уменьшения захватного γ-излучения в полиэтилен добавляют борсодержащие вещества.

Из других водородсодержащих веществ используют различные пластмассы (полистирол, полипропилен) и гидриды металлов.

Железо — в виде изделий из стали и чугуна (прокат, поковка, дробь). Сталь (углеродистая и с легирующими элементами) является конструкционным материалом для изготовления узлов реакторных установок (корпус реактора, тепловая и радиационная защита, трубопроводы, различные механизмы, арматура для защиты из других материалов и т.п.). В стали сочетаются конструкционные и защитные свойства. Масса зашиты из стали от γ-излучения на 30% больше массы эквивалентной свинцовой защиты, однако повышенный расход материала компенсируется лучшими конструкционными характеристиками стали. Под действием тепловых нейтронов железо, являющееся основной составной частью стали, активируется с образованием радионуклида ⁵⁵Fe (Т_1/2=45,1 сут), излучающего фотоны (E_γ1= 1,1 МэВ; E_γ2=1,29 МэВ). При захвате нейтронов атомами железа возникает захватное γ-излучение (E_γ =7,7 МэВ). При несовершенной конструкции реакторной установки захватное γ-излучение в железных конструкциях тепловой защиты определяет выбор зашиты от излучения. Следует обращать внимание на содержание в стали марганца, тантала и кобальта, так как наведенная γ-активность определяется в основном содержанием этих элементов стали. Сталь, подвергающаяся облучению нейтронами высокой плотности, должна содержать не более 0,2% марганца, а тантал и кобальт могут находиться лишь в виде следов. Захватное γ-излучение и остаточную активность можно в значительной степени уменьшить, если добавить в сталь борное соединение и получить борную сталь. Бор интенсивно поглощает тепловые нейтроны, при этом образуются легко поглощаемое γ-излучение (E =0,5 МэВ) и α-частицы. Борная сталь по механическим свойствам хуже конструкционной стали, очень хрупка и трудно поддается мехобработке.

Свинец используется для защиты в виде отливок (очехлованных стальными листами), листов, дроби. Из имеющихся дешевых материалов свинец обладает наиболее высокими защитными свойствами от γ-излучения. Его целесообразно использовать при необходимости ограничения размеров и массы защиты. Применение свинца ограничивается низкой температурой плавления (600 К). Защитные материалы вольфрам, тантал могут использоваться в горячих зонах, в которых применение свища исключается. Использовать эти металлы для защиты промышленных реакторов нецелесообразно, так как они крайне дороги.

Кадмий хорошо поглощает нейтроны с энергией меньше 0,5 эВ. Листовой кадмий толщиной 0,1 см снижает плотность потока тепловых нейтронов в 10⁹ раз. При этом возникает захватное γ-излучение с энергией до 7,5 МэВ. Кадмий не обладает достаточно хорошими механическими свойствами. Поэтому чаще применяют сплав кадмия со свинцом, который наряду с хорошими защитными свойствами от нейтронного и γ-излучений имеет лучшие механические свойства чем свойства чистого кадмия.

Бетон является основным материалом для защиты от излучений, если масса и размер защиты не ограничиваются другими условиями. Он состоит из заполнителей, связанных между собой цементом. В состав цемента входят окислы кальция, кремния, алюминия, железа и легкие ядра, которые интенсивно поглощают γ-излучение и замедляют быстрые нейтроны в результате упругого и неупругого столкновений. Поглощающая способность γ-излучения зависит от плотности бетона, которая может составлять 2,1 — 6,6 т/м³. Наибольшая плотность бетона при использовании заполнителя- железного скрапа (стальных шариков, проволоки, обрезков стального лома), наименьшая — при использовании песка и гравия. Конструкция бетонной защиты может быть монолитной (для больших реакторов) или состоять из отдельных блоков (небольших реакторов). Для снижения выхода захватного γ-излучения в бетон вводят вместо заполнителя до 3% B₄C.

Основным показателем защитных свойств материала по отношению к γ-излучению служит линейный коэффициент ослабления плотности (мощности дозы) γ-излучения. Чем выше плотность материала тем больше μ (коэффициент ослабления), тем более высокими защитными свойствами обладает материал. Защитные свойства материалов улучшаются в результате введения в них тяжелого компонента (железа, бария и др.). γ-излучение ослабляется за счет увеличения плотности материала.

2.5 Индивидуальная аварийная дозиметрия гамма-излучения

Дозы γ-излучения наиболее точно измеряют радиотермо- (РТЛ) и радиофотолюминесцентными (РФЛ) и фотопленочными дозиметрами.