814.501 - Ordinanza del 26 aprile 2017 sulla radioprotezione (ORaP)

Ordinanza

sulla radioprotezione (ORaP) del 26 aprile 2017 (Stato 5 giugno 2018) Il Consiglio federale svizzero, vista la legge federale del 22 marzo 19911 sulla radioprotezione (LRaP) e
visto l'articolo 83 della legge federale del 20 marzo 19812 sull'assicurazione contro gli infortuni, ordina: Titolo primo: Disposizioni generali Capitolo 1: Oggetto, campo d'applicazione e definizioni

Art. 1

Oggetto e campo d'applicazione 1

La presente ordinanza disciplina, a protezione dell'essere umano e dell'ambiente dalle radiazioni ionizzanti: a. per le situazioni di esposizione pianificate: 1. le

licenze,

2. l'esposizione della popolazione, 3. le attività non giustificate, 4. l'esposizione medica,

5. l'esposizione

professionale,

6. la manipolazione delle sorgenti di radiazioni, 7. la manipolazione dei rifiuti radioattivi, 8. la prevenzione e la gestione di incidenti; b. per le situazioni di esposizione di emergenza: la prevenzione e la gestione; c. per le situazioni di esposizione esistenti: la manipolazione dei siti e degli oggetti radiologicamente contaminati, del radon, dei materiali contenenti radionuclidi presenti in natura nonché della contaminazione a lungo termine in seguito a un'emergenza; d. la formazione e l'aggiornamento delle persone che manipolano le radiazioni ionizzanti o con la radioattività; e. le attività di vigilanza e di esecuzione; RU 2017 4261

1 RS

814.50

2 RS

832.20

814.501

Protezione dell'equilibrio ecologico 2

814.501

f. la consulenza svolta dalla Commissione federale della radioprotezione (CPR).

Si applica a tutte le situazioni di esposizione a radiazioni ionizzanti artificiali e naturali.

3

Non si applica:

a. alle esposizioni ai radionuclidi che si trovano naturalmente nel corpo umano; b. alle esposizioni di persone alla radiazione cosmica: tuttavia si applica alle esposizioni del personale di volo alla radiazione cosmica; c. alle esposizioni in superficie ai radionuclidi presenti nella crosta terrestre, purché non sia perturbata da interventi.

Art. 2

Definizioni 1 Ai fini della presente ordinanza si intende per: a. situazione di esposizione pianificata: una situazione di esposizione che si verifica per il funzionamento pianificato di una sorgente di radiazioni o risulta da attività umane che modificano le vie d'esposizione causando un'esposizione o un'esposizione potenziale dell'essere umano o dell'ambiente; b. situazione di esposizione di emergenza: una situazione di esposizione dovuta a un'emergenza secondo l'articolo 132; c. situazione di esposizione esistente: una situazione di esposizione già presente quando si deve prendere una decisione sul suo controllo e che non richiede o non richiede più provvedimenti immediati; si tratta in particolare di siti e di oggetti radiologicamente contaminati, di radon, di materiali contenenti radionuclidi presenti in natura nonché di contaminazione a lungo termine in seguito a un'emergenza;

d. esposizione professionale: l'esposizione dovuta a un'attività professionale: un'esposizione professionale può interessare lavoratori dipendenti e indipendenti, apprendisti e studenti; e. esposizione medica: l'esposizione di pazienti o individui asintomatici a scopi diagnostici o terapeutici con l'obiettivo di migliorarne la salute nonché l'esposizione di persone che assistono i pazienti a titolo non professionale e di persone che partecipano a progetti di ricerca sull'essere umano; f.

esposizione della popolazione: ogni esposizione di persone, escluse le esposizioni professionali e mediche; g. periti in radioprotezione: periti secondo l'articolo 16 LRaP che possiedono le conoscenze specialistiche, la formazione e l'esperienza in radioprotezione necessarie per garantire la protezione efficace dell'essere umano e dell'ambiente; i periti sono impiegati per l'attuazione delle prescrizioni imposte dalla legge contenute nelle istruzioni sulla radioprotezione aziendali e per il loro controllo all'interno dell'azienda;

Radioprotezione. O

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h. materiali contenenti radionuclidi presenti in natura (NORM3): materiali con radionuclidi presenti in natura che non contengono sostanze radioattive artificiali; i materiali in cui le concentrazioni di attività dei radionuclidi presenti in natura sono state modificate involontariamente mediante determinati processi sono considerati anch'essi NORM; i radionuclidi presenti in natura arricchiti intenzionalmente per sfruttarne la radioattività non sono più considerati NORM; i.

radiazione ionizzante: il trasferimento di energia mediante particelle od onde elettromagnetiche con una lunghezza d'onda di 100 nm o inferiore, in grado di ionizzare direttamente o indirettamente un atomo o una molecola; j.

livello di allontanamento (LL): il valore che esprime il limite dell'attività specifica di un materiale al di sotto del quale la manipolazione di questo materiale non è più soggetta all'obbligo di licenza, quindi non è sottoposta alla vigilanza; i valori sono specificati nell'allegato 3 colonna 9; k. livello di allontanamento NORM (LLN): il valore che esprime il limite dell'attività specifica di radionuclidi naturali presenti in materiali NORM al di sotto del quale questo materiale può essere immesso nell'ambiente senza restrizioni; i valori sono specificati nell'allegato 2; k. livello di licenza (LA): il valore che esprime il limite dell'attività assoluta di un materiale al di sopra del quale la sua manipolazione è soggetta all'obbligo di licenza; i valori sono specificati nell'allegato 3 colonna 10 e non si applicano ai NORM; m. vincolo: valore definito in base a un limite, il cui superamento conduce a un certo tipo di misure e il cui rispetto garantisce anche il rispetto del limite corrispondente; i vincoli per la contaminazione dell'aria (CA) e per la contaminazione superficiale (CS) sono specificati nell'allegato 3 colonne 11 e 12; n. sorgente di radiazioni: materiale radioattivo o impianto in grado di emettere radiazioni ionizzanti; o. materiale: iperonimo per sostanze, miscele di sostanze e materiali solidi, liquidi o gassosi e prodotti finali e oggetti prodotti da essi;

p. materiale radioattivo: materiale che contiene radionuclidi, è attivato o contaminato con radionuclidi e soddisfa i seguenti presupposti: 1. la sua manipolazione è soggetta all'obbligo di licenza e alla vigilanza

conformemente alla legislazione in materia di radioprotezione e di energia nucleare, 2. la sua manipolazione non è esente dall'obbligo di licenza e dalla vigilanza conformemente alla legislazione in materia di radioprotezione e di energia nucleare;

q. sostanza radioattiva: sinonimo di «materiale radioattivo»; 3 NORM

Naturally occurring radioactive material

Protezione dell'equilibrio ecologico 4

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sorgente radioattiva: materiale radioattivo impiegato con lo scopo di sfruttarne la radioattività; s. sorgente radioattiva sigillata: una sorgente radioattiva, costruita in modo tale da impedire la fuoriuscita di sostanze radioattive in condizioni normali ed escludendo così l'eventualità di una contaminazione; t.

sorgente radioattiva non sigillata: una sorgente radioattiva che non soddisfa i requisiti di una sorgente radioattiva sigillata; u. materiale radioattivo orfano: materiale radioattivo che non è più sotto il controllo del suo proprietario o del titolare della licenza; v. impianti: forma abbreviata di «impianti generatori di radiazioni ionizzanti».

Per impianti s'intendono dispositivi e apparecchi che servono a generare radiazioni fotoniche o corpuscolari.

Nella presente ordinanza si applicano inoltre: a. le definizioni di cui agli articoli 5−7, 26, 49, 51, 80, 85, 96, 108, 122, 149 e 175;

b. le definizioni prettamente tecniche di cui all'allegato 1 e le definizioni delle dosi di cui all'allegato 4.

Capitolo 2: Principi della radioprotezione

Art. 3

Giustificazione Un'attività è giustificata, ai sensi dell'articolo 8 LRaP, qualora a. i vantaggi a essa connessi superino nettamente gli svantaggi dovuti alle radiazioni; e

b. non sia disponibile un'alternativa complessivamente più vantaggiosa per l'essere umano e l'ambiente, senza o con una minima esposizione a radiazioni.

Art. 4

Ottimizzazione 1 La radioprotezione va ottimizzata per tutte le situazioni di esposizione.

Con l'ottimizzazione si deve ridurre per quanto ragionevolmente possibile: a. la probabilità dell'esposizione; b. il numero delle persone esposte; c. la dose individuale delle persone esposte.

Art. 5

Limiti di dose

Per le situazioni di esposizione pianificate vengono fissati limiti che non possono essere superati dalla somma di tutte le dosi di radiazione accumulate nel corso di un

Radioprotezione. O

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anno civile da una persona (limite di dose). Per le esposizioni mediche non sono stabiliti limiti.

Art. 6

Livelli di

riferimento

Qualora non fosse possibile rispettare i limiti di dose in situazioni di esposizione esistenti o di emergenza o qualora il loro rispetto in queste situazioni implicasse un onere sproporzionato o fosse controproducente, si applicano livelli di riferimento.

2

Si devono mettere in atto i provvedimenti necessari affinché il livello di riferimento possa essere rispettato.

Art. 7

Vincoli di

dose

Per le situazioni di esposizione pianificate, è fissata la dose per persona dovuta a una singola attività o sorgente di radiazioni (vincolo di dose). Per ciascuna sorgente di radiazioni questo vincolo di dose è fissato in modo che la somma di tutte le dosi dovute a più sorgenti di radiazioni non superi il limite di dose.

2

Il titolare della licenza stabilisce i vincoli di dose per le persone professionalmente esposte a radiazioni nella sua azienda.

3

L'autorità preposta al rilascio delle licenze (art. 11) decide se per la popolazione occorrano vincoli di dose e li stabilisce nella licenza. Qualora ciò non fosse avvenuto per le attività che hanno già ottenuto la licenza, l'autorità di vigilanza (art. 184) può stabilire vincoli di dose riferiti alla sorgente.

4

I vincoli di dose sono strumenti di ottimizzazione. Nella fissazione dei vincoli si tiene conto dello stato della scienza e della tecnica.

5

Qualora un vincolo di dose venisse superato, è necessario prendere provvedimenti.

Art. 8

Procedura graduata in base al rischio Tutti i provvedimenti nella radioprotezione devono essere graduati in funzione del rischio che ne è alla base.

Titolo secondo: Situazioni di esposizione pianificate Capitolo 1: Licenze Sezione 1: Obbligo della licenza

Art. 9

Attività soggette all'obbligo della licenza Oltre alle attività di cui all'articolo 28 LRaP o ai fini di una precisazione delle stesse, sono soggette all'obbligo della licenza le seguenti attività: a. la manipolazione di materiale la cui attività specifica supera il livello di allontanamento e la cui attività assoluta supera il livello di licenza;

Protezione dell'equilibrio ecologico 6

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b. la manipolazione di materiale gassoso sigillato la cui attività assoluta supera il livello di licenza; c. l'immissione nell'ambiente di materiale la cui attività specifica supera il livello di allontanamento e la cui attività assoluta supera l'attività di 1 kg di materiale la cui attività specifica corrisponde al livello di allontanamento;

d. il commercio di materiale la cui attività specifica supera il livello di allontanamento e la cui attività assoluta supera l'attività di 1 kg di materiale la cui attività specifica corrisponde al livello di allontanamento;

e. l'applicazione di radionuclidi al corpo umano; f. l'impiego di persone professionalmente esposte a radiazioni di cui all'articolo 51 capoversi 1 e 2 nella propria azienda o in un'azienda diversa in Svizzera o all'estero;

g. la realizzazione di misure volte a garantire la qualità su impianti, su apparecchi diagnostici in medicina nucleare e su strumenti di misurazione per la determinazione dell'attività (attivimetri) o su sistemi di ricezione e di riproduzione delle immagini della diagnostica medica;

h. l'ulteriore uso di oggetti radiologicamente contaminati secondo l'articolo 150 capoverso 2;

le attività riguardanti la manipolazione di NORM se si applica almeno una delle fattispecie di cui all'articolo 168 capoverso 2 lettere b e c.

Art. 10

Deroghe all'obbligo della licenza 1

Non sono soggetti all'obbligo della licenza: a. il trasporto di materiale radioattivo che si situa al di sotto dell'attività che riguarda la massa per i materiali esenti o dei limiti di attività per le spedizioni esenti, che sono fissati: 1. nell'allegato A sottosezione 2.2.7.2 tabelle 2.2.7.2.2.1 e 2.2.7.2.2.2 dell'Accordo europeo del 30 settembre 19574 relativo al trasporto internazionale su strada delle merci pericolose (ADR) e nell'ordinanza del 29 novembre 20025 concernente il trasporto di merci pericolose su strada (SDR), o 2. nel Regolamento concernente il trasporto internazionale per ferrovia delle merci pericolose (RID) secondo l'appendice C sottosezione 2.2.7.2 tabelle 2.2.7.2.2.1 e 2.2.7.2.2.2 del protocollo del 3 giugno 19996 recante modifica della Convenzione relativa ai trasporti interna4 RS

0.741.621. Gli all. all'ADR non sono pubblicati né nella RU né nella RS. Possono essere consultati gratuitamente sul sito Internet della Commissione economica delle Nazioni Unite (UN) per l'Europa (UNECE, ECE): www.unece.org > Legal Instruments and Recommendations > ADR; esemplari separati comprendenti le modifiche possono essere ordinati presso l'Ufficio federale delle costruzioni e della logistica, vendita pubblicazioni federali, 3003 Berna.

5 RS

741.621

6 RS

0.742.403.12. Gli all. al RID non sono pubblicati nella RU né nella RS. Possono essere consultati gratuitamente sul sito Internet dell'Organizzazione intergovernativa per i

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zionali ferroviari (COTIF) del 9 maggio 1980 e nell'ordinanza del 31 ottobre 20127 concernente il trasporto di merci pericolose per ferrovia e tramite impianti di trasporto a fune (RSD); b. il trasporto di sostanze radioattive sotto forma di colli esenti: 1. secondo l'allegato A, sezione 3.2.1 tabella A (numeri ONU 2908, 2909, 2910, 2911 e 3507) ADR e secondo l'SDR, 2. secondo la sezione 3.2.1 tabella A (numeri ONU 2908, 2909, 2910, 2911 e 3507) RID e secondo l'RSD, 3. secondo l'articolo 16 dell'ordinanza del 17 agosto 20058 sul trasporto aereo (OTrA),

4. secondo l'ordinanza del 2 marzo 20109 sulla messa in vigore dell'Accordo europeo sul trasporto internazionale di merci pericolose per via navigabile interna; c. il trasporto di sostanze radioattive per via aerea (numeri ONU 2908, 2909, 2910, 2911, 2912, 2913, 2915, 2916, 2978, 3321, 3322, 3332 e 3507 conformemente all'allegato 18 della Convenzione del 7 dicembre 194410 relativa all'aviazione civile internazionale e alle relative disposizioni tecniche11); d. il commercio, l'utilizzazione, il deposito, il trasporto, nonché l'importazione, l'esportazione e il transito di strumenti di cronometria finiti provvisti di sorgenti radioattive, se corrispondenti alle norme ISO12 315713 e 416814, nonché di un massimo di 1000 componenti di strumenti di cronometria contenenti pittura luminescente radioattiva al trizio; trasporti internazionali per ferrovia: www.otif.org > Pubblicazioni > RID; esemplari separati comprendenti le modifiche possono essere ordinati presso l'Ufficio federale delle

costruzioni e della logistica, vendita pubblicazioni federali, 3003 Berna.

7 RS

742.412

8 RS

748.411

9 RS

747.224.141

10 RS

0.748.0. Questo all. non è pubblicato né nella RU né nella RS. Può essere consultato gratuitamente sul sito Internet dell'Ufficio federale dell'aviazione civile (UFAC): www.ufac.admin.ch > Documentazione > Basi legali > Diritto internazionale, o può essere richiesto, a pagamento, all'Organizzazione internazionale dell'aviazione civile (Orga-

nisation de l'aviation civile internationale, Groupe de la vente des documents, 999, rue de l'Université Montréal, Québec, Canada H3C 5H7).

11 Le disposizioni tecniche non sono pubblicate né nella RU né nella RS. Possono essere consultate gratuitamente in francese o in inglese sul sito Internet dell'Ufficio federale dell'aviazione civile (UFAC): www.ufac.admin.ch > Documentazione > Basi legali > Diritto internazionale, o possono essere richieste, a pagamento, all'Organizzazione internazionale dell'aviazione civile (Organisation de l'aviation civile internationale, Groupe

de la vente des documents, 999, rue de l'Université Montréal, Québec, Canada H3C 5H7). Possono essere consultate anche presso i servizi d'informazione degli aeroporti nazionali in lingua francese e inglese. Non sono tradotte né in italiano né in tedesco.

12 International

Organization

for Standardization. Le norme tecniche ISO menzionate nella presente ordinanza possono essere consultate gratuitamente presso l'UFSP, 3003 Berna.

Possono essere richieste, a pagamento, all'Associazione svizzera di normazione (SNV), Bürglistrasse 29, 8400 Winterthur; www.snv.ch.

13 ISO 3157, versione 1991-11, Radioluminescenza per strumenti orari, specifiche.

14 SN ISO 4168, versione 2003-09, Strumenti orari - Condizioni per l'esecuzione di controlli dei depositi radioluminescenti.

Protezione dell'equilibrio ecologico 8

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e. la manipolazione di apparecchi che emanano radiazioni parassite per i quali: 1. la tensione di accelerazione degli elettroni non supera 30 kilovolt, e 2. l'intensità di dose ambientale, misurata a una distanza di 10 cm dalla superficie, non supera 1 μSv/h15; f. la manipolazione di collezioni di minerali e rocce con un'attività specifica inferiore ai livelli di allontanamento NORM o se esse contengono meno di 10 g di torio naturale o 100 g di uranio naturale; g. la manipolazione di sorgenti di radiazioni, ad eccezione del commercio, per le quali è stata rilasciata un'omologazione; h. le attività e le sorgenti di radiazioni soggette a obbligo di licenza o a decisione di disattivazione in virtù della legge federale del 21 marzo 200316 sull'energia nucleare (LENu);

i. l'impiego di personale di volo professionalmente esposto a radiazioni da parte degli operatori di aeromobili.

Sezione 2: Procedura di rilascio della licenza

Art. 11

Autorità preposte al rilascio delle licenze 1

Fatto salvo il capoverso 2, l'Ufficio federale della sanità pubblica (UFSP) è l'autorità preposta al rilascio delle licenze per tutte le attività e le sorgenti di radiazioni soggette all'obbligo della licenza previste dalla presente ordinanza.

2

All'Ispettorato federale della sicurezza nucleare (IFSN) compete il rilascio delle licenze per:

a. le attività svolte negli impianti nucleari non soggette a obbligo di licenza o a decisione di disattivazione in virtù della LENu17; b. gli esperimenti con sostanze radioattive nel quadro di indagini geologiche di cui all'articolo 35 LENu; c. l'importazione e l'esportazione di sostanze radioattive destinate a impianti nucleari o provenienti da essi; d. il trasporto di sostanze radioattive destinate a impianti nucleari o provenienti da essi;

e. l'immissione nell'ambiente di scorie radioattive provenienti da impianti nucleari.

Art. 12

Domande di licenza

Le domande intese a ottenere il rilascio o il rinnovo della licenza devono essere presentate all'autorità preposta al rilascio assieme ai documenti richiesti.

15 Sv = Sievert; mSv = Millisievert; μSv = Microsievert 16 RS

732.1

17 RS

732.1

Radioprotezione. O

814.501

In caso di elevato potenziale di rischio radiologico, l'autorità preposta al rilascio delle licenze richiede in supplemento un'analisi del rischio.

3

I richiedenti stranieri devono indicare un recapito svizzero.

Il Dipartimento federale dell'interno (DFI) e l'IFSN possono emanare disposizioni sui documenti e sulle prove richiesti nel loro rispettivo ambito di competenza.

Art. 13

Procedura ordinaria di rilascio della licenza 1

L'autorità preposta al rilascio delle licenze valuta con procedura ordinaria le attività e le sorgenti di radiazioni soggette all'obbligo della licenza, fatti salvi gli articoli 14 e 15.

2

Esamina i documenti presentati quanto a completezza, forma, contenuto e portata.

Decide se sono necessari vincoli di dose riferiti alla sorgente per la popolazione e li stabilisce nella licenza.

Art. 14

Procedura semplificata di rilascio della licenza 1

L'UFSP può valutare con procedura semplificata le attività soggette all'obbligo della licenza che comportano un potenziale di rischio esiguo per l'essere umano e l'ambiente. Ciò riguarda in particolare: a. le applicazioni in medicina situate nell'ambito di dose debole (art. 26 lett. a); b. il funzionamento di impianti dotati di dispositivi di protezione totale o parziale.

Nella procedura semplificata, l'UFSP esamina solamente la completezza e la forma dei documenti presentati.

Art. 15

Omologazione per sorgenti di radiazioni 1

L'UFSP può rilasciare un'omologazione per sorgenti di radiazioni che comportano un potenziale di rischio particolarmente esiguo per l'essere umano e l'ambiente (art. 29 let. c LRaP), specialmente se: a. mediante la costruzione o mediante provvedimenti, si impedisce che le persone siano esposte a radiazioni o contaminate in modo inammissibile; e

b. si garantisce che, al termine del periodo d'impiego, siano effettivamente consegnate al centro di raccolta della Confederazione quali scorie radioattive se ciò fosse necessario.

L'UFSP esamina i documenti presentati quanto a completezza, forma, contenuto e portata.

3

Sottopone a una prova di omologazione le sorgenti di radiazioni per cui è prevista questa omologazione. A tale scopo, può avvalersi di altri servizi.

4

Nel rilasciare un'omologazione stabilisce: a. a quali condizioni il materiale radioattivo può essere manipolato;

Protezione dell'equilibrio ecologico 10

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b. se e in che modo, al termine del periodo d'impiego, il materiale radioattivo deve essere consegnato al centro di raccolta della Confederazione come scorie radioattive;

c. se e in che modo le sorgenti di radiazioni devono essere contrassegnate da un apposito segnale definito dall'UFSP.

Art. 16

Limite di validità e comunicazione 1

L'autorità preposta al rilascio delle licenze limita la validità a un massimo di dieci anni.

2

Essa comunica la propria decisione ai richiedenti, ai Cantoni interessati e all'autorità di vigilanza.

Art. 17

Procedimento in caso di incertezze sulla competenza nella procedura di rilascio della licenza 1

Se un'attività concerne entrambe le autorità preposte al rilascio delle licenze, le procedure possono essere riunite.

2

È considerata autorità direttiva quella a cui, in funzione dei documenti presentati, la domanda si riferisce in misura preponderante.

3

L'autorità direttiva stabilisce la procedura d'intesa con l'altra autorità preposta al rilascio delle licenze.

Art. 18

Banca dati delle licenze 1

L'UFSP gestisce una banca dati sulle licenze rilasciate ai sensi della presente ordinanza.

2

Lo scopo della banca dati è di: a. mettere a disposizione le informazioni necessarie per il rilascio di licenze; b. semplificare le pratiche amministrative necessarie per il rilascio di licenze; c. semplificare le attività di vigilanza delle autorità competenti.

I seguenti dati riguardanti il titolare della licenza possono essere memorizzati nella banca dati:

a. per le persone fisiche: cognome, nome e cognomi precedenti; per le persone giuridiche: ditta della persona giuridica; b. indirizzo privato o professionale; c. per le persone fisiche: funzione e titolo accademico; d. numeri di

telefono;

e. indirizzi per la comunicazione elettronica; f.

categoria di azienda; g. indicazioni di cui all'articolo 179 capoverso 3 concernenti i periti in radioprotezione;

Radioprotezione. O

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h. numero d'identificazione delle imprese (IDI) conformemente alla legge federale del 18 giugno 201018 sul numero d'identificazione delle imprese;

numero di cliente INSAI.

Possono inoltre essere memorizzate nella banca dati indicazioni tecniche su sorgenti di radiazioni.

5

Valgono i seguenti diritti di accesso individuali: a. i collaboratori della Divisione radioprotezione dell'UFSP, dell'Unità specialistica competente dell'IFSN nonché del Settore fisica dell'Istituto nazionale svizzero di assicurazione contro gli infortuni (INSAI) sono autorizzati a elaborare i dati della banca dati;

b. mediante un accesso elettronico, i titolari delle licenze registrati sono autorizzati a visionare le loro licenze e i loro dati registrati nella banca dati e a formulare domande di modifica;

c. è dato accesso ai dati ai responsabili delle applicazioni informatiche che si occupano di manutenzione, esercizio o programmazione, se ciò è necessario per l'adempimento dei loro compiti.

Sezione 3: Obblighi del titolare della licenza

Art. 19

Obblighi di carattere organizzativo 1

Il titolare della licenza deve trasmettere al perito in radioprotezione le competenze necessarie e mettergli a disposizione i mezzi necessari all'adempimento dei suoi compiti.

2

Il titolare della licenza deve inoltre: a. stabilire per la propria azienda istruzioni relative ai metodi di lavoro e ai provvedimenti protettivi e sincerarsi che siano osservate; b. fissare per scritto le competenze dei diversi superiori gerarchici e dei periti in radioprotezione come pure di coloro che manipolano sorgenti di radiazioni.

Se il titolare della licenza occupa personale di aziende di servizi o di altre aziende a titolo di persone professionalmente esposte a radiazioni, deve richiamare l'attenzione di tali aziende sulle prescrizioni determinanti in materia di radioprotezione.

Art. 20

Obbligo d'informazione Il titolare della licenza deve assicurarsi che tutte le persone presenti nell'azienda, che possono essere esposte a radiazioni, siano informate adeguatamente riguardo ai pericoli che possono derivare per la loro salute da un'attività lavorativa con radiazioni ionizzanti.

18 RS

431.03

Protezione dell'equilibrio ecologico 12

814.501

Art. 21

Obbligo di notifica

Il titolare della licenza deve notificare all'autorità di vigilanza le seguenti modifiche prima che vengano attuate:

a. le modifiche del rendimento dell'impianto, degli elementi architettonici e costruttivi come pure della direzione della radiazione (art. 35 cpv. 1 lett. a LRaP); b. il cambiamento del perito in radioprotezione (art. 32 cpv. 2 LRaP).

Lo smarrimento o il furto di una sorgente radioattiva la cui attività supera il livello di licenza devono essere notificati immediatamente all'autorità di vigilanza.

Capitolo 2: Esposizione della popolazione

Art. 22

Limiti di dose per individui della popolazione 1

La dose efficace non deve superare il limite di 1 mSv per anno civile.

La dose equivalente non deve superare i limiti seguenti: a. cristallino: 15 mSv per anno civile; b. pelle: 50 mSv per anno civile.

Art. 23

Accertamento delle dosi in prossimità di aziende con una licenza di immissione nell'ambiente 1

L'autorità preposta al rilascio delle licenze può esigere dalle aziende con una licenza per l'immissione nell'ambiente secondo gli articoli 111-116 un accertamento annuo delle dosi per gli individui della popolazione più esposti da parte dell'azienda e stabilire le prescrizioni per l'accertamento delle dosi di radiazione.

2

L'IFSN emana direttive per l'accertamento delle dosi di radiazione per il suo ambito di vigilanza.

Art. 24

Limiti di immissione

Al di fuori dei perimetri aziendali, la media annua delle concentrazioni di attività nell'aria non deve superare, in luoghi accessibili, i limiti di immissione per l'aria (LIaria) di cui all'allegato 7.

2

La media settimanale delle concentrazioni di attività nelle acque pubblicamente accessibili non deve superare i limiti di immissione per le acque (LIacque) di cui all'allegato 7.

3

Si deve in più garantire che nei locali di abitazione, di soggiorno e di lavoro le dosi ambientali causate dalla radiazione esterna rimangano talmente basse che, considerando il tempo di permanenza e tutti gli altri percorsi di esposizione, non possano portare a un superamento dei limiti di dose per gli individui della popolazione.

Radioprotezione. O

814.501

Capitolo 3: Attività non giustificate

Art. 25

Le seguenti attività sono considerate non giustificate secondo l'articolo 8 LRaP e sono quindi vietate: a. l'aggiunta intenzionale di radionuclidi nella produzione di derrate alimentari, alimenti per animali, giocattoli, gioielli, bigiotteria e cosmetici; b. l'impiego di procedure che comportano un'attivazione dei materiali utilizzati nei giocattoli, nei gioielli e negli articoli di bigiotteria; c. l'importazione, l'esportazione e il transito di prodotti di cui alle lettere a e b.

Capitolo 4: Esposizioni mediche Sezione 1: Ambiti di dose nelle metodiche per immagini a scopo medico

Art. 26

Le esposizioni mediche si situano: a. nell'ambito di dose debole se portano a una dose efficace per il paziente inferiore a 1 mSv;

b. nell'ambito di dose medio se portano a una dose efficace per il paziente compresa tra 1 mSv e 5 mSv; c. nell'ambito di dose forte se portano a una dose efficace per il paziente superiore a 5 mSv.

Sezione 2: Giustificazione medica

Art. 27

Giustificazione sostanziale Le esposizioni mediche sono sostanzialmente considerate giustificate, fatti salvi gli articoli 28 e 29.

Art. 28

Giustificazione di procedure diagnostiche o terapeutiche 1

Ogni applicazione generale di procedure diagnostiche o terapeutiche deve essere giustificata preventivamente.

2

La giustificazione di procedure diagnostiche o terapeutiche esistenti va verificata appena ci sono prove nuove e rilevanti circa l'efficacia o le conseguenze delle procedure.

Protezione dell'equilibrio ecologico 14

814.501

La CPR elabora, in collaborazione con le associazioni professionali o di categoria interessate, e pubblica raccomandazioni19 a giustificazione delle procedure di cui ai capoversi 1 e 2.

Art. 29

Giustificazione dell'applicazione

individuale

Chi prescrive o esegue applicazioni deve tenere conto di informazioni diagnostiche già presenti e dell'anamnesi per evitare inutili esposizioni a radiazioni.

2

Chi prescrive applicazioni deve determinare un'indicazione, documentarla e trasmetterla al medico che le esegue.

3

Ospedali, istituti di radiologia e medici invianti devono prescrivere applicazioni conformi allo stato della scienza e della tecnica. Le direttive per l'invio riflettono lo stato della scienza e della tecnica in particolare se si basano su direttive o raccomandazioni nazionali o internazionali.

4

Ogni applicazione deve essere giustificata preventivamente dal medico che la esegue, considerando lo stato della scienza e della tecnica, l'indicazione e le caratteristiche individuali della persona interessata.

5

Una procedura diagnostica o terapeutica non giustificata in virtù dell'articolo 28 può tuttavia, a seconda della situazione, essere giustificata quale applicazione individuale specifica. Ciò deve essere motivato e documentato, nel singolo caso, dal medico che la esegue.

Art. 30

Esami radiologici su vasta scala 1

Un esame radiologico su vasta scala è un esame radiologico svolto su un determinato gruppo di persone per la diagnosi precoce di una malattia senza che vi sia il sospetto di una malattia per una persona specifica. Non sono considerati esami su vasta scala gli esami preventivi di medicina del lavoro.

2

Gli esami radiologici su vasta scala possono essere eseguiti solamente nell'ambito di un programma. Devono essere ordinati da un'autorità sanitaria.

3

Essi devono soddisfare i requisiti di qualità fissati dall'autorità sanitaria competente nell'ambito del programma.

Art. 31

Metodiche per immagini sull'essere umano a scopi non medici 1

Le attività connesse con un'esposizione a metodiche per immagini a scopi non medici devono

essere giustificate preventivamente, considerando gli obiettivi particolari della metodica e le caratteristiche della persona interessata.

2

Sono vietate le esposizioni nell'ambito di dose medio o forte per visite di idoneità.

Se un'esposizione è ordinata da un'autorità di perseguimento penale, di sicurezza o doganale, la metodica per immagini deve essere applicata con la dose più debole possibile che permetta di fornire una risposta all'interrogativo. Se un'esposizione 19 www.bag.admin.ch/ksr-cpr

Radioprotezione. O

814.501

non può essere eseguita nell'ambito di dose debole, ciò deve essere giustificato e documentato.

4

Se sono

eseguite esposizioni di routine per ragioni di sicurezza, alle persone esaminate si deve dare la possibilità di scegliere un altro tipo di esame senza radiazioni ionizzanti.

Sezione 3: Ottimizzazione medica

Art. 32

Ottimizzazione di esposizioni mediche 1

Per esami di radiodiagnostica, di radiologia interventistica e di medicina nucleare, il titolare della licenza deve mantenere le dosi di radiazione al livello più debole possibile per acquisire la necessaria immagine.

2

In tutte le esposizioni terapeutiche deve eseguire una pianificazione dosimetrica individuale. Le dosi per gli organi a rischio devono essere mantenute al livello più debole possibile, tenendo in considerazione lo scopo radioterapeutico previsto.

3

Ai fini della protezione dei pazienti, il processo di ottimizzazione comprende in particolare:

a. la scelta dell'equipaggiamento idoneo, incluso il software; b. la garanzia della qualità dell'informazione diagnostica adeguata o del successo terapeutico;

c. l'osservanza degli aspetti pratici della procedura; d. la garanzia della qualità; e. il rilevamento e la valutazione della dose del paziente o dell'attività di emissione;

f. l'utilizzazione di parametri di regolazione adeguati o di radionuclidi adeguati;

g. l'impiego di detettori sensibili; h. l'impiego dei dispositivi necessari alla protezione dei pazienti per ogni impianto medico.

La dose cui è esposto il personale deve essere considerata nel processo di ottimizzazione.

5

Il DFI può emanare disposizioni sull'ottimizzazione tecnica per la protezione dei pazienti.

Art. 33

Obbligo di documentazione Il titolare della licenza deve documentare tutte le esposizioni terapeutiche e diagnostiche nell'ambito di dose medio o forte e nella mammografia, in modo che sia possibile stabilire a posteriori la dose di radiazione del paziente.

Protezione dell'equilibrio ecologico 16

814.501

Art. 34

Rilevamento delle dosi di radiazione mediche 1

L'UFSP rileva periodicamente, tuttavia almeno ogni dieci anni, le dosi di radiazione delle esposizioni mediche nella popolazione.

2

Può richiedere ai titolari delle licenze dati anonimizzati riguardanti applicazioni terapeutiche, diagnostiche, interventistiche o di medicina nucleare, in particolare: a. data, tipo e regione anatomica dell'applicazione; b. parametri di esposizione; c. valori della dose di radiazione o valori d'attività; d. caratteristiche dell'impianto;

e. sesso, età, altezza e peso dei pazienti; f. numero delle singole esposizioni per ogni applicazione, suddiviso per tipo e regione anatomica.

Può incaricare terzi di allestire statistiche. Comunica loro i dati necessari a tale scopo.

Art. 35

Livelli diagnostici di riferimento 1

L'UFSP pubblica raccomandazioni concernenti la dose di radiazione nel caso di esami diagnostici, interventistici o di medicina nucleare sotto forma di livelli diagnostici di riferimento. 2 Sulla base dei dati di cui all'articolo 34 capoverso 2, esegue a tale scopo rilevamenti nazionali, tiene conto di raccomandazioni internazionali e pubblica i risultati.

3

Il titolare della licenza deve analizzare periodicamente la propria prassi e motivare le divergenze rispetto ai livelli diagnostici di riferimento.

Art. 36

Coinvolgimento di fisici medici 1

Il titolare della licenza deve: a. coinvolgere strettamente il fisico medico nelle applicazioni terapeutiche; sono escluse le applicazioni standardizzate nella medicina nucleare; b. coinvolgere il fisico medico nelle applicazioni standardizzate nella medicina nucleare, nella tomografia computerizzata, in applicazioni di radiologia interventistica nonché nella fluoroscopia nell'ambito di dose medio e forte;

c. coinvolgere il fisico medico su richiesta dell'autorità di vigilanza nelle applicazioni di esami tecnologicamente complessi o di nuove tecniche di esame nell'ambito di dose medio e debole.

Il DFI può concretizzare la portata del coinvolgimento dei fisici medici per gli ambiti di applicazione terapeutici.

Radioprotezione. O

814.501

Art. 37

Persone che assistono pazienti a titolo non professionale 1

Il titolare della licenza deve provvedere affinché le persone che collaborano a titolo non professionale all'assistenza e alla cura di pazienti siano informate sulla propria esposizione e i suoi rischi.

2

Per le persone che assistono pazienti a titolo non professionale vige un vincolo di dose di 5 mSv di dose efficace per anno.

3

In caso di accertamento di un superamento del vincolo di dose, il titolare della licenza deve informare la persona interessata.

4

Il DFI può stabilire vincoli di dose specifici per procedure mediche speciali.

Sezione 4: Pazienti

Art. 38

Informazione del paziente I pazienti devono essere informati su rischi e benefici dell'esposizione medica.

Art. 39

Pediatria

Le esposizioni mediche dei bambini devono essere eseguite con parametri di esposizione ottimizzati appositamente per questo gruppo di pazienti. Si devono considerare in particolare:

a. la

corporatura;

b. la sensibilità alle radiazioni; c. la possibilità di impiegare ausili tecnici speciali.

Art. 40

Pazienti in stato di gravidanza e pazienti che allattano 1

In caso di esposizioni nell'ambito di dose medio o forte nonché di esposizioni terapeutiche, il medico che le esegue deve accertare se la paziente è in stato di gravidanza.

2

In presenza di una gravidanza o se questa non può essere esclusa, occorre ponderare tale circostanza nel giustificare la necessità dell'esposizione. Per l'ottimizzazione devono essere considerate sia la dose per il nascituro, sia quella per la madre.

3

Se l'utero di una paziente in stato di gravidanza si trova nella regione anatomica da esaminare, va documentata la dose per l'utero.

4

Nel caso di esposizioni di medicina nucleare, le pazienti che allattano devono essere informate sulla necessità e sulla durata di un'eventuale interruzione dell'allattamento a causa della contaminazione del latte materno.

Protezione dell'equilibrio ecologico 18

814.501

Sezione 5: Audit clinici nella medicina umana

Art. 41

Scopo, contenuto e oggetto 1

Lo scopo degli audit clinici è di assicurare che le esposizioni mediche siano giustificate e ottimizzate conformemente allo stato della scienza e della tecnica e che la qualità e il risultato dell'assistenza ai pazienti migliorino di continuo.

2

Gli audit clinici comprendono la verifica sistematica dei processi concernenti i pazienti e il personale delle procedure diagnostiche e terapeutiche con radiazioni ionizzanti e il loro confronto con lo stato della scienza e della tecnica. 3 L'UFSP può predisporre ogni cinque anni un audit clinico presso il titolare della licenza per le seguenti applicazioni mediche delle radiazioni: a. tomografia

computerizzata;

b. medicina

nucleare;

c. radio-oncologia; d. procedure diagnostiche e terapeutiche interventistiche con impiego di radioscopia.

Art. 42

Coordinamento, preparazione ed esecuzione 1

I terzi eventualmente coinvolti dall'UFSP per il coordinamento e la preparazione di audit clinici (art. 189) devono essere esperti di differenti istituzioni e associazioni di specialisti.

2

I terzi eventualmente coinvolti dall'UFSP per l'esecuzione di audit clinici (art. 189) devono essere auditor che dispongono di un'esperienza professionale pluriennale nel loro settore specifico ed essere indipendenti dai titolari delle licenze sottoposti ad audit. 3 L'UFSP mette a disposizione dei terzi coinvolti i dati necessari sui titolari delle licenze. 4

I terzi coinvolti informano l'UFSP se nell'analisi degli audit accertano notevoli divergenze dalle disposizioni della presente ordinanza o dallo stato della scienza e della tecnica.

Art. 43

Autovalutazione e manuale di qualità dei titolari delle licenze 1

Tutti i titolari delle licenze per le applicazioni delle radiazioni secondo l'articolo 41 capoverso 3 eseguono annualmente un'autovalutazione dei propri processi.

2

Redigono un manuale di qualità e lo presentano nell'ambito dell'audit.

Il manuale di qualità deve contenere almeno una descrizione dettagliata dei seguenti punti:

a. competenze e responsabilità; b. parco apparecchi diagnostici e terapeutici;

Radioprotezione. O

814.501

c. perfezionamento del personale; d. provvedimenti per l'osservanza della giustificazione dell'applicazione individuale di cui all'articolo 29;

e. verbali d'esame e di trattamento e informazioni destinate ai pazienti; f.

documentazione delle dosi di radiazione (art. 33); g. allestimento e comunicazione del referto o controllo del trattamento, memorizzazione e trasferimento dei dati;

h. garanzia della qualità; i. autovalutazione.

Sezione 6: Ricerca sull'essere umano

Art. 44

Autorizzazioni 1 Lo svolgimento di progetti di ricerca con applicazione di sorgenti di radiazioni sull'essere umano necessita di un'autorizzazione di cui all'articolo 45 della legge del 30 settembre 201120 sulla ricerca umana (LRUm).

2

Per condurre sperimentazioni cliniche con agenti terapeutici che possono emettere radiazioni ionizzanti occorre inoltre un'autorizzazione di cui all'articolo 54 della legge del 15 dicembre 200021 sugli agenti terapeutici (LATer).

Art. 45

Vincoli di dose e calcolo delle dosi 1

Per i progetti di ricerca per i quali non sono attesi benefici diretti per le persone partecipanti vige un vincolo di dose di 5 mSv di dose efficace all'anno.

2

A titolo eccezionale, il vincolo di dose di cui al capoverso 1 può, tenuto conto dell'età, della capacità riproduttiva, della speranza di vita e dello stato di salute, arrivare fino a 20 mSv di dose efficace all'anno, sempre che ciò sia assolutamente necessario per motivi metodologici.

3

In caso di procedure combinate, per il calcolo o la stima delle dosi di persone partecipanti, si deve tenere conto di tutte le sorgenti di radiazioni.

4

Nel calcolo o nella stima delle dosi deve essere considerato il fattore di incertezza.

Sezione 7: Radiofarmaci

Art. 46

Immissione in commercio e applicazione 1

Per l'immissione in commercio di radiofarmaci e la loro applicazione sull'essere umano si applicano le disposizioni della LATer22.

20 RS

810.30

21 RS

812.21

Protezione dell'equilibrio ecologico 20

814.501

Il consenso dell'UFSP è necessario per: a. l'omologazione di radiofarmaci di cui all'articolo 9 capoverso 1 LATer; b. l'omologazione semplificata di radiofarmaci di cui all'articolo 14 LATer; c. l'autorizzazione temporanea di radiofarmaci di cui all'articolo 9 capoverso 4 LATer.

L'UFSP dà il suo consenso basandosi sui documenti ricevuti nell'ambito della domanda di omologazione, nonché sulla valutazione e sulla motivazione della Commissione tecnica per i radiofarmaci.

4

I radiofarmaci devono essere contrassegnati come tali. L'etichetta sulla confezione deve contenere almeno le seguenti indicazioni rilevanti ai fini della radioprotezione: a. la designazione del preparato; b. il segnale di pericolo di cui all'allegato 8; c. i radionuclidi e le loro attività alla data di calibrazione; d. la data di calibrazione e la data limite di utilizzo dei radiofarmaci.

Per l'etichettatura vigono inoltre le prescrizioni della legislazione sui medicamenti.

Le impurezze radionuclidiche di lunga durata rilevanti ai fini dello smaltimento vanno indicate nella documentazione di accompagnamento.

Art. 47

Preparazione e controllo di qualità 1

Chi prepara radiofarmaci è tenuto ad eseguire i controlli di qualità descritti nelle informazioni professionali.

2

L'UFSP può prelevare in qualsiasi momento campioni per accertare se i presupposti di cui all'articolo 46 sono ancora soddisfatti. A tale scopo, può avvalersi di laboratori specializzati.

3

Il DFI può stabilire requisiti applicabili alla preparazione e all'applicazione di radiofarmaci; a tal fine tiene conto delle direttive nazionali e internazionali come pure delle raccomandazioni delle associazioni specializzate, in particolare dell'European Association of Nuclear Medicine (EANM)23 o della Società Svizzera di Radiofarmacia / Chimica Radiofarmaceutica (SSRCR)24.

Art. 48

Commissione tecnica per i radiofarmaci 1

La Commissione tecnica per i radiofarmaci (CTRF) è una commissione consultiva permanente ai sensi dell'articolo 8a capoverso 2 dell'ordinanza del 25 novembre 199825 sull'organizzazione del Governo e dell'Amministrazione (OLOGA).

22 RS

812.21

23 Queste raccomandazioni possono essere consultate gratuitamente in inglese sul sito Internet dell'EANM all'indirizzo www.eanm.org.

24 Queste raccomandazioni possono essere consultate gratuitamente sul sito Internet della SSRCR all'indirizzo www.sgrrc.ch.

25 RS

172.010.1

Radioprotezione. O

814.501

Consiglia l'Istituto svizzero per gli agenti terapeutici e l'UFSP per le questioni legate alla radiofarmaceutica. Allestisce perizie in merito a: a. domande di omologazione di radiofarmaci; b. questioni rilevanti per la sicurezza relative ai radiofarmaci.

È composta di periti dei settori scientifici della medicina nucleare, della farmacia, della chimica e della radioprotezione.

Sezione 8: Evento radiologico medico

Art. 49

Definizione

Un evento radiologico medico è un evento imprevisto, nella forma di un'azione sconsiderata o non appropriata con o senza effettive conseguenze, che ha portato o avrebbe potuto portare all'esposizione non intenzionale di pazienti in seguito a carenze nel programma di garanzia della qualità, malfunzionamento tecnico, manipolazioni errate o altri errori umani.

Art. 50

Obblighi

Il titolare della licenza deve tenere un registro degli eventi radiologici medici.

Deve analizzare periodicamente con un gruppo di lavoro interdisciplinare gli eventi radiologici medici accaduti e procedere ai necessari adeguamenti d'esercizio per impedire il verificarsi di eventi analoghi.

3

Deve notificare all'autorità di vigilanza entro 30 giorni i seguenti eventi radiologici medici:

a. le esposizioni impreviste che hanno portato o avrebbero potuto portare nel paziente a una moderata lesione di un organo, a una moderata deficienza funzionale o a gravi danni; b. gli scambi di paziente o di organo in caso di esposizioni terapeutiche o di esposizioni diagnostiche nell'ambito di dose forte; c. le esposizioni impreviste durante le quali il paziente ha ricevuto una dose efficace superiore a 100 mSv.

Per gli eventi radiologici medici di cui al capoverso 3 il titolare della licenza deve eseguire un'inchiesta e presentare un rapporto secondo l'articolo 129.

Protezione dell'equilibrio ecologico 22

814.501

Capitolo 5: Esposizioni professionali Sezione 1: Persone professionalmente esposte a radiazioni

Art. 51

Definizione e principi 1

Sono considerate professionalmente esposte a radiazioni le persone che: a. in virtù della loro attività professionale o della loro formazione professionale possono superare un limite di dose per gli individui della popolazione di cui all'articolo 22, fatto salvo il capoverso 2; b. almeno una volta a settimana lavorano o ricevono una formazione professionale in aree controllate di cui all'articolo 80; oppure

c. almeno una volta a settimana lavorano o ricevono una formazione professionale in aree sorvegliate di cui all'articolo 85 e nel far questo possono essere esposte a un'intensità di dose ambientale elevata.

Le persone che sono esposte esclusivamente al radon sul posto di lavoro sono considerate professionalmente esposte a radiazioni soltanto se così possono accumulare una dose efficace di oltre 10 mSv all'anno (art. 167 cpv. 3). 3 Il titolare della licenza o, per il personale di volo, l'operatore di aeromobili, designa tutte le persone che nell'azienda sono professionalmente esposte a radiazioni.

4

Egli informa periodicamente le persone professionalmente esposte a radiazioni nella propria azienda in merito: a. alle dosi di radiazione previste nell'ambito della loro attività; b. ai limiti di dose loro applicabili; c. ai rischi per la salute che comporta la loro attività; d. ai provvedimenti di radioprotezione che devono essere osservati per la loro attività;

e. ai rischi di un'esposizione a radiazioni per il nascituro.

Art. 52

Categorie

Il titolare della licenza suddivide le persone professionalmente esposte a radiazioni per la sorveglianza nelle categorie A e B secondo i capoversi 2-4.

2

Alla categoria A appartengono le persone che: a. nella loro attività professionale possono accumulare le seguenti dosi per ogni anno civile: 1. una dose efficace superiore a 6 mSv, 2. una dose equivalente per il cristallino superiore a 15 mSv, o 3. una dose equivalente per pelle, mani e piedi superiore a 150 mSv; b. sul posto di lavoro sono esposte a una dose efficace provocata da radon superiore a 10 mSv per ogni anno civile; oppure

c. operano in una centrale nucleare in qualità di personale proprio.

Radioprotezione. O

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Alla categoria B appartengono tutte le persone professionalmente esposte a radiazioni che non appartengono alla categoria A.

4

Le persone che esercitano attività la cui esecuzione comporta un rischio trascurabile di accumulare dosi di cui al capoverso 2 lettera a sono attribuite alla categoria B per l'esercizio di queste attività. Vi rientrano, in particolare:

a. attività nell'esercizio di impianti radiologici diagnostici in studi medici, dentistici e veterinari, salvo che nell'ambito di dose forte;

b. attività quale personale di volo professionalmente esposto a radiazioni.

Se il richiedente o il titolare della licenza fornisce la prova che un'attività non soddisfa alcuno dei requisiti di cui al capoverso 2 può chiedere all'autorità di vigilanza l'assegnazione delle persone che svolgono questa attività alla categoria B.

Art. 53

Giovani, donne in stato di gravidanza e donne che allattano 1

Le persone di età inferiore a 16 anni non possono essere esposte professionalmente a radiazioni.

2

Per i giovani di età compresa tra 16 e 18 anni e le donne in stato di gravidanza valgono i limiti di dose speciali di cui all'articolo 57.

3

Dal momento in cui è constatato lo stato di gravidanza e fino al termine della stessa, l'esposizione alle radiazioni delle donne in stato di gravidanza deve essere accertata mensilmente. 4 Il DFI, d'intesa con l'IFSN, definisce quando le donne in stato di gravidanza devono essere equipaggiate con un ulteriore dosimetro personale attivo.

5

Le donne in stato di gravidanza devono, su loro richiesta, essere esentate dalle seguenti attività:

a. dal servizio di volo; b. da lavori con materiale radioattivo in cui sussiste il rischio di un'incorporazione o di una contaminazione;

c. da lavori che possono essere eseguiti solamente da una persona esposta professionalmente a radiazioni della categoria A.

Le donne che allattano non possono eseguire lavori con materiale radioattivo in cui

sussiste un rischio elevato d'incorporazione.

Art. 54

Personale di volo

Nel caso di personale di volo professionalmente esposto a radiazioni l'esposizione alle radiazioni deve essere ottimizzata nell'allestimento di piani di lavoro.

Protezione dell'equilibrio ecologico 24

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Art. 55

Sorveglianza medica

Il titolare della licenza deve far svolgere accertamenti medici secondo l'articolo 11a dell'ordinanza del 19 dicembre 198326 sulla prevenzione degli infortuni (OPI).

2

L'INSAI può assoggettare i lavoratori alle prescrizioni sulla prevenzione nel settore della medicina del lavoro secondo gli articoli 70-89 OPI.

Sezione 2: Limitazioni delle dosi

Art. 56

Limiti di dose

Per le persone professionalmente esposte a radiazioni, la dose efficace non deve superare il limite di 20 mSv per anno civile.

2

Eccezionalmente e con l'approvazione dell'autorità di vigilanza, per queste persone il limite per la dose efficace può raggiungere 50 mSv per anno civile, purché la dose totale accumulata nei cinque anni precedenti, compreso l'anno in corso, sia inferiore a 100 mSv.

3

Per queste persone

la dose equivalente non può superare i seguenti limiti: a. per il cristallino 20 mSv per anno civile o 100 mSv per la dose totale accumulata in cinque anni civili consecutivi, senza tuttavia superare 50 mSv in un singolo anno civile;

b. per pelle, mani e piedi 500 mSv per anno civile.

Le persone professionalmente esposte a radiazioni provenienti dall'estero possono accumulare in Svizzera soltanto una dose efficace di 20 mSv per anno civile, tolta la dose già ricevuta nell'anno civile in corso.

Art. 57

Limite di dose per i giovani e le donne in stato di gravidanza 1

Per le persone di età compresa tra 16 e 18 anni la dose efficace non può superare il limite di 6 mSv per anno civile.

2

Le donne in stato di gravidanza possono essere impiegate quali persone professionalmente esposte a radiazioni solamente se è garantito che, dal momento in cui è constatato lo stato di gravidanza e fino al termine della stessa, non viene superata la dose efficace di 1 mSv per il nascituro.

Art. 58

Provvedimenti in caso di superamento dei limiti di dose 1

Se per una persona professionalmente esposta a radiazioni è superato un limite di dose di cui all'articolo 56 capoversi 1−3 e all'articolo 57 capoverso 1, per il resto dell'anno civile questa persona può accumulare al massimo: 26 RS

832.30

Radioprotezione. O

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a. una dose efficace di 1 mSv; b. una dose equivalente di 15 mSv per il cristallino e di 50 mSv per la pelle, le mani e i piedi.

È fatto salvo il consenso dell'autorità di vigilanza di cui all'articolo 56 capoverso 2.

3

In caso di superamento del limite di cui all'articolo 57 capoverso 2, le donne in stato di gravidanza non devono più essere impiegate nell'area controllata o sorvegliata per il resto della gravidanza conformemente agli articoli 80 e 85.

Art. 59

Controllo medico in caso di superamento dei limiti di dose 1

Se una persona supera un limite di dose di cui all'articolo 56 o 57, l'autorità di vigilanza decide se tale persona deve essere sottoposta a controllo medico.

2

Il medico comunica il risultato della visita all'interessato e all'autorità di vigilanza e propone i provvedimenti da adottare. Se si tratta di un lavoratore dipendente informa anche l'INSAI.

3

Il medico comunica inoltre all'autorità di vigilanza: a. i dati relativi a danni precoci riscontrati; b. i dati relativi a malattie o particolari predisposizioni che rendono necessaria una decisione di inidoneità; c. i dati relativi alla dosimetria biologica.

Se si tratta di un lavoratore dipendente, il medico comunica i dati anche all'INSAI.

L'INSAI o, per le persone che non sono in un rapporto di lavoro, l'autorità di vigilanza, adotta i provvedimenti necessari. Può disporre un'esclusione temporanea o permanente da lavori quale persona professionalmente esposta a radiazioni.

Art. 60

Vincoli di

dose

Il titolare della licenza o, per il personale di volo, l'operatore di aeromobili, stabilisce vincoli di dose per ottimizzare la radioprotezione per le persone professionalmente esposte a radiazioni.

2

Il principio dell'ottimizzazione è considerato soddisfatto per le attività che, per le persone professionalmente esposte a radiazioni, non comportano una dose efficace superiore a 100 µSv per anno civile.

3

In caso di superamento di un vincolo di dose deve essere verificata la prassi di lavoro e migliorata la radioprotezione.

Protezione dell'equilibrio ecologico 26

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Sezione 3: Accertamento della dose di radiazione (dosimetria)

Art. 61

Dosimetria per le persone professionalmente esposte a radiazioni 1

Per le persone professionalmente esposte a radiazioni, l'esposizione alle radiazioni va accertata individualmente e conformemente all'allegato 4 (dosimetria individuale).

2

L'esposizione alle radiazioni esterna va accertata mensilmente.

L'autorità di vigilanza può autorizzare deroghe ai capoversi 1 e 2, qualora: a. sia a disposizione un altro sistema idoneo di sorveglianza della dose; b non sia a disposizione un sistema idoneo di sorveglianza della dose, ma si adottino elevate misure di radioprotezione.

D'intesa con l'IFSN, il DFI stabilisce come e a quali intervalli di tempo va accertata l'esposizione alle radiazioni interna. A tal fine considera le condizioni di lavoro e i radionuclidi impiegati.

5

D'intesa con l'IFSN, disciplina quando debba essere impiegato un secondo sistema di dosimetria autonomo che adempie una funzione supplementare.

Art. 62

Determinazione della dose di radiazione per mezzo di calcoli 1

Per i casi in cui la misurazione individuale della dose non è idonea, il titolare della licenza deve accertare la dose di radiazione per mezzo di calcoli; ciò richiede l'approvazione dell'autorità di vigilanza.

2

Il DFI emana, d'intesa con l'IFSN, disposizioni per la determinazione delle dosi di radiazione per mezzo di calcoli.

3

Per il personale di volo può avere luogo una determinazione della dose di radiazione per mezzo di calcoli da parte dell'operatore di aeromobili stesso. Il software utilizzato deve essere conforme allo stato della tecnica.

Art. 63

Soglia di notifica per periodo di sorveglianza 1

Per le persone professionalmente esposte a radiazioni in aziende con una licenza dell'UFSP si applicano le seguenti soglie di notifica per periodo di sorveglianza dosimetrica: a. 2 mSv per la dose efficace; b. 2 mSv per la dose equivalente per il cristallino; c. 50 mSv per la dose equivalente per la pelle, le mani o i piedi.

Al raggiungimento di una soglia di notifica insorgono gli obblighi di notifica di cui agli articoli 65 capoverso 1 lettera c e 69 lettera b.

Radioprotezione. O

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Art. 64

Obblighi dei titolari delle licenze o degli operatori di aeromobili nella dosimetria individuale 1

I titolari delle licenze o, per il personale di volo, gli operatori di aeromobili, devono far accertare l'esposizione di tutte le persone professionalmente esposte a radiazioni impiegate nella loro azienda da un servizio di dosimetria individuale riconosciuto. Possono effettuare anche in proprio una determinazione delle dosi per mezzo di calcoli di cui all'articolo 62 o una misurazione di sondaggio per rilevare un'esposizione alle radiazioni interna.

2

Sono tenuti ad assumersi i costi per la dosimetria.

Sono tenuti a:

a. informare le persone interessate sui risultati della dosimetria; b. consegnare loro un riassunto scritto di tutte le dosi: 1. al termine del rapporto di lavoro, 2. prima che inizino a lavorare in un'altra azienda; c. mettere a disposizione dell'INSAI i dati relativi all'azienda, al personale e dosimetrici necessari per l'applicazione dei provvedimenti preventivi di medicina del lavoro; d. al raggiungimento di una soglia di notifica di cui all'articolo 63, presentare all'autorità di vigilanza, su richiesta della stessa, una dichiarazione sulla causa della dose. La dichiarazione deve avvenire per scritto entro due settimane; e. notificare al servizio di dosimetria individuale cui hanno affidato il mandato, per tutte le persone professionalmente esposte a radiazioni nella loro azienda, i dati di cui all'articolo 73 capoverso 1 lettere a-e e g-i; f. notificare direttamente al registro centrale delle dosi le dosi che non sono state accertate da un servizio di dosimetria individuale svizzero, accumulate in occasione di missioni all'estero dalle persone professionalmente esposte a radiazioni; tale notifica deve avere luogo entro un mese dal termine della missione in una forma prescritta dall'UFSP.

Art. 65

Obblighi dei titolari delle licenze o degli operatori di aeromobili in caso di determinazione della dose di radiazione per mezzo di calcoli 1

Nel caso di una determinazione della dose di radiazione per mezzo di calcoli di cui all'articolo 62 effettuata nell'azienda, i titolari delle licenze o, per il personale di volo, gli operatori di aeromobili, devono notificare: a. i dati di cui all'articolo 73 al registro centrale delle dosi (art. 72); b. le dosi di radiazione calcolate: entro un periodo stabilito dall'UFSP in una forma prescritta da quest'ultimo al registro centrale delle dosi; c. un superamento di una soglia di notifica di cui all'articolo 63 al più tardi dieci giorni dopo il calcolo della dose di radiazione all'autorità di vigilanza;

Protezione dell'equilibrio ecologico 28

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d. un sospetto di superamento di un limite di dose: entro un giorno lavorativo all'autorità di vigilanza e, se si tratta di un lavoratore dipendente, all'INSAI.

Per le aziende che rientrano nell'ambito di vigilanza dell'IFSN, l'IFSN emana direttive aggiuntive concernenti la notifica delle dosi di radiazione determinate per mezzo di calcoli.

Sezione 4: Servizi di dosimetria individuale

Art. 66

Presupposti per il riconoscimento 1

Un servizio di dosimetria individuale deve essere riconosciuto dall'autorità di riconoscimento (art. 68).

2

È riconosciuto se sono soddisfatti i seguenti presupposti: a. ha sede in Svizzera; b. dispone di un'organizzazione idonea e di personale in numero sufficiente, in particolare di un numero sufficiente di persone con conoscenze pratiche nella tecnica di misurazione impiegata e nella radioprotezione; c. dimostra all'autorità di riconoscimento di disporre di un programma di garanzia della qualità e di applicarlo;

d. il sistema di misurazione è conforme allo stato della tecnica e riconducibile a campioni di riferimento appropriati attraverso una catena ininterrotta di misurazioni comparative.

Qualora un servizio di dosimetria individuale sia accreditato per la dosimetria individuale, i presupposti di cui al capoverso 2 lettere c e d sono considerati soddisfatti.

Art. 67

Procedura e validità del riconoscimento 1

L'autorità di riconoscimento stabilisce, mediante un'ispezione e un esame tecnico, se un servizio di dosimetria individuale soddisfa i presupposti per il riconoscimento.

Essa può affidare tale incarico a terzi.

2

Il riconoscimento può essere rilasciato per cinque anni al massimo.

Art. 68

Autorità di riconoscimento 1

Il riconoscimento è di competenza: a. dell'UFSP, se il servizio di dosimetria intende operare, completamente o in massima parte, nel suo settore di vigilanza o in quello dell'INSAI; b. dell'IFSN, se il servizio di dosimetria intende operare, completamente o in massima parte, nel suo settore di vigilanza.

Radioprotezione. O

814.501

Nel caso in cui un servizio di dosimetria individuale intendesse operare in diversi settori di vigilanza, le autorità di riconoscimento concordano quale autorità deve essere competente per il relativo riconoscimento.

3

Le autorità di riconoscimento non possono gestire un servizio di dosimetria individuale.

Art. 69

Obblighi di notifica del servizio di dosimetria individuale Il servizio di dosimetria individuale è tenuto a: a. notificare,

entro un mese dalla scadenza del periodo di sorveglianza, i dati di cui all'articolo 73 ai seguenti servizi: 1. al titolare della licenza o all'operatore di aeromobili per il personale di volo,

2. al registro centrale delle dosi (art. 72) in una forma prescritta dall'UFSP,

3. direttamente all'IFSN, se si tratta di dati che rientrano nel suo ambito di vigilanza;

b. se è superata una soglia di notifica per periodo di sorveglianza di cui all'articolo 63, il servizio di dosimetria individuale notifica il superamento al titolare della licenza e all'autorità di vigilanza al più tardi dieci giorni lavorativi dopo la ricezione del dosimetro; c. se sussiste il sospetto di superamento di un limite di dose, il servizio di dosimetria individuale notifica il risultato entro un giorno lavorativo al titolare della licenza o, per il personale di volo, all'operatore di aeromobili, e all'autorità di vigilanza. Se si tratta di un lavoratore dipendente, esso informa anche l'INSAI;

d. per i servizi di dosimetria individuale riconosciuti dall'IFSN, quest'ultimo emana una direttiva concernente le notifiche.

Art. 70

Ulteriori obblighi del servizio di dosimetria individuale 1

Il servizio di dosimetria individuale è tenuto a conservare i valori delle dosi, le generalità delle persone interessate e tutti i dati originali necessari per effettuare un calcolo a posteriori delle dosi da dichiarare, per due anni dopo averli trasmessi al registro centrale delle dosi.

2

Il servizio è tenuto a partecipare a proprie spese a misurazioni comparative, secondo le istruzioni dell'autorità di riconoscimento.

3

Se un servizio di dosimetria individuale intende cessare la propria attività deve comunicarlo, con almeno sei mesi di anticipo, all'autorità di riconoscimento, ai propri mandanti e alle autorità di vigilanza competenti per essi.

4

Il servizio di dosimetria individuale che cessa la sua attività trasmette i suoi dati archiviati ai nuovi servizi di dosimetria individuale designati dai propri mandanti.

5

In casi straordinari l'autorità di riconoscimento stabilisce la procedura.

Protezione dell'equilibrio ecologico 30

814.501

Se un mandante disdice il rapporto di mandato con il servizio di dosimetria individuale, quest'ultimo è tenuto a rendere attento il mandante sui suoi obblighi in qualità di titolare della licenza di cui all'articolo 64 e a informare l'autorità di vigilanza in merito alla disdetta.

Art. 71

Obbligo del segreto e protezione dei dati Il servizio di dosimetria individuale è autorizzato a comunicare le generalità e i valori di dose delle persone sottoposte alla dosimetria soltanto: a. alla persona stessa sottoposta a dosimetria; b. al titolare della licenza oppure all'operatore di aeromobili per il personale di volo;

c. all'autorità di vigilanza; d. all'autorità preposta al rilascio delle licenze; e. al registro centrale delle dosi.

Sezione 5: Registro centrale delle dosi

Art. 72

Autorità preposta e scopo 1

L'UFSP tiene un registro centrale delle dosi.

Il registro ha per scopo di registrare la dose accertata nel corso di tutta l'attività di una persona professionalmente esposta a radiazioni al fine di chiarire, su questa base, possibili pretese assicurative.

3

Inoltre consente alle autorità di vigilanza: a. di controllare in ogni momento le dosi accumulate per intervallo di sorveglianza da ogni persona professionalmente esposta a radiazioni in Svizzera;

b. di allestire statistiche e valutare l'efficacia delle disposizioni della presente ordinanza;

c. di assicurare la conservazione dei dati.

Art. 73

Dati elaborati

I seguenti dati relativi a persone professionalmente esposte a radiazioni sono memorizzati nel registro centrale delle dosi: a. cognomi, nomi, cognomi precedenti; b. data di

nascita;

c. numero d'assicurato secondo l'articolo 50c della legge federale del 20 dicembre 194627 su l'assicurazione per la vecchiaia e per i superstiti;

27 RS

831.10

Radioprotezione. O

814.501

d. sesso; e. nome, indirizzo e IDI dell'azienda;

valori di dose accertati in Svizzera e all'estero; g. categoria

professionale;

h. attività; i.

categoria (A o B).

Per le persone attive in Svizzera a titolo temporaneo sono registrate le dosi accertate in Svizzera.

Art. 74

Diritti d'accesso

Hanno accesso elettronico diretto ai dati del registro centrale delle dosi: a. i collaboratori della Divisione radioprotezione dell'UFSP; b. il servizio di medicina del lavoro dell'INSAI; c. le autorità di vigilanza solo ai dati relativi al loro settore di vigilanza; d. l'Ufficio federale dell'aviazione civile (UFAC) ai dati del personale di volo.

Art. 75

Rapporto 1 Le autorità di vigilanza allestiscono annualmente un rapporto relativo ai risultati della dosimetria individuale.

2

L'UFSP pubblica il rapporto, provvedendo affinché le persone in questione non possano essere individuate.

Art. 76

Utilizzazione dei dati per progetti di ricerca 1

L'UFSP può utilizzare i dati personali memorizzati presso il registro centrale delle dosi per progetti di ricerca sugli effetti delle radiazioni e sulla radioprotezione o metterli a disposizione di terzi su richiesta. Sono applicabili le disposizioni della LRUm.28 2 L'UFSP mette a disposizione i dati personali soltanto in forma anonimizzata, a meno che il richiedente non comprovi che: a. la persona interessata ha acconsentito alla comunicazione dei propri dati; o b. dispone di un'autorizzazione della commissione d'etica competente secondo l'articolo 45 LRUm.

28 RS

810.30

Protezione dell'equilibrio ecologico 32

814.501

Sezione 6: Disposizioni tecniche relative alla dosimetria individuale

Art. 77

1 Il DFI emana, d'intesa con l'IFSN e dopo avere sentito l'Istituto federale di metrologia (METAS), disposizioni tecniche relative alla dosimetria individuale.

2

Le disposizioni tecniche comprendono, in particolare: a. i requisiti minimi dei sistemi di misurazione; b. i requisiti minimi relativi alla precisione delle misure, sia durante l'esercizio ordinario sia in occasione di misurazioni comparative; c. i modelli standard per il calcolo delle dosi di radiazione.

Capitolo 6: Materiale radioattivo e impianti Sezione 1: Aree controllate e sorvegliate

Art. 78

Principi

Per limitare e controllare l'esposizione alle radiazioni, il titolare della licenza allestisce aree controllate o aree sorvegliate.

2

I lavori con materiale radioattivo oltre il livello di licenza, fatta eccezione per le sorgenti radioattive sigillate, devono essere svolti all'interno delle aree controllate in locali allestiti come aree di lavoro secondo l'articolo 81.

3

Per i locali o i luoghi all'interno di aree controllate o sorvegliate in cui sono possibili contaminazioni di superfici o dell'aria del locale o possono presentarsi intensità di dose ambientale elevate, l'autorità di vigilanza può disporre una suddivisione in zone secondo l'articolo 82 e rinunciare all'allestimento di aree di lavoro.

Art. 79

Limitazione della dose ambientale 1

Il locale o l'area in cui sono in funzione impianti o è manipolato materiale radioattivo va concepito o schermato in modo da non superare alcun limite. 2

Nei luoghi situati al di fuori delle aree controllate e sorvegliate dove possono trattenersi in permanenza individui della popolazione, la dose ambientale non deve superare 0,02 mSv la settimana. Nei luoghi in cui le persone non si trattengono in permanenza, tale valore può essere superato fino a cinque volte.

3

Se i luoghi di cui al capoverso 2 sono posti di lavoro, la dose ambientale può essere superiore corrispondentemente a una presenza presunta per motivi di lavoro di 40 ore settimanali.

4

L'influsso di molteplici sorgenti di radiazioni su un luogo da proteggere deve essere considerato.

5

D'intesa con l'IFSN, il DFI stabilisce vincoli per la dose ambientale all'interno e al di fuori delle aree controllate e sorvegliate.

Radioprotezione. O

814.501

Sezione 2: Aree controllate

Art. 80

Definizione 1 Le aree controllate sono aree sottoposte a particolari requisiti ai fini della protezione contro l'esposizione a radiazioni ionizzanti e della prevenzione della diffusione di una contaminazione radioattiva. Nell'ambito di vigilanza dell'IFSN, per le aree controllate può continuare a essere utilizzato il termine «zone controllate».

2

Vanno allestite quali aree controllate: a. le aree di lavoro di cui all'articolo 81; b. i tipi di zona I-IV di cui all'allegato 10; c. le aree entro le quali la contaminazione dell'aria può superare 0,05 CA secondo l'allegato 3 colonna 11 oppure la contaminazione delle superfici può superare 1 CS secondo l'allegato 3 colonna 12.

L'autorità di vigilanza può esigere che siano allestite altre aree come aree controllate ove opportuno per motivi organizzativi.

4

Il titolare della licenza deve provvedere affinché l'accesso alle aree controllate sia possibile solamente a persone autorizzate. 5 Le aree controllate vanno chiaramente delimitate e contrassegnate secondo l'allegato 8.

6

Il titolare della licenza deve sorvegliare l'osservanza dei vincoli per le intensità di dose ambientale, le contaminazioni e le concentrazioni di attività nell'aria dei locali, nonché dei provvedimenti protettivi e di sicurezza all'interno delle aree controllate.

Art. 81

Aree di lavoro

Le aree di lavoro devono essere installate all'interno di un'area controllata in locali separati, previsti esclusivamente a tale scopo.

2

Sono classificate in funzione delle attività dei materiali radioattivi manipolati per operazione o utilizzati per giorno nei seguenti tipi: a. tipo C: un'attività compresa tra 1 e 100 livelli di licenza; b. tipo B: un'attività compresa tra 1 e 10 000 livelli di licenza; c. tipo A: un'attività compresa tra 1 livello di licenza ed un livello massimo, specificato nella procedura di rilascio della licenza.

L'autorità di vigilanza può autorizzare valori che superano fino a 100 volte quelli di cui al capoverso 2 per lo stoccaggio di materiale radioattivo nelle aree di lavoro.

4

Può autorizzare deroghe al capoverso 1 se sussistono motivi legati alla tecnica o alla gestione e rimane garantita la radioprotezione.

5

Per manipolazioni a basso rischio di incorporazione, essa può, in casi eccezionali, autorizzare valori che superano fino a dieci volte quelli di cui al capoverso 2, purché sia garantita la radioprotezione.

Protezione dell'equilibrio ecologico 34

814.501

Nel singolo caso e tenendo conto del rischio di incorporazione può attribuire aree di lavoro a un tipo diverso da quanto previsto nel capoverso 2, purché vi si eseguano esclusivamente lavori con pericolo di inalazione esiguo.

7

D'intesa con l'IFSN, il DFI emana le necessarie prescrizioni riguardanti i provvedimenti protettivi.

Art. 82

Zone 1 Le zone sono suddivise in tipi di zona secondo l'allegato 10, in funzione del grado di contaminazione presente o prevedibile. 2 All'interno di zone con intensità di dose ambientale elevata, ai fini della pianificazione e regolamentazione degli equivalenti di dose individuale, devono essere allestiti e designati settori con intensità di dose ambientale massime ammesse secondo l'allegato 10.

3

In singoli casi, l'autorità di vigilanza può autorizzare altri tipi di zone o settori se la radioprotezione è garantita in maniera pari o maggiore.

4

D'intesa con l'IFSN, il DFI emana prescrizioni riguardanti i provvedimenti protettivi per i vari tipi di zona o di settore.

Art. 83

Trattamento al termine dei lavori 1

Il titolare della licenza è tenuto ad assicurarsi che per le aree controllate che non sono più adibite alla manipolazione di materiale radioattivo e, se necessario, anche per le loro adiacenze, comprese tutte le installazioni e il materiale ivi rimasto, siano soddisfatti i criteri della misurazione di declassamento di cui all'articolo 106 e non siano superati i limiti di immissione di cui all'articolo 24.

2

Deve dimostrare all'autorità di vigilanza che l'obbligo di cui al capoverso 1 è rispettato.

3

Può adibire ad altri usi le aree controllate interessate soltanto dopo l'approvazione dell'autorità di vigilanza.

Art. 84

Vincoli per le contaminazioni 1

Quando da un'area controllata escono persone o materiali, occorre prima assicurare che il vincolo per la contaminazione delle superfici secondo l'allegato 3 colonna 12 non venga superato. Per l'esenzione di materiali si applicano i requisiti di cui all'articolo 106.

2

Se nelle aree controllate la contaminazione dei materiali e delle superfici supera di oltre dieci volte il vincolo di cui all'allegato 3 colonna 12, devono essere applicati provvedimenti di decontaminazione o altri provvedimenti protettivi idonei.

3

Se nelle aree controllate una parte della contaminazione rimane fissata alla superficie anche a seguito di sollecitazioni prevedibili, i vincoli dell'allegato 3 colonna 12 si applicano solamente alla contaminazione trasmissibile.

Radioprotezione. O

814.501

Sezione 3: Aree sorvegliate

Art. 85

1 Le aree sorvegliate sono aree sottoposte a particolari requisiti ai fini della protezione contro l'esposizione a radiazioni ionizzanti dovute all'esercizio di impianti o alla manipolazione di sorgenti radioattive sigillate.

2

Vanno allestite quali aree sorvegliate: a. i locali e le aree adiacenti in cui sono in funzione impianti non dotati di dispositivo di protezione totale o parziale;

b. le zone di tipo 0 secondo l'allegato 10; c. le aree in cui le persone possono accumulare una dose efficace superiore a 1 mSv per anno civile tramite esposizione esterna alle radiazioni.

Il titolare della licenza deve provvedere affinché nelle aree sorvegliate possano trattenersi soltanto persone autorizzate quando durante l'esercizio di impianti o la manipolazione di sorgenti radioattive sigillate si presentano intensità di dose ambientale elevate.

4

Il titolare della licenza deve sorvegliare l'osservanza dei vincoli per le intensità di dose ambientale nonché dei provvedimenti protettivi e di sicurezza all'interno delle aree sorvegliate.

5

Le aree sorvegliate vanno contrassegnate secondo l'allegato 8.

Per il personale di volo professionalmente esposto a radiazioni non è necessario l'allestimento di aree sorvegliate.

7

Nei locali in cui sono in funzione esclusivamente piccoli impianti a raggi X per uso odontoiatrico non è necessario allestire aree sorvegliate.

Sezione 4: Obblighi nella manipolazione di sorgenti di radiazioni

Art. 86

Inventario, obbligo di tenere un registro e di allestire un rapporto 1

Per la manipolazione di sorgenti radioattive sigillate, i titolari delle licenze devono tenere un inventario.

2

Devono tenere un registro sull'acquisto, l'impiego, la consegna e lo smaltimento di materiali radioattivi.

3

Devono allestire annualmente un rapporto, all'attenzione dell'autorità di vigilanza, sul commercio con sorgenti di radiazioni e fornire le seguenti indicazioni: a. la designazione dei radionuclidi, la loro attività, la data di determinazione dell'attività nonché la loro forma chimica e fisica; b. la designazione degli apparecchi o degli oggetti contenenti sorgenti radioattive, con indicazione dei radionuclidi e della loro attività nonché della data di determinazione dell'attività;

Protezione dell'equilibrio ecologico 36

814.501

c. la designazione degli impianti e dei loro parametri; d. gli indirizzi e i numeri di licenza degli acquirenti nazionali.

L'autorità preposta al rilascio delle licenze può prevedere nella licenza obblighi supplementari di tenere un registro e di allestire un rapporto.

Art. 87

Consegna I titolari di sorgenti di radiazioni soggette all'obbligo della licenza possono consegnarle soltanto ad aziende o persone che dispongono della corrispondente licenza.

Art. 88

Requisiti per la manipolazione e l'ubicazione di sorgenti di radiazioni D'intesa con l'IFSN, il DFI disciplina i requisiti in materia di manipolazione e ubicazione di sorgenti di radiazioni, in particolare stabilisce: a. le misure edili e le basi di calcolo; b. i requisiti dei locali di irradiazione, di applicazione e di riposo, nonché dei locali per apparecchi di esami in medicina nucleare; c. i

provvedimenti di radioprotezione per la cura e la degenza dei pazienti sottoposti a radioterapia;

d. il tipo di stoccaggio e i requisiti dei depositi di materiali radioattivi.

Sezione 5: Strumenti di misurazione

Art. 89

Strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti 1

Il titolare della licenza deve fare in modo che l'azienda disponga del numero necessario di idonei strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti.

2

Nei locali o nelle aree in cui sono manipolate o sono in funzione sorgenti di radiazioni e sussiste un rischio corrispondente devono essere sempre disponibili strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti destinati al controllo dell'intensità di dose, della contaminazione delle superfici e dell'aria.

Art. 90

Requisiti degli strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti Gli strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti sono assoggettati all'ordinanza del 15 febbraio 200629 sugli strumenti di misurazione e alle disposizioni d'esecuzione del Dipartimento federale di giustizia e polizia (DFGP) emanate d'intesa con il DFI e il Dipartimento federale dell'ambiente, dei trasporti, dell'energia e delle comunicazioni (DATEC).

29 RS

941.210

Radioprotezione. O

814.501

Art. 91

Requisiti per l'utilizzo degli strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti D'intesa con l'IFSN, il DFI disciplina: a. il tipo e il numero di strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti necessari;

b. la portata della garanzia della qualità per l'utilizzo di strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti.

Art. 92

Obblighi del titolare della licenza 1

Il titolare della licenza deve controllare l'efficienza degli strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti a intervalli adeguati, mediante sorgenti di radiazioni idonee.

2

L'autorità di vigilanza può obbligare il titolare della licenza a partecipare a misurazioni comparative.

Sezione 6:

Tecnica di costruzione e contrassegno delle sorgenti radioattive sigillate

Art. 93

Tecnica di costruzione 1

Al momento dell'immissione in commercio, le sorgenti radioattive sigillate devono corrispondere allo stato della tecnica per quanto attiene alla tecnica di costruzione.

2

Per le sorgenti radioattive sigillate devono essere scelti radionuclidi nella forma chimica più stabile.

3

Se le sorgenti radioattive sigillate sono impiegate esclusivamente come sorgenti di radiazioni gamma o radiazioni neutroniche, devono essere munite di una schermatura che impedisca la fuoriuscita di radiazioni alfa o beta.

Art. 94

Contrassegno

Le sorgenti radioattive sigillate e i relativi contenitori vanno contrassegnati in modo che sia sempre possibile identificare la sorgente.

2

Il produttore e il fornitore di una sorgente sigillata ad alta attività di cui all'articolo 96 devono assicurare che questa possa essere identificata da un numero univoco.

Tale numero deve essere inciso o impresso in profondità sulla sorgente e sul contenitore della stessa.

3

Dal contrassegno devono essere visibili o derivabili il radionuclide, l'attività, la data di fabbricazione e di misurazione nonché eventualmente la classificazione conformemente alla norma ISO 291930.

30 ISO 2919, versione 2012-02-15, Protezione dalle radiazioni - Sorgenti radioattive sigillate - requisiti generali e classificazione. Le norme tecniche ISO menzionate nella presente ordinanza possono essere consultate gratuitamente presso l'UFSP, 3003 Berna.

Protezione dell'equilibrio ecologico 38

814.501

L'autorità di vigilanza può accordare deroghe ai capoversi 1-3 se è impossibile collocare un contrassegno o se sono utilizzati contenitori riutilizzabili.

Art. 95

Ulteriori requisiti per l'immissione in commercio 1

Prima dell'immissione in commercio, ogni sorgente radioattiva sigillata deve essere sottoposta a un controllo relativo all'ermeticità e all'assenza di contaminazione. Il controllo deve essere effettuato da un servizio accreditato o riconosciuto dall'autorità di vigilanza a svolgere tale attività.

2

La capsula delle sorgenti radioattive sigillate la cui attività supera di 100 volte il livello di licenza deve soddisfare i requisiti della norma ISO 291931 per l'impiego previsto ed essere debitamente classificata.

3

In casi motivati, l'autorità di vigilanza può ammettere deroghe ai capoversi 1 e 2, oppure esigere controlli di qualità supplementari.

Sezione 7: Sorgenti sigillate ad alta attività

Art. 96

Definizione Per sorgente sigillata ad alta attività s'intende una sorgente radioattiva sigillata la cui attività è maggiore del valore d'attività di cui all'allegato 9.

Art. 97

Inventario 1 L'autorità preposta al rilascio delle licenze tiene un inventario dei titolari delle licenze e delle sorgenti sigillate ad alta attività che si trovano in loro possesso.

2

L'inventario comprende: a. il numero di identificazione; b. il fornitore;

c. il tipo di sorgente e la sua ubicazione; d. il rispettivo radionuclide; e. l'attività della sorgente al momento della fabbricazione, della prima immissione in commercio o dell'acquisto da parte del titolare della licenza.

L'autorità preposta al rilascio delle licenze mantiene aggiornato l'inventario.

Possono essere richieste, a pagamento, all'Associazione svizzera di normazione (SNV), Bürglistrasse 29, 8400 Winterthur; www.snv.ch.

31 ISO 2919, versione 2012-02-15, Protezione dalle radiazioni - Sorgenti radioattive sigillate - requisiti generali e classificazione. Le norme tecniche ISO menzionate nella presente ordinanza possono essere consultate gratuitamente presso l'UFSP, 3003 Berna.

Possono essere richieste, a pagamento, all'Associazione svizzera di normazione (SNV), Bürglistrasse 29, 8400 Winterthur; www.snv.ch.

Radioprotezione. O

814.501

Art. 98

Requisiti 1

Prima del rilascio di una licenza per la manipolazione di sorgenti sigillate ad alta attività, il richiedente deve comprovare che sia stato adeguatamente preventivato il successivo smaltimento. 2 Il titolare della licenza verifica almeno una volta all'anno che ogni sorgente sigillata ad alta attività ed eventualmente il contenitore di protezione che la contiene siano in buono stato ed effettivamente nel luogo di utilizzazione o nel luogo di deposito.

Comunica il risultato della verifica all'autorità preposta al rilascio delle licenze.

Art. 99

Sicurezza e protezione 1

Il titolare della licenza stabilisce per ogni sorgente sigillata ad alta attività provvedimenti e procedure idonei e documentati atti a impedire l'accesso non autorizzato, lo smarrimento, il furto o il danneggiamento della sorgente in seguito a incendio, documentando i provvedimenti e la procedura.

2

D'intesa con l'IFSN, il DFI stabilisce i principi per i requisiti edili, tecnici, organizzativi e amministrativi delle misure di sicurezza e di protezione.

Sezione 8: Provvedimenti volti a garantire la qualità

Art. 100

1 Il titolare della licenza deve provvedere affinché le sorgenti di radiazioni: a. siano sottoposte a un controllo prima di essere utilizzate per la prima volta; b. siano periodicamente sottoposte a controllo e a manutenzione.

Il capoverso 1 si applica anche ai relativi sistemi medici di ricezione, di riproduzione e di documentazione delle immagini, nonché ai sistemi di esami in medicina nucleare e agli attivimetri. 3

Il DFI può stabilire, d'intesa con l'IFSN, la portata minima e la periodicità del controllo, la portata minima del programma di garanzia della qualità nonché i requisiti dei servizi preposti alla loro esecuzione. Nel fare ciò tiene conto delle norme nazionali e internazionali relative alla garanzia della qualità.

Protezione dell'equilibrio ecologico 40

814.501

Sezione 9:

Trasporto, importazione, esportazione e transito di materiale radioattivo

Art. 101

Trasporto al di fuori del perimetro aziendale 1

Chi trasporta o fa trasportare materiale radioattivo al di fuori del perimetro aziendale deve:

a. osservare le prescrizioni federali per il trasporto di merci pericolose; b. comprovare di disporre di un programma di garanzia della qualità appropriato e di applicarlo.

Lo speditore e il trasportatore di materiale radioattivo devono: a. designare preventivamente un responsabile per la garanzia della qualità e fissare per scritto i provvedimenti di garanzia della qualità; b. assicurarsi che i contenitori o gli imballaggi usati per il trasporto siano conformi alle prescrizioni in materia e siano sottoposti a manutenzione.

Se lo speditore o il trasportatore dispongono di un sistema di garanzia della qualità per il trasporto di materiale radioattivo certificato da un servizio accreditato, si ritiene che applichino un programma di garanzia della qualità appropriato.

4

Lo speditore deve verificare se la persona incaricata del trasporto è in possesso, se necessario, di una licenza per il trasporto di materiale radioattivo.

Art. 102

Trasporto entro il perimetro aziendale D'intesa con l'IFSN, il DFI stabilisce i requisiti per il trasporto di materiale radioattivo entro il perimetro aziendale.

Art. 103

Importazione, esportazione e transito 1

Il materiale radioattivo può essere importato, esportato o fatto transitare esclusivamente tramite gli uffici doganali designati dalla Direzione generale delle dogane.

2

La dichiarazione doganale per l'importazione, l'esportazione o il transito deve contenere le indicazioni seguenti: a. la designazione esatta della merce; b. i radionuclidi (in caso di miscele di nuclidi, vanno indicati i tre nuclidi con i valori più bassi del livello di licenza); c. l'attività totale per radionuclide in Bq32; d. il numero della licenza del destinatario (in caso di importazione) o del mittente (in caso di esportazione) in Svizzera.

32 Bq = becquerel

Radioprotezione. O

814.501

Il depositario deve presentare per ogni singolo immagazzinamento di materiale radioattivo in un deposito doganale aperto o in un deposito franco dell'ufficio doganale una licenza secondo l'articolo 28 LRaP.

4

L'autorità preposta al rilascio delle licenze può esigere che sia chiesta una licenza separata per ogni importazione, esportazione e transito di sorgenti sigillate ad alta attività.

Sezione 10: Materiali radioattivi orfani

Art. 104

1 Se sussiste un'elevata probabilità che in materiali destinati al riciclaggio o in rifiuti siano contenuti materiali radioattivi orfani le aziende sono tenute, nel quadro della gestione o della preparazione all'esportazione, a verificare la presenza di materiali radioattivi orfani mediante adeguate procedure di controllo e a mettere al sicuro in luoghi idonei i materiali eventualmente rinvenuti. Ciò vale, in particolare, per: a. le aziende in cui vengono inceneriti rifiuti urbani o rifiuti di composizione analoga;

b. le aziende che riciclano rottami metallici; c. le aziende che preparano all'esportazione rottami metallici.

Gli obblighi delle aziende interessate vengono precisati nella licenza.

Sezione 11: Esenzione

Art. 105

Esenzione dall'obbligo della licenza e dalla vigilanza È esente dall'obbligo della licenza e dalla vigilanza la manipolazione di: a. materiale che è stato immesso nell'ambiente secondo gli articoli 111-116; b. materiale che è stato esentato conformemente all'ordinanza del 22 giugno 199433 sulla radioprotezione oppure è stato immesso nell'ambiente; c. materiale proveniente da un'attività soggetta all'obbligo della licenza che è stato esentato ai sensi dell'articolo 106; d. NORM, che sono stati immessi nell'ambiente ai sensi dell'articolo 169.

33 [RU

1994 1947, 1995 4959 n. II 2, 1996 2129, 2000 107 934 2894, 2001 3294 n. II 7, 2005 601 all. 7 n. 3 2885 all. n. 7, 2007 1469 all. 4 n. 44 5651, 2008 3153 art. 10 n. 2 5747 all. n. 22, 2010 5191 art. 20 n. 4 5395 all. 2 n. II 3, 2011 5227 n. I 2.7, 2012 7065 n. I 5 7157, 2013 3041 n. I 5 3407 all. 6 n. 3]

Protezione dell'equilibrio ecologico 42

814.501

Art. 106

Misurazione di declassamento e altri metodi per l'esenzione 1

Il titolare della licenza può esentare la manipolazione di materiale dall'obbligo della licenza e dalla vigilanza se con una misurazione (misurazione di declassamento) comprova che: a. l'intensità di dose ambientale massima misurata a una distanza di 10 cm dalla superficie, dedotta la radiazione naturale, è inferiore a 0,1 µSv/h; e

b. uno dei seguenti presupposti è soddisfatto: 1. l'attività specifica è inferiore al livello di allontanamento, 2. l'attività assoluta è inferiore all'attività di 1 kg di un materiale la cui attività specifica corrisponde al livello di allontanamento.

Se vi è la possibilità che le persone addette alla manipolazione di materiale declassato di cui al capoverso 1 vengano contaminate, occorre assicurare mediante un'ulteriore misurazione che sia rispettato il vincolo per la contaminazione superficiale secondo l'allegato 3 colonna 12.

3

Per la determinazione della media dei valori misurati secondo i capoversi 1 e 2 per garantire che non siano superati il livello di allontanamento o i vincoli per la contaminazione superficiale di cui all'allegato 3 colonna 12, devono essere rispettati le seguenti grandezze: a. per la misurazione dell'attività: 100 kg; b. per la misurazione della contaminazione superficiale: 100 cm2.

L'autorità di vigilanza può approvare valori più alti di quelli specificati al capoverso 3 in casi motivati.

5

La manipolazione di materiale solido o liquido può essere esentata senza rilevamento metrologico dell'attività se:

a. l'intensità di dose ambientale massima misurata a una distanza di 10 cm dalla superficie, dedotta la radiazione naturale, è inferiore a 0,1 µSv/h;

b. il capoverso 2 è rispettato; e c. è soddisfatto uno dei seguenti presupposti: 1. il non superamento del limite di allontanamento può essere comprovato con un bilancio dei materiali impiegati o l'esclusione di un'attivazione, 2. l'autorità di vigilanza ha approvato i modelli utilizzati e i calcoli eseguiti per comprovare il non superamento del limite di allontanamento.

L'autorità di vigilanza può fissare i presupposti che impongono l'obbligo di notificarle i risultati di una misurazione di declassamento prima che i materiali siano esentati.

Art. 107

Divieto di

miscele

Non sono ammesse miscele di materiali radioattivi con altri materiali allo scopo di non sottoporne la manipolazione all'obbligo della licenza e alla vigilanza. Sono fatti salvi gli articoli 111-116 e 169.

Radioprotezione. O

814.501

Capitolo 7: Scorie radioattive Sezione 1: Principi

Art. 108

Definizione Le scorie radioattive sono materiali radioattivi che non sono più utilizzati ulteriormente e non contengono esclusivamente NORM.

Art. 109

Ulteriore uso

Per ulteriore uso si intende un'utilizzazione pianificata concretamente di un materiale radioattivo nel quadro di un'attività autorizzata, che inizia entro tre anni dall'ultima utilizzazione. L'autorità di vigilanza può approvare una proroga della scadenza.

2

L'autorità di vigilanza può esigere che un materiale radioattivo sia destinato a un ulteriore uso.

Art. 110

Controllo e documentazione I titolari della licenza devono: a. controllare le proprie giacenze di scorie radioattive; b. documentare le attività determinanti per il loro successivo trattamento e la loro composizione;

c. registrare le scorie radioattive immesse nell'ambiente.

Sezione 2: Immissione nell'ambiente

Art. 111

Principi 1 Sono considerati immissione nell'ambiente in particolare il deposito in una discarica, lo smaltimento tra i rifiuti domestici, l'immissione nell'ambiente tramite l'aria espulsa o le acque di scarico, l'incenerimento, il riciclaggio o la consegna a un punto di riciclaggio.

2

Possono essere immesse nell'ambiente soltanto scorie radioattive a bassa attività.

L'immissione di scorie radioattive nell'ambiente può avvenire solamente su licenza e sotto il controllo del titolare della licenza.

4

Le scorie radioattive possono essere immesse nell'ambiente dal titolare della licenza senza l'approvazione dell'autorità preposta al rilascio delle licenze e senza autorizzazione specifica ai sensi dell'articolo 112 capoverso 2 se: a. l'intensità di dose ambientale massima misurata a una distanza di 10 cm dalla superficie, dedotta la radiazione naturale, è inferiore a 0,1 µSv/h;

b. i requisiti di cui all'articolo 106 capoverso 2 sono soddisfatti; e

Protezione dell'equilibrio ecologico 44

814.501

c. l'attività totale per settimana e per licenza non supera quella di 10 kg di un materiale la cui attività specifica corrisponde al livello di allontanamento.

Prima dell'immissione di scorie radioattive devono essere tolti etichette, segnali di pericolo o qualsiasi altra iscrizione che faccia riferimento alla radioattività.

Art. 112

Immissione mediante aria espulsa o acque di scarico 1

Le sostanze radioattive sotto forma di gas, aerosol e liquidi presenti nell'aria possono essere immesse mediante l'aria espulsa nell'atmosfera, oppure per mezzo delle acque di scarico riversate nelle acque di superficie.

2

L'autorità preposta al rilascio delle licenze stabilisce, nel singolo caso, quote massime ed eventualmente concentrazioni massime di attività per le immissioni ammesse per ogni punto di immissione.

3

Stabilisce le quote e le concentrazioni di attività per le immissioni in modo che il vincolo di dose riferito alla sorgente di cui all'articolo 13 capoverso 3 e i limiti d'immissione di cui all'articolo 24 non siano superati.

4

Per l'immissione nella rete fognaria, essa può aumentare fino a tre volte la concentrazione di attività per le immissioni di cui ai capoversi 2 e 3 se è possibile assicurare che è garantita in ogni momento una diluizione appropriata fino all'immissione in un corso d'acqua accessibile al pubblico.

Art. 113

Provvedimenti di controllo 1

L'autorità preposta al rilascio delle licenze stabilisce nella licenza una sorveglianza delle emissioni ai sensi dell'articolo 112 capoversi 2-4. Può prevedere nella licenza l'obbligo di notifica.

2

La sorveglianza delle immissioni è retta dall'articolo 191.

L'autorità di vigilanza può obbligare il titolare della licenza a eseguire misurazioni supplementari o particolari nell'ambito della sorveglianza delle immissioni e a notificarle i risultati.

4

L'autorità di vigilanza può esigere che, prima della messa in esercizio, siano svolte perizie meteorologiche e misurazioni del livello radiologico iniziale (misure a «punto zero»).

5

Con il consenso dell'autorità di vigilanza, il titolare della licenza può rivolgersi a servizi esterni per lo svolgimento di misurazioni di sorveglianza.

Art. 114

Deposito con l'approvazione dell'autorità preposta al rilascio delle licenze 1

In singoli casi le scorie radioattive possono essere depositate in discarica con il consenso dell'autorità preposta al rilascio delle licenze, se: a. considerando la presenza in discarica di altri materiali, nel complesso il livello di allontanamento non viene raggiunto; o

Radioprotezione. O

814.501

b. con l'immissione non può mai essere accumulata una dose efficace di 10 µSv per anno civile.

L'UFSP sorveglia nel quadro del programma di prelievo di campioni e di misurazioni di cui all'articolo 193 il rispetto della dose efficace ammessa. 3

L'attività specifica delle scorie radioattive non può essere superiore a cento volte il livello di allontanamento nel caso di un'immissione e a mille volte il livello di allontanamento per i rifiuti contenenti radio artificiale. 4 L'immissione di scorie radioattive contenenti radio arricchito tecnicamente è vincolata inoltre ai seguenti presupposti: a. le scorie sono state prodotte prima del 1° ottobre 1994; b. uno smaltimento attraverso i canali consueti è impossibile, o possibile soltanto con un onere sproporzionato;

c. la rimozione rappresenta la soluzione complessivamente più favorevole per l'essere umano e l'ambiente rispetto al mantenimento della situazione esistente.

Art. 115

Riciclaggio con l'approvazione dell'autorità preposta al rilascio delle licenze L'autorità preposta al rilascio delle licenze può stabilire requisiti per il riciclaggio di scorie radioattive, in particolare metalli, con un'attività specifica pari al massimo a dieci volte il livello di allontanamento, se è possibile assicurare che i materiali risultanti dal riciclaggio pianificato non raggiungano il livello di allontanamento.

Art. 116

Incenerimento con l'approvazione dell'autorità preposta al rilascio delle licenze 1

Le scorie radioattive combustibili possono essere incenerite con il consenso dell'autorità preposta al rilascio delle licenze negli impianti per il trattamento termico dei rifiuti secondo l'ordinanza del 4 dicembre 201534 sui rifiuti se: a. l'osservanza del livello di allontanamento può essere comprovata con la sorveglianza della concentrazione di attività o con un calcolo della contaminazione possibile dei residui di incenerimento;

b. le scorie radioattive contengono solo radionuclidi H-3 o C-14; in casi giustificati possono essere incenerite scorie che contengono altri radionuclidi; e

c. l'attività ammessa settimanalmente per l'incenerimento non supera di mille volte il livello di licenza.

In casi giustificati, l'autorità preposta al rilascio delle licenze può autorizzare l'incenerimento di scorie radioattive combustibili contenenti radionuclidi diversi da quelli di cui al capoverso 1 lettera b.

34 RS

814.600

Protezione dell'equilibrio ecologico 46

814.501

Sezione 3: Trattamento delle scorie radioattive

Art. 117

Stoccaggio per il decadimento radioattivo 1

Le scorie radioattive contenenti esclusivamente radionuclidi il cui tempo di dimezzamento è uguale o inferiore a 100 giorni devono, per quanto possibile, essere trattenute nelle aziende in cui sono state prodotte, finché la loro attività non è decaduta a un livello tale da permetterne il declassamento secondo l'articolo 106 oppure l'immissione nell'ambito delle quote per le immissioni consentite secondo l'articolo 112 capoverso 2.

2

Le scorie radioattive la cui attività, a causa del decadimento radioattivo, al più tardi 30 anni dopo la fine dell'utilizzazione del materiale originario è decaduta a un livello tale da permetterne il declassamento secondo l'articolo 106 o il riciclaggio secondo l'articolo 115 devono rimanere stoccate fino a quel momento, sempre che non esista in generale un'alternativa più favorevole per l'uomo e l'ambiente. Esse vanno separate dalle scorie radioattive che non soddisfano questo presupposto.

3

Durante il tempo di decadimento, le scorie di cui ai capoversi 1 e 2 devono essere: a. imballate e stoccate in modo tale da evitare fughe incontrollate di sostanze radioattive e prevenire il rischio di incendi; b. contrassegnate e accompagnate da una documentazione che fornisca indicazioni sul tipo, sul contenuto di attività e sul momento del possibile allontanamento.

Prima dell'allontanamento è necessario assicurare l'osservanza dell'articolo 106, rispettivamente degli articoli 112 o 115.

Art. 118

Gas, polveri, aerosol e liquidi 1

Le scorie radioattive sotto forma di gas, polveri o aerosol che non possono essere immesse nell'ambiente devono essere trattenute mediante appositi dispositivi tecnici.

2

Le scorie radioattive liquide che non possono essere immesse nell'ambiente devono essere trasformate in una forma solida e chimicamente stabile.

3

L'autorità di vigilanza può ammettere deroghe ai capoversi 1 e 2 o ulteriori possibilità di trattamento, purché con esse sia realizzabile un'alternativa migliore per l'essere umano e l'ambiente.

Sezione 4: Consegna di scorie radioattive

Art. 119

Scorie radioattive che devono essere consegnate 1

Le scorie radioattive che non provengono dallo sfruttamento dell'energia nucleare devono essere consegnate, dopo essere state eventualmente trattate ai sensi dell'articolo 118, al centro di raccolta della Confederazione.

Radioprotezione. O

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Non sono soggette all'obbligo di consegna al centro di raccolta della Confederazione:

a. le scorie radioattive che possono essere immesse nell'ambiente; b. le scorie radioattive con un tempo di dimezzamento breve secondo l'articolo 117.

Il DFI disciplina i dettagli tecnici per il trattamento delle scorie radioattive che devono essere consegnate fino al momento in cui sono prese in consegna dal centro di raccolta della Confederazione.

Art. 120

Denominazione e compiti del centro di raccolta della Confederazione 1

Il centro di raccolta della Confederazione è gestito dall'Istituto Paul Scherrer (IPS).

Prende in consegna le scorie radioattive che devono essere consegnate e provvede al loro immagazzinamento, trattamento e collocamento in un deposito intermedio.

Art. 121

Gruppo di coordinamento Un gruppo di coordinamento composto da rappresentanti dell'UFSP, dell'IFSN e dell'IPS emana, all'attenzione delle autorità di vigilanza e delle autorità preposte al

rilascio delle licenze, raccomandazioni volte a garantire la presa in consegna sicura delle scorie radioattive che devono essere consegnate.

Capitolo 8: Incidenti Sezione 1: Definizione

Art. 122

Un incidente è un evento durante il quale un impianto, un oggetto o un'attività si discosta dalle normali condizioni di esercizio e che: a. pregiudica la sicurezza dell'impianto o dell'oggetto; b. può provocare il superamento di un limite di immissione o di emissione; o c. ha provocato o avrebbe potuto provocare il superamento di un limite di dose.

Sezione 2: Prevenzione

Art. 123

Organizzazione delle

aziende

Il titolare della licenza deve adottare provvedimenti idonei per evitare incidenti.

L'azienda deve essere organizzata in modo da soddisfare i seguenti requisiti: a. per gli incidenti la cui probabile frequenza annua è superiore a 10-1, i vincoli

di dose stabiliti nella licenza devono poter essere osservati;

Protezione dell'equilibrio ecologico 48

814.501

b. per gli incidenti la cui probabile frequenza annua è compresa tra 10-1 e 10-2, un singolo incidente non deve comportare alcuna dose supplementare che superi i rispettivi vincoli di dose; c. per gli incidenti la cui probabile frequenza annua è compresa fra 10-2 e 10-4, la dose risultante da un singolo incidente per gli individui della popolazione non deve superare 1 mSv; d. per gli incidenti la cui probabile frequenza annua è compresa fra 10-4 e 10-6, la dose risultante da un singolo incidente per gli individui della popolazione non deve superare 100 mSv. L'autorità preposta al rilascio delle licenze può, nel singolo caso, stabilire una dose inferiore.

L'azienda deve essere organizzata in modo che gli incidenti di cui al capoverso 2 lettere c e d possano verificarsi soltanto raramente.

4

L'autorità di vigilanza esige dall'azienda l'adozione delle misure preventive necessarie per gli incidenti di cui al capoverso 2 lettere c e d, come pure per quelli la cui frequenza di accadimento annua è inferiore a 10-6, ma le cui conseguenze possono essere gravi.

5

Essa stabilisce, nel singolo caso, i metodi e le condizioni per l'analisi degli incidenti e per la classificazione degli incidenti nelle categorie di frequenza di cui al capoverso 2 lettere b-d. La dose efficace o le dosi equivalenti risultanti da irradiazioni accidentali di persone devono essere accertate mediante le grandezze di apprezzamento e i fattori di dose di cui agli allegati 3, 5 e 6 conformemente allo stato della scienza e della tecnica.

6

L'autorità di vigilanza può chiedere alle aziende in cui possono verificarsi gli incidenti menzionati nel capoverso 2 lettera d di: a. rilevare i parametri d'impianto necessari per seguire l'evoluzione dell'incidente, per elaborare diagnosi e previsioni nonché per individuare provvedimenti di protezione della popolazione;

b. trasmettere costantemente alle autorità di vigilanza i parametri d'impianto mediante una rete sicura anche in caso di incidente.

Art. 124

Rapporto sulla sicurezza 1

L'autorità di vigilanza può esigere dal titolare della licenza un rapporto sulla sicurezza.

2

Il rapporto sulla sicurezza comprende la descrizione: a. dei sistemi e dei dispositivi di sicurezza; b. delle misure adottate per garantire la sicurezza; c. dell'organizzazione aziendale determinante per la sicurezza e la radioprotezione;

d. degli incidenti e delle loro conseguenze sull'azienda e i suoi dintorni, nonché della loro probabile frequenza;

Radioprotezione. O

814.501

e. del piano di protezione della popolazione in caso di emergenza per le aziende di cui all'articolo 136.

L'autorità di vigilanza può esigere ulteriore documentazione.

Art. 125

Misure preventive

I titolari delle licenze devono predisporre le misure preventive necessarie nella propria azienda per fare fronte agli incidenti e alle loro conseguenze.

2

Devono emanare istruzioni relative ai provvedimenti d'urgenza.

Devono fare in modo che siano disponibili in qualsiasi momento i mezzi idonei per fare fronte agli incidenti e alle loro conseguenze; nei locali in cui si manipolano materiali radioattivi, questa prescrizione si applica anche alla lotta contro gli incendi.

4

Devono provvedere ad istruire il personale regolarmente in merito alle regole di comportamento, a formarlo per quanto concerne i provvedimenti d'urgenza e a familiarizzarlo con l'ubicazione e l'impiego dei mezzi d'intervento.

5

Devono prendere provvedimenti adeguati affinché le persone impiegate per fare fronte agli incidenti e alle loro conseguenze non ricevano, per singolo caso, una dose efficace superiore a 50 mSv, o a 250 mSv se per salvare vite umane.

6

Devono informare gli organi e i servizi d'intervento cantonali competenti riguardo ai materiali radioattivi presenti nella propria azienda.

7

L'autorità di vigilanza può esigere che i canali d'informazione, l'efficienza dei mezzi d'intervento e la competenza necessaria del personale siano controllati mediante esercitazioni pratiche. Può organizzare essa stessa le esercitazioni.

Sezione 3: Gestione

Art. 126

Provvedimenti d'urgenza dei titolari delle licenze 1

I titolari delle licenze devono intraprendere tutti gli sforzi necessari per fare fronte agli incidenti e alle loro conseguenze.

2

In particolare, devono immediatamente: a. evitare un'ulteriore propagazione dell'incidente, segnatamente mediante provvedimenti all'origine; b. fare in modo che tutte le persone non impegnate nella gestione dell'incidente non accedano alla zona di pericolo o la abbandonino immediatamente; c. adottare provvedimenti di protezione per il personale d'intervento, quali la sorveglianza delle dosi e la formazione; d. censire tutte le partecipanti, controllarle per quanto concerne la contaminazione e l'incorporazione e, se del caso, sottoporle a decontaminazione.

Il prima possibile, devono: a. eliminare le contaminazioni risultanti dall'incidente;

Protezione dell'equilibrio ecologico 50

814.501

b. adottare le misure necessarie per un'analisi dell'incidente.

Art. 127

Obbligo di notifica dei titolari delle licenze I titolari delle licenze devono notificare a. ogni incidente: all'autorità di vigilanza; b. gli incidenti di cui all'articolo 122 lettera b: anche alla Centrale nazionale d'allarme (CENAL);

c. gli incidenti nell'ambito di vigilanza dell'INSAI: anche all'UFSP; d. gli incidenti che portano a un superamento del limite di dose per persone professionalmente esposte a radiazioni nella propria azienda: all'INSAI.

Art. 128

Obblighi dell'autorità di vigilanza 1

L'autorità di vigilanza valuta l'incidente. Nell'ambito di vigilanza dell'INSAI l'UFSP deve essere informato in merito alla valutazione.

2

L'autorità di vigilanza inoltra alle autorità competenti le informazioni relative agli incidenti che sono necessarie per lo svolgimento di un compito.

3

L'IFSN comunica all'AIEA la classificazione dell'incidente secondo la Scala di valutazione internazionale degli eventi nucleari (INES)35 a partire dal livello 2.

Art. 129

Inchiesta e rapporto dei titolari delle licenze 1

Dopo un incidente, i titolari delle licenze devono eseguire immediatamente un'inchiesta.

2

Il risultato dell'inchiesta deve essere registrato in un rapporto. Il rapporto deve contenere:

a. la descrizione dell'incidente, la causa, le ulteriori conseguenze accertate e quelle ipotizzate, i provvedimenti adottati; b. la descrizione dei provvedimenti previsti o già adottati per evitare che incidenti analoghi si ripetano.

Il titolare della licenza trasmette il rapporto all'autorità di vigilanza al più tardi entro sei settimane dalla data dell'incidente.

Art. 130

Provvedimenti da adottare in caso di superamento di un limite di immissione Se l'UFSP rileva che è stato superato un limite di immissione, ne accerta la causa e adotta i provvedimenti necessari.

35 La scala di valutazione può essere consultata sul sito dell'Ispettorato federale della sicurezza nucleare (IFSN) all'indirizzo: www.ensi.ch > Protezione d'emergenza Livello INES.

Radioprotezione. O

814.501

Art. 131

Informazione sugli incidenti L'autorità di vigilanza fa in modo che le persone e i Cantoni interessati come pure la popolazione siano informati tempestivamente in merito agli incidenti.

Titolo terzo: Situazioni di esposizione di emergenza Capitolo 1: Definizione e livelli di riferimento

Art. 132

Definizione Un'emergenza è un incidente secondo l'articolo 122 o un altro evento che comporta
un aumento della radioattività che richiede provvedimenti immediati per ridurre o scongiurare le conseguenze avverse gravi per la salute e la sicurezza dell'essere umano, le basi vitali e l'ambiente.

Art. 133

Livelli di riferimento per la popolazione 1

In situazioni di esposizione di emergenza, per gli individui della popolazione si applica un livello di riferimento pari a 100 mSv nel primo anno.

2

Lo Stato maggiore federale Protezione della popolazione (SMFP), competente in caso di eventi di portata nazionale rilevanti per la protezione della popolazione secondo l'articolo 2 capoverso 1 dell'ordinanza del 2 marzo 201836 sullo Stato maggiore federale Protezione della popolazione (OSMFP), può, in situazioni specifiche, chiedere al Consiglio federale l'applicazione di un livello di riferimento inferiore.37

Art. 134

Livelli di riferimento per le persone mobilitate 1

In situazioni di esposizione di emergenza, per le persone mobilitate si applica un livello di riferimento dovuto all'intervento di 50 mSv all'anno.

2

Lo SMFP38 può chiedere al Consiglio federale livelli di riferimento inferiori adeguati alle situazioni per determinate attività eseguite dalle persone mobilitate.

3

Per salvare vite umane, evitare gravi danni alla salute provocati da radiazioni o impedire catastrofi, si applica un livello di riferimento pari a 250 mSv all'anno.

36 RS

520.17

37 Nuovo testo giusta il n. II 4 dell'all. 3 all'O del 2 mar. 2018 sullo Stato maggiore federale Protezione della popolazione, in vigore dal 1° apr. 2018 (RU 2018 1093).

38 Nuova espr. giusta il n. II 4 dell'all. 3 all'O del 2 mar. 2018 sullo Stato maggiore federale Protezione della popolazione, in vigore dal 1° apr. 2018 (RU 2018 1093). Di detta mod. é tenuto conto in tutto il presente testo.

Protezione dell'equilibrio ecologico 52

814.501

Capitolo 2: Misure preparatorie

Art. 135

Attuazione della prevenzione delle emergenze 1

L'Ufficio federale della protezione della popolazione (UFPP), insieme ai servizi competenti e ai Cantoni, è responsabile per l'elaborazione del piano di emergenza nazionale.

2

L'UFSP elabora in collaborazione con l'UFPP la strategia di radioprotezione per il piano di emergenza nazionale. Tale strategia si deve basare su livelli di riferimento.

L'IFSN fornisce le basi necessarie per gli scenari riguardanti le centrali nucleari.

3

L'UFPP provvede insieme all'UFSP all'approntamento dell'organizzazione incaricata dei prelievi e delle misurazioni di cui all'articolo 4a dell'ordinanza del 17 ottobre 200739 sulla Centrale nazionale d'allarme (OCENAL).

4

L'UFSP è responsabile della preparazione delle misure necessarie per la protezione della salute della popolazione. Sono fatti salvi i preparativi delle misure di protezione durante la fase acuta di cui all' OSMFP40.

5

L'UFSP provvede alla conservazione delle conoscenze per il trattamento di persone fortemente irradiate.

6

L'UFSP e l'IFSN elaborano insieme alla CENAL i metodi e i modelli per l'accertamento delle dosi di radiazione.

Art. 136

Allestimento di provvedimenti protettivi d'emergenza in prossimità di aziende 1

L'autorità preposta al rilascio delle licenze stabilisce, nel singolo caso, in quale misura le aziende presso le quali, in ragione dei quantitativi e dell'attività di radionuclidi autorizzati, può verificarsi un'emergenza sono tenute a partecipare alla preparazione e alla realizzazione dei provvedimenti protettivi d'emergenza in loro prossimità o ad adottarli esse stesse.

2

Per la preparazione dei provvedimenti protettivi d'emergenza, si avvale della collaborazione degli organi e dei servizi d'intervento cantonali competenti e li informa in merito ai provvedimenti adottati.

3

Per il preallarme o l'allarme e per la preparazione e l'esecuzione dei provvedimenti protettivi in caso di aumento della radioattività in prossimità di impianti nucleari si applicano l'ordinanza del 20 ottobre 201041 sulla protezione d'emergenza e l'ordinanza del 18 agosto 201042 sull'allarme.

39 RS

520.18

40 RS

520.17. Nuova espr. giusta il n. II 4 dell'all. 3 all'O del 2 mar. 2018 sullo Stato maggiore federale Protezione della popolazione, in vigore dal 1° apr. 2018 (RU 2018 1093). Di detta mod. é tenuto conto in tutto il presente testo.

41 RS

732.33

42 RS

520.12

Radioprotezione. O

814.501

Capitolo 3: Gestione

Art. 137

Obbligo di notifica

L'UFSP notifica un'emergenza all'Organizzazione mondiale della sanità (OMS) secondo il Regolamento sanitario internazionale (2005) del 23 maggio 200543.

Art. 138

Obbligo d'informazione

L'autorità di vigilanza provvede a informare tempestivamente sulle emergenze le persone interessate all'interno dell'azienda, la popolazione e i Cantoni interessati.

Art. 139

Accertamento delle dosi di radiazione 1

L'UFSP è responsabile del calcolo, del bilancio e della verifica delle dosi di radiazione della popolazione. Durante la fase acuta di un evento, la CENAL assume questo compito secondo l'OSMFP44.

2

Per il calcolo semplificato delle dosi si applicano i fattori di dose di cui agli allegati 5 e 6.

Art. 140

Direzione nella situazione di esposizione di emergenza 1

La direzione nella situazione di esposizione di emergenza compete allo SMFP secondo l'OSMFP45. Lo SMFP tiene conto dell'attuazione della prevenzione delle emergenze di cui all'articolo 135.

2

In caso di evento, la CENAL attiva l'organizzazione incaricata dei prelievi e delle misurazioni di cui all'articolo 4a capoverso 4 OCENAL46.

3

L'UFSP sostiene la CENAL nell'elaborazione dei programmi di misurazione.

Fornisce consulenza allo SMFP nella disposizione di provvedimenti per la protezione della salute della popolazione.

Art. 141

Transizione a una situazione di esposizione esistente o pianificata In base alla situazione radiologica, lo SMFP presenta al Consiglio federale una proposta per la transizione da una situazione di esposizione di emergenza a una situazione di esposizione esistente o pianificata.

43 RS

0.818.103

44 RS

520.17

45 RS

520.17

46 RS

520.18

Protezione dell'equilibrio ecologico 54

814.501

Capitolo 4: Persone mobilitate

Art. 142

Gruppi di persone

In una situazione di esposizione di emergenza sono tenute a svolgere i compiti di cui all'articolo 20 capoverso 2 lettera b LRaP: a. il personale delle autorità e delle amministrazioni pubbliche; b. il personale di polizia, pompieri professionisti, organizzazioni sanitarie di salvataggio, protezione civile ed esercito; c. le persone e le imprese, come le squadre di misurazione e di radioprotezione, per la lotta contro i danni immediati; d. le persone e le imprese di trasporto pubblico e privato, per il trasporto di persone e di merci e le operazioni di evacuazione;

e. le persone e le imprese per la lotta contro i danni indiretti, come l'adozione di provvedimenti alla fonte volti a impedire un'ulteriore propagazione della contaminazione alle aree circostanti; f. i medici e il personale sanitario specializzato per l'assistenza alle persone irradiate o ad altre persone interessate; g. le persone e le imprese che devono preservare il funzionamento di infrastrutture critiche;

h. le persone e le imprese che devono preservare il funzionamento dei servizi pubblici indispensabili.

Per la protezione del personale dei pompieri di milizia si applicano gli articoli 134 e 143-146.

3

Sono esonerate dai compiti di cui al capoverso 1 le persone di età inferiore ai 18 anni e le donne in stato di gravidanza.

Art. 143

Protezione della salute 1

L'esposizione a radiazioni delle persone mobilitate deve essere accertata a intervalli appropriati e mediante misurazioni adeguate.

2

Se una persona mobilitata ha ricevuto una dose efficace superiore a 250 mSv, deve essere sottoposta a controllo medico.

3

In caso di superamento di tale valore, i controlli medici e i compiti sono retti dall'articolo 59 capoversi 2-5.

Art. 144

Istruzione

In una situazione di esposizione di emergenza le persone mobilitate devono essere istruite. 2 Il DFI, d'intesa con l'IFSN e il Dipartimento federale della difesa, della protezione della popolazione e dello sport (DDPS) stabilisce:

Radioprotezione. O

814.501

a. gli obiettivi dell'istruzione; b. le attività che le persone possono esercitare in funzione della loro istruzione in radioprotezione.

Sono responsabili dell'istruzione le rispettive autorità, amministrazioni, organizzazioni e aziende.

Art. 145

Equipaggiamento

Le persone mobilitate devono disporre dell'equipaggiamento necessario allo svolgimento dei loro compiti e alla protezione della loro salute. Lo SMFP assume una funzione di coordinamento.

2

Fanno parte dell'equipaggiamento necessario, in particolare: a. un numero sufficiente di apparecchi di misura e di dosimetri per accertare l'esposizione a radiazioni; b. i mezzi di protezione contro le incorporazioni o le contaminazioni.

Art. 146

Copertura assicurativa e indennizzo 1

In caso di aumento della radioattività, le persone mobilitate sono assicurate contro gli infortuni e la malattia.

2

Se l'assicurazione obbligatoria contro gli infortuni e le assicurazioni private non offrono una protezione assicurativa sufficiente, la Confederazione garantisce le prestazioni conformemente alle disposizioni della legge federale del 19 giugno 192247 sull'assicurazione militare. Per l'esecuzione si può ricorrere, in caso di necessità, alla collaborazione dell'assicurazione militare.

3

La Confederazione indennizza le persone e le aziende mobilitate per gli eventuali costi della loro attività non coperti. Il DDPS definisce le modalità per la concessione delle indennità.

Capitolo 5:

Superamento del tenore massimo per i radionuclidi nelle derrate alimentari

Art. 147

1 Qualora accertino, in base alla legislazione sulle derrate alimentari, un superamento del tenore massimo per i radionuclidi nelle derrate alimentari in una situazione di esposizione di emergenza o nella successiva situazione di esposizione esistente, le autorità di esecuzione cantonali adottano i provvedimenti secondo la legislazione sulle derrate alimentari e ne informano l'Ufficio federale della sicurezza alimentare e di veterinaria (USAV).

47 RS

833.1

Protezione dell'equilibrio ecologico 56

814.501

L'USAV informa l'UFSP e gli altri Cantoni riguardo alle notifiche di cui al capoverso 1 pervenutegli.

Titolo quarto: Situazioni di esposizione esistenti Capitolo 1: Principi

Art. 148

1 Per le situazioni di esposizione esistenti si applica un livello di riferimento di 1 mSv per anno civile. Sono fatti salvi il livello di riferimento del radon di cui all'articolo 155 e il valore soglia di cui all'articolo 156.

2

In singoli casi l'UFSP può proporre al Consiglio federale livelli di riferimento fino a 20 mSv per anno civile, in particolare quando sono necessarie misure secondo l'articolo 171.

Capitolo 2: Siti e oggetti radiologicamente contaminati Sezione 1: Definizione

Art. 149

1 Sono radiologicamente contaminati: a. gli oggetti di attività precedenti contenenti radionuclidi che, ai sensi della presente ordinanza, sarebbero classificati come materiale radioattivo; b. gli oggetti la cui omologazione o ammissione limitata per determinate applicazioni secondo l'articolo 29 lettera c LRaP è scaduta e non viene prorogata;

c. i beni fondiari contaminati da attività precedenti che non soddisfano i requisiti della presente ordinanza.

Sezione 2: Oggetti

Art. 150

1 L'UFSP provvede allo smaltimento degli oggetti radiologicamente contaminati. Lo smaltimento è retto per altro dagli articoli 108−121.

2

L'ulteriore uso di questi oggetti è consentito se per esso sussiste una licenza.

Radioprotezione. O

814.501

Sezione 3: Beni fondiari

Art. 151

Inventario dei beni fondiari potenzialmente contaminati 1

L'UFSP tiene un inventario dei beni fondiari potenzialmente contaminati e a tale scopo registra i seguenti dati: a. dati sul bene fondiario (coordinate geografiche, numero di particella, edificio e sottosuolo);

b. dati sulle attività precedenti nel bene fondiario incluso il periodo in cui sono state svolte;

c. dati

dell'ispezione;

d. dati relativi al proprietario e all'utilizzatore del bene fondiario (nome, indirizzo, numero postale di avviamento, località);

e. decisione di risanamento; f. dati relativi al risanamento e risultati delle misurazioni di declassamento dopo il risanamento, comprese eventuali limitazioni.

Per adempiere i compiti loro assegnati, i collaboratori della Divisione radioprotezione dell'UFSP hanno accesso elettronico ai dati dell'inventario.

3

L'UFSP informa regolarmente l'INSAI e i Cantoni interessati in merito allo stato dell'inventario.

Art. 152

Ispezione di beni fondiari 1

Quando non si può escludere un pericolo per l'essere umano e l'ambiente dovuto a radiazioni ionizzanti, l'UFSP ordina un'ispezione dei beni fondiari di cui all'articolo 151. Ne informa preventivamente il Cantone e il Comune interessato.

2

Il proprietario e l'utilizzatore sono tenuti a consentire all'UFSP di accedere ai beni fondiari interessati ai fini dell'ispezione.

3

L'UFSP stabilisce la procedura di ispezione.

Effettua le ispezioni. Può affidare a terzi l'incarico di eseguire le ispezioni.

Art. 153

Risanamento di beni fondiari 1

Sulla base dell'ispezione, l'UFSP valuta la dose efficace per le persone che possono trovarsi nell'edificio. 2

Informa le persone interessate, il proprietario nonché l'utilizzatore del bene fondiario, il Cantone e il Comune interessati dei risultati dell'ispezione.

3

Se la dose supera il livello di riferimento stabilito all'articolo 148 capoverso 1, l'UFSP dichiara il bene fondiario bisognoso di risanamento e ne informa il proprietario.

Protezione dell'equilibrio ecologico 58

814.501

Art. 154

Scambio di informazioni 1

L'UFSP informa i Cantoni interessati in merito a eventuali siti radiologicamente contaminati.

2

I Cantoni informano l'UFSP in merito a ispezioni, provvedimenti di sorveglianza e risanamenti pianificati per i siti contaminati, se sussiste un'elevata probabilità di presenza di oggetti radiologicamente contaminati. Ciò avviene, in particolare, se nell'industria è stata impiegata pittura luminescente contenente radio.

Capitolo 3: Radon Sezione 1: Disposizioni generali

Art. 155

Livello di riferimento del radon 1

Il livello di riferimento del radon corrisponde alla concentrazione di radon il cui superamento esige l'adozione di provvedimenti secondo l'articolo 166.

2

Per la concentrazione di radon nei locali in cui si trattengono regolarmente persone per più ore al giorno, si applica un livello di riferimento del radon di 300 Bq/m3, calcolato come media nel corso di un anno. Sono fatte salve le disposizioni di cui all'articolo 156.

Art. 156

Valore soglia nei posti di lavoro esposti al radon 1

Il valore soglia nei posti di lavoro esposti al radon corrisponde alla concentrazione di radon il cui superamento esige l'adozione di provvedimenti secondo l'articolo 167.

2

Per la concentrazione di radon nei posti di lavoro esposti al radon, si applica un valore soglia di 1000 Bq/m3, calcolato come media nel corso di un anno.

3

Sono considerati esposti al radon i posti di lavoro in cui il valore soglia è sicuramente o presumibilmente superato. Si tratta in particolare di posti di lavoro in costruzioni sotterranee, miniere, grotte e impianti per l'approvvigionamento dell'acqua, nonché di quelli che vengono classificati come esposti al radon dall'autorità di vigilanza.

Art. 157

Servizio tecnico e d'informazione sul radon 1

L'UFSP gestisce un servizio tecnico e d'informazione sul radon.

Il servizio svolge in particolare i seguenti compiti: a. formula periodicamente raccomandazioni sulle misure di protezione e sostiene i Cantoni nella loro attuazione;

b. pubblica la mappa del radon d'intesa con i Cantoni; c. informa e offre consulenza ai Cantoni, ai proprietari di edifici, ai locatari, ai professionisti del settore edile e di altri ambienti interessati;

Radioprotezione. O

814.501

d. offre consulenza alle persone e ai servizi interessati sulle misure di protezione adeguate;

e. elabora periodicamente all'attenzione dei Cantoni una panoramica sugli edifici misurati;

riconosce e vigila sui servizi di misurazione del radon di cui all'articolo 159; g. acquisisce le basi scientifiche necessarie per l'applicazione delle misure di protezione contro il radon; h. valuta periodicamente le ripercussioni delle misure di protezione e avvia gli adeguamenti necessari.

L'UFSP può incaricare terzi di svolgere la consulenza di cui al capoverso 2 lettera d.

Art. 158

Competenza Per l'esecuzione delle misure di protezione contro il radon sono competenti: a. nei locali in cui si trattengono regolarmente persone per più ore al giorno (art. 155 cpv. 2): 1. i Cantoni, 2. se si tratta di edifici militari: il DDPS; b. nei posti di lavoro esposti al radon di cui all'articolo 156: le autorità di vigilanza.

Art. 159

Riconoscimento dei servizi di misurazione del radon 1

Le misurazioni del radon devono essere svolte da un servizio riconosciuto di misurazione del radon secondo protocolli di misurazione prescritti.

2

L'UFSP riconosce un servizio di misurazione del radon se il servizio: a. dispone del personale specializzato e dei sistemi di misurazione necessari per adempiere correttamente i compiti assegnatigli; e b. garantisce un adempimento irreprensibile dei suoi compiti e segnatamente quando non sussiste alcun conflitto di interesse.

L'UFSP limita il riconoscimento a cinque anni al massimo.

Il DFGP disciplina i requisiti tecnici dei sistemi di misurazione e le procedure per mantenerne la stabilità.

Art. 160

Obblighi dei servizi di misurazione del radon I servizi di misurazione riconosciuti sono tenuti: a. ad attenersi ai protocolli di misurazione prescritti; b. a immettere i loro dati nella banca dati sul radon entro due mesi dalla conclusione della misurazione.

Protezione dell'equilibrio ecologico 60

814.501

Art. 161

Consulenti in materia di radon 1

I consulenti in materia di radon sostengono e consigliano committenti, professionisti del settore edile, proprietari di edifici e altre persone interessate nell'attuazione di misure preventive di protezione contro il radon e risanamenti radon, conformemente allo stato della tecnica.

2

L'UFSP tiene una lista in cui sono inseriti su richiesta consulenti in materia di radon che hanno seguito una formazione e un'aggiornamento secondo l'articolo 183 lettera c e che operano in Svizzera. Pubblica la lista48 e l'aggiorna regolarmente.

Art. 162

Banca dati sul radon

L'UFSP gestisce una banca dati centralizzata sul radon. Esso vi memorizza i dati necessari a valutare costantemente l'esecuzione delle misurazioni e dei risanamenti e ad acquisire conoscenze statistiche e scientifiche.

2

Nella banca dati centralizzata sul radon sono memorizzati i seguenti dati sui singoli edifici:

a. ubicazione (coordinate, numero di particella); b. identificatore federale dell'edificio (EGID) e identificatore federale dell'abitazione (EWID) ai sensi dell'ordinanza del 31 maggio 200049 sul Registro federale degli edifici e delle abitazioni;

c. indicazioni sui locali; d. misurazioni; e. risanamenti; f. proprietari e inquilini (nome, indirizzo, numero postale di avviamento, località);

g. anno

costruzione.

I collaboratori del Servizio tecnico e d'informazione sul radon dell'UFSP sono autorizzati a trattare i dati registrati nella banca dati. 4 Per l'adempimento dei compiti loro affidati, i seguenti servizi hanno accesso elettronico ai dati sottoelencati della banca dati: a. i servizi di misurazione del radon riconosciuti: ai propri dati raccolti; b. i Cantoni: a tutti i dati rilevati sul loro territorio; c. l'INSAI: a tutti i dati rilevati nei posti di lavoro.

L'UFSP può mettere a disposizione di terzi i dati della banca dati sul radon a scopi di ricerca sulla base di un accordo sulla protezione dei dati, ai seguenti oneri e condizioni: 48 La lista può essere consultata gratuitamente sul sito Internet dell'UFSP www.bag.admin.ch > Temi > Persone & salute > Radiazioni, radioattività & suono > Radon > Consulenza da parte di specialisti in materia di radon.

49 RS

431.841

Radioprotezione. O

814.501

a. i dati sono anonimizzati, quando lo scopo dell'elaborazione lo permette; b. i dati non sono trasmessi a terzi; c. se i risultati sono pubblicati, ciò avviene in forma completamente anonimizzata.

Sezione 2:

Misure preventive di protezione contro il radon e misurazioni del radon

Art. 163

Protezione contro il radon per nuove costruzioni e ristrutturazioni 1

Per quanto opportuno, l'autorità preposta al rilascio delle autorizzazioni edilizie rende attento il proprietario dell'edificio o, per le nuove costruzioni, il committente nell'ambito della procedura per il rilascio dell'autorizzazione edilizia, sui requisiti richiesti dalla presente ordinanza in materia di protezione contro il radon per le nuove costruzioni e le ristrutturazioni.

2

Il proprietario dell'edificio o, per le nuove costruzioni, il committente provvede affinché siano adottate misure edili di prevenzione conformi allo stato della tecnica, al fine di perseguire una concentrazione di radon inferiore al livello di riferimento di cui all'articolo 155 capoverso 2. Se lo richiede lo stato della scienza e della tecnica, deve essere eseguita una misurazione del radon ai sensi dell'articolo 159 capoverso 1.

Art. 164

Misurazioni del radon da parte del Cantone 1

Il Cantone può esigere dal proprietario dell'edificio che siano eseguite misurazioni del radon nei locali in cui le persone si trattengono regolarmente per diverse ore al giorno.

2

Provvede affinché in scuole e scuole dell'infanzia siano eseguite misurazioni del radon ai sensi dell'articolo 159 capoverso 1.

3

Può eseguire ulteriori misurazioni del radon.

Per le costruzioni militari, compete al DDPS ordinare misurazioni del radon.

Art. 165

Misurazioni del radon nei posti di lavoro esposti al radon 1

Le aziende con posti di lavoro esposti al radon provvedono affinché siano eseguite misurazioni secondo l'articolo 159 capoverso 1 da parte di un servizio riconosciuto di misurazione del radon.

2

L'autorità di vigilanza può eseguire misurazioni a campione nei posti di lavoro esposti al radon.

Protezione dell'equilibrio ecologico 62

814.501

Sezione 3: Provvedimenti volti a ridurre la concentrazione di radon

Art. 166

Risanamento dal radon 1

Se è superato il livello di riferimento di cui all'articolo 155 capoverso 2, il proprietario dell'edificio adotta le necessarie misure di risanamento. Gli vengono consegnate raccomandazioni dell'UFSP e dei Cantoni in merito all'urgenza delle misure di risanamento.

2

Se il proprietario dell'edificio rimane inattivo, il Cantone può ordinare il risanamento dal radon.

3

Se in una scuola o in una scuola dell'infanzia è constatato che il livello di riferimento è superato, il Cantone ordina il risanamento dal radon entro tre anni dall'avvenuta constatazione.

4

Il proprietario dell'edificio assume i costi del risanamento dal radon.

Art. 167

Provvedimenti sul posto di lavoro 1

Se il valore soglia di cui all'articolo 156 è superato, l'azienda deve accertare la dose efficace annua provocata dal radon delle persone esposte e controllarla almeno ogni cinque anni.

2

Se la dose efficace di una persona sul posto di lavoro è superiore a 10 mSv per anno civile, l'azienda deve prendere al più presto provvedimenti organizzativi o tecnici per ridurre la dose.

3

Se, nonostante i provvedimenti, la dose efficace di una persona sul posto di lavoro è superiore a 10 mSv per anno civile, questa persona è considerata professionalmente esposta a radiazioni.

4

Il DFI stabilisce, dopo avere sentito l'INSAI, come va accertata la dose efficace provocata dal radon su un anno.

Capitolo 4:

Materiali contenenti radionuclidi presenti in natura (NORM)

Art. 168

Settori industriali interessati 1

I settori industriali interessati da NORM sono, in particolare: a. gli impianti per la filtrazione delle acque sotterranee; b. la produzione di gas naturale; c. la produzione di energia geotermica (geotermia di profondità); d. l'industria dello zircone e dello zirconio; e. la produzione di cemento e la manutenzione di forni per klinker; f.

la manutenzione e l'ampliamento di rivestimenti resistenti al calore in materiali contenenti zirconio;

Radioprotezione. O

814.501

g. la costruzione di tunnel in formazioni rocciose con un contenuto elevato di uranio o torio.

Le aziende attive nei settori industriali interessati da NORM accertano mediante misurazioni rappresentative se: a. nei materiali immessi il livello di allontanamento NORM è superato; b. il personale è professionalmente esposto a radiazioni secondo l'articolo 51 capoversi 1 e 2;

c. la manipolazione di NORM può portare a una dose per gli individui della popolazione non trascurabile dal punto di vista della radioprotezione.

Le aziende notificano le prove degli esami di cui al capoverso 2 e i loro risultati all'UFSP.

4

L'UFSP coadiuva le aziende nella determinazione delle fattispecie di cui al capoverso 2 lettere b e c.

5

L'UFSP e l'INSAI possono eseguire misurazioni a campione nei settori industriali interessati da NORM.

Art. 169

Immissione di

NORM

nell'ambiente

I NORM la cui attività specifica è superiore al livello di allontanamento corrispondente possono, con il consenso dell'autorità preposta al rilascio delle licenze, essere immessi nell'ambiente se:

a. uno smaltimento attraverso i canali consueti è impossibile, o possibile soltanto con un onere sproporzionato; e

b. tramite provvedimenti appropriati, la dose efficace causata dall'immissione per gli individui della popolazione rimane inferiore a 0,3 mSv per anno civile.

Nel quadro del programma di prelievo di campioni e di misurazioni di cui all'articolo 193, l'UFSP vigila sul rispetto della dose efficace ammessa.

3

I NORM possono essere esportati per l'immissione nell'ambiente soltanto se l'autorità competente dello Stato ricevente ha dato il proprio consenso e se vengono rispettati i presupposti di cui al capoverso 1.

Art. 170

Materiali da costruzione 1

Per determinare l'esposizione della popolazione, l'UFSP verifica mediante prove a campione se per i materiali da costruzione classificati come destanti preoccupazione dal punto di vista della radioprotezione l'indice di concentrazione di attività è superiore a 1. 2 Se l'indice di concentrazione di attività è superiore a 1, l'UFSP svolge una stima della dose per garantire l'osservanza del livello di riferimento di cui all'articolo 148.

3

L'UFSP informa la popolazione dei risultati.

Protezione dell'equilibrio ecologico 64

814.501

Capitolo 5: Contaminazione a lungo termine dopo un'emergenza

Art. 171

L'UFSP appronta i provvedimenti a lungo termine federali e cantonali volti a far fronte alle conseguenze dopo la transizione da una situazione di esposizione di emergenza a una situazione di esposizione esistente secondo l'articolo 141.

Titolo quinto: Formazione e aggiornamento Capitolo 1: Disposizioni generali

Art. 172

Persone che devono essere formate e aggiornate 1

Le seguenti persone devono essere formate e aggiornate in radioprotezione in funzione della loro attività e responsabilità:

a. persone che manipolano le radiazioni ionizzanti, possono esservi esposte nel quadro della loro attività specifica oppure ne pianificano od ordinano la manipolazione e attuano i provvedimenti di radioprotezione per la protezione personale; b. persone che assolvono compiti di radioprotezione nei confronti di terzi; c. periti in

radioprotezione;

d. consulenti in materia di radon di cui all'articolo 161 capoverso 1; e. persone che, in caso di incidente o di emergenza, manipolano le radiazioni ionizzanti, possono esservi esposte oppure ne pianificano od ordinano la manipolazione o gestiscono le infrastrutture critiche oppure forniscono servizi pubblici.

Il DFI può, d'intesa con l'IFSN e con il DDPS, emanare deroghe all'obbligo di aggiornamento per la manipolazione di radiazioni ionizzanti con un potenziale di rischio esiguo.

Art. 173

Responsabilità in materia di formazione e aggiornamento 1

Sono responsabili della formazione e dell'aggiornamento: a. per le persone di cui all'articolo 172 capoverso 1 lettere a-c: il titolare della licenza;

b. per i consulenti in materia di radon di cui all'articolo 172 capoverso 1 lettera d: i consulenti stessi;

c. per le persone di cui all'articolo 172 capoverso 1 lettera e: le rispettive autorità, amministrazioni, organizzazioni e aziende; queste si assicurano di avere a disposizione un numero sufficiente di persone formate e aggiornate in radioprotezione, corrispondente alle loro dimensioni e alla loro struttura.

Radioprotezione. O

814.501

Gli organismi responsabili hanno l'obbligo di coordinare e documentare i corsi di formazione e aggiornamento del personale della propria azienda. La documentazione deve essere conservata nell'azienda fino alla fine dell'attività.

Art. 174

Formazione 1 Le persone di cui all'articolo 172 capoverso 1 lettere b−d che operano nei settori della medicina, dell'industria e degli impianti nucleari necessitano di una formazione riconosciuta in radioprotezione con esame finale.

2

Il DFI determina, d'intesa con l'IFSN e con il DDPS, quale formazione sia necessaria per quali persone.

3

Stabilisce, d'intesa con l'IFSN e con il DDPS, se sia necessario un riconoscimento della formazione per le persone di cui all'articolo 172 capoverso 1 lettere a ed e.

Art. 175

Aggiornamento 1 L'aggiornamento è incentrato sulla conoscenza e sulle competenze che sono già state acquisite in occasione di una formazione. L'aggiornamento deve garantire che le competenze, la conoscenza e le nozioni sullo stato della tecnica e il loro impiego pratico vengano consolidate e aggiornate.

2

Le persone soggette all'obbligo di aggiornamento devono assolvere un aggiornamento almeno ogni cinque anni.

3

Il DFI può, d'intesa con l'IFSN e con il DDPS, tenendo conto del potenziale di rischio:

a. fissare intervalli di aggiornamento più brevi o più lunghi; b. prescrivere che l'aggiornamento debba essere riconosciuto.

Art. 176

Corsi di formazione e aggiornamento 1

Le autorità di vigilanza e l'IPS organizzano, a seconda della richiesta, corsi di formazione e aggiornamento.

2

Le autorità di vigilanza possono incaricare altri organismi o istituzioni di organizzare cicli di formazione e aggiornamento.

3

Il DDPS coordina i corsi di formazione e aggiornamento per le persone che, in caso di incidente o di emergenza, manipolano radiazioni ionizzanti, possono esservi esposte oppure ne pianificano od ordinano la manipolazione o gestiscono le infrastrutture critiche oppure forniscono servizi pubblici.

4

Nel loro rispettivo ambito di competenza, le autorità di vigilanza e il DDPS possono esigere che i responsabili della formazione e dell'aggiornamento secondo l'articolo 173 segnalino la data di effettuazione, nonché la forma, il contenuto e la portata della formazione e dell'aggiornamento delle persone soggette all'obbligo di formazione e di aggiornamento.

Protezione dell'equilibrio ecologico 66

814.501

Art. 177

Aiuti finanziari

L'UFSP può accordare aiuti finanziari, entro i limiti dei crediti concessi, a corsi di formazione o di aggiornamento in radioprotezione organizzati da terzi, in particolare da scuole, da organizzazioni specialistiche e dall'industria.

2

Gli aiuti finanziari sono accordati soltanto se la formazione o l'aggiornamento sono stati riconosciuti dall'autorità di vigilanza.

3

Gli aiuti finanziari sono calcolati in modo che, assieme agli ulteriori introiti dell'organizzatore, non oltrepassino le spese che questi può documentare.

Art. 178

Riconoscimento di corsi di formazione e aggiornamento individuali L'autorità di vigilanza riconosce l'equivalenza di una formazione o di un aggiornamento individuali che una persona ha conseguito all'estero o per un'altra attività se la conoscenza e le competenze acquisite soddisfano i requisiti di cui al capitolo 2 del presente titolo.

Art. 179

Banca dati della formazione e dell'aggiornamento 1

L' UFSP gestisce una banca dati della formazione e dell'aggiornamento in cui sono registrate le seguenti persone soggette all'obbligo di formazione e aggiornamento: a. le persone che soddisfano i presupposti per poter svolgere la funzione di periti in radioprotezione;

b. gli specialisti e i tecnici in radioprotezione di cui all'articolo 183 lettera b; c. le persone che necessitano di un aggiornamento riconosciuto di cui all'articolo 182 o 183;

d. i consulenti in materia di radon di cui all'articolo 161 capoverso 1.

Lo scopo della banca dati è di: a. predisporre le informazioni necessarie per il rilascio di licenze concernenti la formazione professionale, la formazione in radioprotezione riconosciuta e l'aggiornamento della persona interessata; b. semplificare le pratiche amministrative necessarie al rilascio di licenze; c. semplificare la vigilanza da parte delle autorità nel campo della formazione e dell'aggiornamento individuale.

I seguenti dati delle persone registrate secondo il capoverso 1 sono memorizzati nella banca dati:

a. cognome, cognome precedente, nome; b. data di nascita; c. luogo di attinenza (per gli stranieri: luogo di nascita e nazionalità); d. formazione professionale;

e. tipo, luogo e data delle formazioni in radioprotezione;

Radioprotezione. O

814.501

tipo, luogo e data degli aggiornamenti in radioprotezione; g. per le formazioni e gli aggiornamenti individuali di cui all'articolo 178: data del riconoscimento dell'equivalenza.

I collaboratori competenti delle autorità di vigilanza sono autorizzati a elaborare con procedura online i dati di persone nel loro settore di vigilanza.

5

Le istituzioni di formazione che offrono corsi di formazione e perfezionamento riconosciuti in radioprotezione possono registrare e consultare con procedura online i dati delle persone che hanno svolto la formazione o l'aggiornamento presso la loro istituzione. Possono elaborare i dati relativi ai partecipanti ai corsi che hanno condotto esse stesse.

6

L'UFSP consente l'accesso elettronico ai propri dati contenuti nella banca dati della formazione e dell'aggiornamento alle persone interessate.

Art. 180

Autorità di riconoscimento 1

Le autorità di vigilanza di cui all'articolo 184 sono responsabili del riconoscimento dei corsi di formazione e aggiornamento.

2

La Segreteria generale del DDPS (SG DDPS) è responsabile del riconoscimento dei corsi formazione e aggiornamento per le persone che, solamente in caso di incidente o di emergenza, manipolano radiazioni ionizzanti, possono esservi esposte oppure ne pianificano od ordinano la manipolazione o gestiscono le infrastrutture critiche oppure forniscono servizi pubblici.

3

In caso di incertezza riguardo alla competenza per il riconoscimento, l'UFSP, l'IFSN, l'INSAI e la SG DDPS si consultano tra loro.

4

I corsi di formazione e di aggiornamento offerti da un'autorità di riconoscimento devono essere riconosciuti da un'autorità di riconoscimento diversa da quella che li offre.

5

Le autorità di riconoscimento di cui ai capoversi 1 e 2 sono autorizzate, nell'ambito della loro attività di riconoscimento, a controllare l'esigenza di formazione e aggiornamento delle persone interessate e a verificare la qualità dei corsi di formazione e di aggiornamento.

Capitolo 2:

Contenuti del disciplinamento e categorie delle persone soggette all'obbligo di formazione e di aggiornamento

Art. 181

Contenuti del disciplinamento in generale 1

Il DFI disciplina i corsi di formazione e aggiornamento, fissando segnatamente: a. gli obiettivi, i requisiti e la portata della formazione e dell'aggiornamento in radioprotezione;

b. le competenze e le conoscenze che vanno acquisite dalle persone di cui all'articolo 172 che devono essere formate o aggiornate;

Protezione dell'equilibrio ecologico 68

814.501

c. i corsi di formazione e aggiornamento soggetti all'obbligo di riconoscimento di cui agli articoli 174−176, 178, 182 e 183; d. i presupposti per il riconoscimento dei corsi di formazione e aggiornamento di cui alla lettera c; e. le materie d'esame e lo svolgimento degli esami stessi; f. le attività permesse per le persone con una formazione e un aggiornamento soggetti all'obbligo di riconoscimento nel campo della radioprotezione.

Il DFI, d'intesa con l'IFSN e il DDPS, disciplina la formazione e l'aggiornamento per le persone che operano nei settori non medici.

Art. 182

Categorie di persone soggette all'obbligo di formazione e di aggiornamento nel settore della medicina 1

I requisiti del DFI per la formazione e l'aggiornamento in radioprotezione sono differenziati nel settore della medicina in base alle seguenti categorie di persone responsabili della radioprotezione di pazienti o animali: a. persone che prescrivono applicazioni diagnostiche con radiazioni ionizzanti nella medicina umana e nella chiropratica; b. medici che eseguono applicazioni mediche terapeutiche o diagnostiche con sorgenti di radiazioni; c. dentisti; d. chiropratici; e. veterinari; f. fisici medici;

g. radiofarmacisti; h. tecnici di radiologia medica con diploma di scuola specializzata superiore (SSS) o di scuola universitaria professionale (SUP); i.

assistenti di studio medico (AFC); j.

altro personale medico; k. igienisti dentali con diploma di scuola specializzata superiore (SSS); l.

assistenti dentali AFC; m. tecnici di sala operatoria diplomati SSS, infermieri di sala operatoria diplomati con certificato di capacità dell'Associazione svizzera infermiere e infermieri (ASI);

n. assistenti di studio veterinario AFC; o. persone che commerciano con impianti medici a raggi X, li installano o provvedono alla loro manutenzione.

A condizione che abbiano assolto una pertinente formazione in radioprotezione disciplinata dal DFI e adempiano all'obbligo di aggiornamento, le seguenti persone

Radioprotezione. O

814.501

soddisfano i presupposti per esercitare la funzione di periti in radioprotezione nell'ambito della loro attività: a. medici e chiropratici con un pertinente titolo federale di perfezionamento; b. dentisti e veterinari con un pertinente diploma federale; c. fisici medici;

d. radiofarmacisti; e. tecnici di radiologia medica SSS/SUP.

Art. 183

Categorie di persone soggette all'obbligo di formazione e di aggiornamento nei settori non medici I requisiti del DFI, d'intesa con l'IFSN e il DDPS, per la formazione e l'aggiornamento in radioprotezione sono differenziati nei settori non medici in base alle seguenti categorie di persone: a. periti in radioprotezione e persone dei settori degli impianti nucleari, dell'industria, del commercio, dell'insegnamento, del trasporto e della ricerca che manipolano le radiazioni ionizzanti; b. specialisti, tecnici in radioprotezione e incaricati della radioprotezione in impianti nucleari e all'IPS; c. consulenti in materia di radon; d. persone che, in caso di incidente o di emergenza, manipolano le radiazioni ionizzanti, possono esservi esposte oppure ne pianificano od ordinano la manipolazione o gestiscono le infrastrutture critiche oppure forniscono servizi pubblici.

Titolo sesto: Vigilanza, esecuzione e consulenza Capitolo 1: Vigilanza

Art. 184

Autorità di vigilanza 1

L'UFSP, l'INSAI e l'IFSN sono competenti per la vigilanza ai sensi della presente ordinanza.

2

L'UFSP vigila sulle aziende che non sottostanno alla vigilanza dell'INSAI o dell'IFSN, in particolare: a. le aziende mediche; b. gli istituti di ricerca e di insegnamento.

L'IFSN vigila su:

a. gli impianti nucleari;

Protezione dell'equilibrio ecologico 70

814.501

b. le indagini geologiche di cui all'articolo 35 LENu50; c. il ricevimento e la spedizione di sostanze radioattive negli o dagli impianti nucleari.

L'INSAI vigila sulle aziende industriali e artigianali.

Le autorità di vigilanza coordinano l'esecuzione della vigilanza e si accordano tra di loro in caso di dubbio circa la competenza. A tale fine si riuniscono periodicamente.

Art. 185

Obbligo di archiviazione e informazione delle autorità di vigilanza 1

L'archiviazione di documenti relativi al rilascio della licenza, agli adeguamenti della licenza nonché alla vigilanza è retta dalla legge del 26 giugno 199851 sull'archiviazione.

2

Le autorità di vigilanza forniscono su richiesta i documenti necessari alle autorità preposte al rilascio delle licenze in qualsiasi momento.

Art. 186

Ricerca 1 Le autorità di vigilanza possono, di comune accordo, incaricare terzi di svolgere progetti di ricerca sugli effetti delle radiazioni e sulla radioprotezione, oppure parteciparvi esse stesse.

2

L'IPS, il Laboratorio di Spiez e altri organismi della Confederazione, secondo le loro possibilità, rimangono a disposizione delle autorità di vigilanza per l'esecuzione di mandati di ricerca sugli effetti delle radiazioni e sulla radioprotezione.

Capitolo 2: Esecuzione Sezione 1: Controlli

Art. 187

Principio L'UFSP, l'INSAI e l'IFSN eseguono controlli a campione e graduati in base al potenziale di rischio per verificare se le norme sono rispettate e se la protezione dell'essere umano e dell'ambiente dai pericoli delle radiazioni ionizzanti è garantita.

Art. 188

Obblighi di collaborazione 1

All'UFSP, all'INSAI e all'IFSN devono essere fornite gratuitamente tutte le informazioni e messi a disposizione tutti gli apparecchi, gli oggetti e i documenti necessari per i controlli. 2

Deve essere consentito loro di accedere a impianti, dispositivi e zone se ciò è necessario per l'esecuzione dei controlli.

50 RS

732.1

51 RS

152.1

Radioprotezione. O

814.501

Art. 189

Coinvolgimento di terzi L'UFSP può incaricare terzi di eseguire i controlli, in particolare: a. aziende attive nella garanzia della qualità degli impianti di diagnostica; b. esperti che coordinano, preparano ed effettuano audit clinici.

Art. 190

Controllo delle importazioni, delle esportazioni e dei transiti 1

Nel caso di importazione, esportazione e transito, gli uffici doganali verificano, nell'ambito dei loro controlli, se il trasporto di materiale radioattivo è stato autorizzato.

2

Su richiesta dell'autorità preposta al rilascio delle licenze controllano se, al momento dell'importazione, dell'esportazione e del transito, le merci sono conformi alle disposizioni della presente ordinanza.

3

L'UFSP organizza controlli periodici specifici per verificare le merci al momento dell'importazione, dell'esportazione e del transito nonché le persone all'ingresso nel Paese; in particolare si coordina in materia con la Direzione generale delle dogane.

4

Coordina, in particolare con il Laboratorio di Spiez, il fabbisogno e l'acquisizione nonché la manutenzione dei dispositivi di misurazione necessari e prepara l'intervento in situazioni speciali.

5

È competente per l'approvazione di convenzioni su un'eventuale ripresa delle scorie radioattive esportate secondo l'articolo 25 capoverso 3 lettera d LRaP.

6

D'intesa con le autorità preposte al rilascio delle licenze, la Direzione generale delle dogane emana istruzioni interne per il controllo dell'importazione, dell'esportazione e del transito di materiale radioattivo.

7

Se richiesto, la Direzione generale delle dogane può trasmettere alle autorità preposte al rilascio delle licenze e alle autorità di vigilanza i dati dalle dichiarazioni doganali.

Sezione 2:

Sorveglianza delle radiazioni ionizzanti e della radioattività nell'ambiente

Art. 191

Competenze 1 L'UFSP sorveglia le radiazioni ionizzanti e la radioattività nell'ambiente.

L'IFSN sorveglia inoltre le radiazioni ionizzanti e la radioattività in prossimità degli impianti nucleari.

3

Per determinare l'esposizione della popolazione alla radioattività ambientale, lʼUFSP effettua misurazioni su campioni idonei allo scopo, quali particelle trasportate dall'aria, acqua per uso umano o derrate alimentari. A tale fine può collaborare con i Cantoni.

Protezione dell'equilibrio ecologico 72

814.501

I Cantoni sorvegliano la radioattività di derrate alimentari e oggetti d'uso a tutela della salute dei consumatori.

5

Il DFI emana, d'intesa con l'IFSN e dopo avere sentito il METAS, disposizioni tecniche relative alla dosimetria ambientale.

Art. 192

Rete di misurazione automatica per la sorveglianza della radioattività in Svizzera 1

L'UFSP gestisce una rete di misurazione automatica per la sorveglianza generale della radioattività nell'ambiente. Essa rileva anche le immissioni in prossimità delle aziende che immettono o possono immettere sostanze radioattive nell'ambiente in quantità elevate. 2 In collaborazione con le competenti autorità di vigilanza, l'UFSP formula i requisiti posti alla rete di misurazione per quanto riguarda la sorveglianza in prossimità delle aziende secondo il capoverso 1.

3

Le aziende per le quali non può essere escluso un rilascio elevato di radioattività assumono i costi di acquisto e di esercizio delle stazioni di misurazione della rete di misurazione automatica che servono a sorvegliare la radioattività in loro prossimità.

4

Sono considerati costi di acquisto i costi per l'acquisto degli apparecchi esclusi i costi di pianificazione. Sono considerati costi di esercizio i costi per la locazione di siti, la garanzia della sicurezza delle informazioni, la manutenzione, la riparazione e l'elettricità.

5

Ogni anno l'UFSP addebita ai singoli gestori i costi dell'anno precedente per le stazioni di misurazione a loro assegnate.

Art. 193

Programma di prelievo di campioni e di misurazioni 1

L'UFSP allestisce un programma di prelievo di campioni e di misurazioni in situazioni di esposizione pianificate ed esistenti, in collaborazione con l'IFSN, l'INSAI, la CENAL e i Cantoni.

2

I laboratori della Confederazione (l'IPS, l'Istituto federale per l'approvvigionamento, la depurazione e la protezione delle acque (Eawag) e il Laboratorio di Spiez) sono tenuti a partecipare all'attuazione del programma di prelievo di campioni e di misurazioni e a mettere costantemente a disposizione le risorse umane e materiali necessarie.

3

Per l'attuazione del programma di prelievo di campioni e di misurazioni è consentito ricorrere all'aiuto di terzi.

Art. 194

Raccolta dei dati, valutazione radiologica e rapporto 1

L'IFSN, l'INSAI, la CENAL, i Cantoni e i laboratori coinvolti mettono a disposizione dell'UFSP i dati raccolti nel quadro della sorveglianza, dopo averli interpretati.

2

L'UFSP valuta la situazione radiologica sulla base dei risultati del programma di prelievo di campioni e di misurazioni di cui all'articolo 193. Calcola e verifica le

Radioprotezione. O

814.501

dosi accumulate dalla popolazione. Sono fatte salve le disposizioni dell'OSMFP52 nelle situazioni di esposizione di emergenza.

3

L'UFSP accerta l'esposizione a radiazioni della popolazione secondo gli allegati 3-6.

4

Allestisce e pubblica annualmente un rapporto sui risultati della sorveglianza e sulle dosi di radiazione che ne risultano per la popolazione.

Art. 195

Soglie di esame nella sorveglianza dell'ambiente 1

Se nell'ambiente sono accertate concentrazioni di radionuclidi artificiali suscettibili di comportare una dose efficace superiore a 10 µSv all'anno per una determinata via di esposizione e per gli individui della popolazione, l'UFSP ne accerta la causa.

2

Se i radionuclidi sono stati immessi da un'azienda che dispone di una licenza, l'UFSP informa l'autorità di vigilanza interessata. Questa, se possibile e opportuno, ordina l'esecuzione di provvedimenti di ottimizzazione per ridurre l'immissione.

3

Se i radionuclidi sono stati immessi da un'azienda che non dispone di una licenza, se i radionuclidi provengono dall'estero o la causa non è chiara, l'UFSP integra il suo programma di misurazione in maniera adeguata, se necessario, e informa la popolazione.

Sezione 3: Ulteriori disposizioni d'esecuzione

Art. 196

Informazioni sugli eventi di interesse pubblico L'UFSP provvede a informare in tempo utile le persone e i Cantoni interessati nonché la popolazione in merito agli eventi di interesse pubblico.

Art. 197

Sorveglianza del personale di volo professionalmente esposto a radiazioni L'UFAC sorveglia gli operatori di aeromobili per quanto concerne la sorveglianza del personale di volo professionalmente esposto a radiazioni.

Capitolo 3: Commissione federale della radioprotezione

Art. 198

1 La CPR è una commissione consultiva permanente ai sensi dell'articolo 8a capoverso 2 OLOGA53.

52 RS

520.17

53 RS

172.010.1

Protezione dell'equilibrio ecologico 74

814.501

Presta consulenza al Consiglio federale, al DFI, al DATEC, al DDPS, all'IFSN, agli uffici interessati e all'INSAI nelle questioni inerenti la radioprotezione. A questo scopo i suoi compiti consistono: a. nell'informare periodicamente l'opinione pubblica sulla situazione della radioprotezione in Svizzera;

b. nel pronunciarsi segnatamente in merito: 1. all'interpretazione e alla valutazione di raccomandazioni internazionali concernenti la radioprotezione in vista di una loro applicazione in Svizzera, 2. all'elaborazione e allo sviluppo di principi unitari per l'applicazione delle prescrizioni relative alla radioprotezione, 3. alla radioattività ambientale, ai risultati della sorveglianza, all'interpretazione dei risultati e alle dosi di radiazione che ne risultano per la popolazione;

c. nell'elaborare e pubblicare54, in collaborazione con le associazioni professionali e di categoria interessate, raccomandazioni a giustificazione delle procedure diagnostiche o terapeutiche di cui all'articolo 28 capoversi 1 e 2;

d. nell'elaborare rapporti e pareri su incarico del Consiglio federale o delle autorità di vigilanza.

La CPR si compone di specialisti in campo scientifico e industriale.

Collabora con la Commissione federale per la protezione NBC (ComNBC) e con la Commissione per la sicurezza nucleare (CSN). Si tratta in particolare di svolgere compiti comuni nel campo della radioprotezione.

5

Per l'esame di questioni specifiche, la CPR e i suoi comitati possono ricorrere a esperti esterni.

Titolo settimo: Disposizioni penali

Art. 199

1 È punito conformemente all'articolo 44 capoverso 1 lettera f LRaP chiunque: a. mescola,

senza licenza, materiali radioattivi con altri materiali allo scopo di non sottoporne la manipolazione all'obbligo della licenza e alla vigilanza (art. 107); b. esercita un'attività che può comportare un pericolo da radiazioni ionizzanti senza disporre della formazione richiesta a tale scopo secondo gli articoli 172−175; c. gestisce un servizio di dosimetria individuale non riconosciuto (art. 66); 54 www.bag.admin.ch/ksr-cpr

Radioprotezione. O

814.501

d. gestisce un servizio di dosimetria individuale contravvenendo agli obblighi imposti a tale servizio secondo gli articoli 69−71; e. nella dichiarazione doganale, omette le indicazioni richieste secondo l'articolo 103, non dichiara merci radioattive o le dichiara in maniera intenzionalmente errata.

È punito con la multa fino a 20 000 franchi chiunque intenzionalmente non adempie i compiti assegnatigli secondo l'articolo 20 capoverso 2 lettera b LRaP.

Titolo ottavo: Disposizioni finali

Art. 200

Abrogazione di un altro atto normativo L'ordinanza del 22 giugno 199455 sulla radioprotezione è abrogata.

Art. 201

Modifica di altri atti normativi La modifica di altri atti normativi è disciplinata nell'allegato 11.

Art. 202

Disposizioni transitorie 1

Le licenze rilasciate prima dell'entrata in vigore della presente ordinanza rimangono valide fino al loro rinnovo o alla loro scadenza. Gli obblighi derivanti dal rilascio di una licenza si basano sulle disposizioni della presente ordinanza.

2

Ai procedimenti pendenti all'entrata in vigore della presente ordinanza si applicano le disposizioni della stessa.

3

Il limite di dose equivalente per il cristallino di cui all'articolo 56 capoverso 3 lettera a è valido a partire dal 1° gennaio 2019; prima si applica il limite secondo il diritto anteriore.

4

L'articolo 43 (autovalutazione e manuale di qualità dei titolari delle licenze) deve essere attuato al più tardi due anni dopo l'entrata in vigore della presente ordinanza.

5

Chi all'entrata in vigore della presente ordinanza è titolare di una licenza per una sorgente sigillata ad alta attività deve: a. fornire all'autorità preposta al rilascio delle licenze, entro due anni dall'entrata in vigore della presente ordinanza, le indicazioni di cui all'articolo 97 per l'allestimento dell'inventario;

b. comunicare all'autorità di vigilanza, entro due anni dall'entrata in vigore della presente ordinanza, quali misure di garanzia e di sicurezza di cui all'articolo 99 ha stabilito.

55 [RU

Protezione dell'equilibrio ecologico 76

814.501

Chi all'entrata in vigore della presente ordinanza è titolare di un'azienda in cui sussiste un'elevata probabilità di rinvenimento di materiali radioattivi orfani deve, entro tre anni dall'entrata in vigore della presente ordinanza, attuare le misure di cui all'articolo 104 e chiedere una licenza per l'attività.

7

Le scorie radioattive che all'entrata in vigore della presente ordinanza sono già state poste in stoccaggio per il decadimento radioattivo ai sensi dell'articolo 117 capoverso 2 possono rimanere in stoccaggio per un massimo di altri 30 anni dopo essere state nuovamente valutate in base ai nuovi livelli di allontanamento. La valutazione deve essere presentata all'autorità di vigilanza al più tardi due anni dopo l'entrata in vigore della presente ordinanza. 8 Entro due anni dall'entrata in vigore della presente ordinanza, i Cantoni adeguano la procedura per il rilascio dell'autorizzazione edilizia in modo che adempia i requisiti previsti dall'articolo 163 capoverso 1.

9

L'articolo 171 (contaminazione a lungo termine dopo un'emergenza) si applica solo tre anni dopo l'entrata in vigore della presente ordinanza.

Art. 203

Entrata in

vigore

La presente ordinanza entra in vigore il 1° gennaio 2018.

Radioprotezione. O

814.501

Allegato 1

(art. 2 cpv. 2 lett. b) Definizione dei termini tecnici Premessa I termini sono elencati in ordine alfabetico.

Apparecchi che emanano radiazioni parassite
Apparecchi o dispositivi nei quali sono accelerati esclusivamente elettroni e che generano raggi X senza essere destinati a tale scopo. Sono considerati apparecchi che emanano radiazioni parassite anche i microscopi elettronici.

Dispositivo di protezione parziale
Schermatura di un impianto che, durante l'esercizio dell'impianto, confina completamente le radiazioni dirette, diffuse e parassite, escluse le aperture per l'introduzione dei campioni, e le scherma in modo tale da ridurre l'intensità di dose ambientale a 10 cm di distanza dalla superficie dell'impianto a meno di 1 µSv l'ora e da impedire che, in ogni punto accessibile, i limiti di dose per gli individui della popolazione siano superati.

Dispositivo di protezione totale Schermatura di un impianto o di un'unità d'irradiazione che confina completamente
le radiazioni dirette, diffuse e parassite e le scherma in modo tale da ridurre l'intensità di dose ambientale a 10 cm di distanza dalla superficie dell'impianto a meno di 1 µSv l'ora e da impedire che, in ogni punto accessibile, i limiti di dose per gli individui della popolazione siano superati.

Dosimetro personale attivo Dosimetro personale elettronico che permette di visualizzare direttamente la dose
accumulata nonché, a dipendenza della finalità dell'impiego, altre informazioni dosimetriche.

Indice di concentrazione di attività nei materiali da costruzione L'indice di concentrazione di attività I risulta dalla seguente formula:
I = CRa226/300 Bq/kg + CTh232/200 Bq/kg + CK40/3000 Bq/kg dove CRa226, CTh232 e CK40 corrispondono alle concentrazioni di attività in Bq/kg dei rispettivi radionuclidi nel materiale da costruzione.

Livello diagnostico di riferimento Vincoli di dose a fini di ottimizzazione nelle esposizioni mediche diagnostiche o
interventistiche oppure, nel caso di radiofarmaci, valori dell'attività. I livelli diagnostici di riferimento vengono fissati per esami tipici su un gruppo di pazienti di corporatura standard o su fantocci standard per tipi di apparecchi definiti in via generale.

Protezione dell'equilibrio ecologico 78

814.501

Misurazione di sondaggio Procedimento di misurazione volto a rilevare incorporazioni, senza stabilire la dose
efficace corrispondente. In caso di superamento di un valore soglia prefissato, si deve eseguire una misurazione dell'incorporazione, stabilendo la dose efficace impegnata.

Piccoli impianti a raggi X Impianti a raggi X con tensione del tubo non superiore a 70 kV, con corrente del
tubo non superiore a 15 milliampere (mA) e con un diametro del campo di radiazioni ≤6 cm.

Preparazione di un radiofarmaco Procedimento grazie al quale è fabbricato un prodotto finale radiofarmacologico
seguendo le disposizioni di marcatura conformi all'autorizzazione di uno strumento di marcatura per la diagnostica.

Radiofarmaci
Medicinali contenenti radionuclidi le cui radiazioni trovano un'applicazione diagnostica o terapeutica. Sono considerati radiofarmaci ai sensi della presente ordinanza soprattutto: a. i farmaci contenenti uno o più radionuclidi nella loro forma pronta per l'uso in medicina;

b. i composti non radioattivi (kit) utilizzati, immediatamente prima dell'applicazione sull'essere umano, per la preparazione di radiofarmaci mediante la formazione di nuovi radionuclidi o la combinazione con radionuclidi;

c. i generatori di radionuclidi con un nuclide padre solido partendo dal quale è prodotto un nuclide figlio rimosso per eluizione o con un altro metodo utilizzato per produrre un radiofarmaco; d. i radionuclidi che servono direttamente o come precursori alla marcatura radioattiva di altre sostanze (molecole vettori, cellule, proteine plasmatiche) prima della loro somministrazione.

Radiologia interventistica
Interventi diagnostici o terapeutici ai quali si procede, sotto controllo delle immagini, mediante radiazioni ionizzanti. Ne fanno parte anche interventi di altre branche specialistiche al di fuori della radiologia, p. es. angiologia, chirurgia, gastroenterologia, cardiologia, ortopedia, terapia del dolore o urologia.

Radon Isotopo radon-222.

Radioprotezione. O

814.501

Allegato 2

(art. 2 cpv. 1 lett. k, 10 lett. f, 168 cpv. 2 lett. a e 169 cpv. 1) Livelli di allontanamento NORM Livelli di allontanamento NORM per radionuclidi presenti in natura in sostanze solide, che si trovano in tutto o in parte in equilibrio secolare con i loro nuclidi figli: Radionuclidi naturali della serie U-238

1 000 Bq/kg

Radionuclidi naturali della serie Th-232

1 000 Bq/kg

K-40

000

Bq/kg

Protezione dell'equilibrio ecologico 80

814.501

Allegato 356 (art. 2 cpv. 1 lett. j, l e m nonché 194 cpv. 3) Dati per la radioprotezione operativa, livelli di allontanamento, livelli di licenza e vincoli Le spiegazioni delle singole colonne e una tavola delle note si trovano in calce alla tabella.

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

H-3, OBT

12.32 a

4.10 E-11 4.20 E-11 <0.001 <1

<0.1

1.E+02

1.00 E+08 2.00 E+05 1000

H-3, HTO

-

1.80 E-11 1.80 E-11 <0.001 <1 <0.1

1.E+02

3.00 E+08 5.00 E+05 1000

H-3, gas [7]

-

1.80 E-15

<0.001 <1

<0.1

3.00 E+12 5.00 E+09 Be-7 53.22

d ec



4.60 E-11 2.80 E-11 0.008 <1

0.1

1.E+01

1.00 E+08 2.00 E+05 100

Be-10

1.51 E6 a

-

1.90 E-08 1.10 E-09 <0.001

2000

1.6

1.E+02

3.00 E+05

4.00 E+02

C-11 20.39

min

ec,

+ / ph 3.20 E-12 2.40 E-11 0.160 1000

1.7

1.E+01 [1] 7.00E+07 7.00 E+04 [3] 3 C-11 monossido



1.2 E-12

7.00E+07 7.00 E+04 [3] C-11 diossido



2.2 E-12

7.00E+07 7.00

E+04

[3]

C-14

5.70 E3 a

-

5.80 E-10 5.80 E-10 <0.001 200 0.3

1.E+00

9.00E+06 1.00 E+04

C-14 monossido



8.00 E-13

6.00E+09 1.00

E+07

C-14 diossido



6.50 E-12

8.00E+08 1.00 E+06

N-13 9.965

min

ec,

+ / ph 0.160

1000

1.7

1.E+02 [1] 7.00E+07 7.00 E+04

[3] 3

O-15

122.24 s

ec,

+ / ph 0.161

1000

1.7

1.E+02 [1] 7.00E+07 7.00 E+04 [3] 3 F-18 109.77

min

ec,

+ / ph 9.30 E-11 4.90 E-11 0.160 2000

1.7

1.E+01 [1] 7.00E+07 7.00 E+04

[3] 3

Na-22

2.6019 a

ec,

+ / ph 2.00 E-09 3.20 E-09 0.330 2000

1.6

1.E-01

3.00E+06 4.00 E+03

56 La correzione del 24 apr. 2018 concerne soltanto il testo francese (RU 2018 1633).

Radioprotezione. O

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Na-24 14.9590

- / ph 5.30 E-10 4.30 E-10 0.506 1000

1.9

1.E+00

9.00E+06 2.00

E+04

Mg-28 / Al-28

20.915 h

- / ph

1.70 E-09 2.20 E-09 0.529 2000

3.1

1.E+01 [2] 3.00E+06 5.00 E+03 3

Al-26

7.17 E5 a

ec,

+/ ph

1.40 E-08 3.50 E-09 0.382 1000

1.5

1.E-01

4.00E+05 6.00

E+02

Si-31

157.3 min

- / ph

1.10 E-10 1.60 E-10 <0.001 1000 1.6

1.E+03

5.00E+07 8.00 E+04

Si-32 132

5.50 E-08 5.60 E-10 <0.001 500

0.6

1.E+02 [2] 9.00E+04 2.00 E+02

 P-32

P-30

2.498 min ec,

+ / ph

0.371

900

1.7

P-32 14.263

- 2.90E-09

2.40E-09

<0.001

1000

1.6

1.E+03

2.00E+06 3.00E+03

P-33

25.34 d

1.30E-09 2.40E-10 <0.001 700

0.8

1.E+03

4.00E+06 6.00E+03

S-35 (inorg.) 87.51 d

- 1.10E-09

1.90E-10

<0.001

200

0.3

1.E+02

5.00E+06 8.00E+03

S-35 (org.)

87.51 d

1.20E-10 7.70E-10 <0.001 200

0.3

1.E+02

4.00E+07 7.00E+04

Cl-36

3.01 E5 a

-, ec, + / ph 5.10E-09 9.30E-10 <0.001 1000 1.5 1.E+00

1.00E+06 2.00E+03

Cl-38

37.24 min

- / ph

7.30E-11 1.20E-10 1.551 1000

1.8

1.E+01 [1] 4.00E+07 4.00E+04 [3] 3 Cl-39 55.6

min

- / ph 7.60E-11 8.50E-11

0.241

1000

1.7

1.E+01

[1] 7.00E+07 1.00E+05 3

 Ar-39

Ar-37

35.04 d

ec / ph

<0.001 <1

<0.1

6.00E+13 6.00E+10

Ar-39 269

<0.001 2000

1.5

6.00E+09 6.00E+06

[4]

Ar-41

109.61 min

- / ph

0.188

1000

1.7

5.00E+07 5.00E+04

K-38 7.636

min

ec,

+ / ph

0.480

1000

1.8

K-40 [10]

1.251 E9 a

-, ec, + / ph 3.00E-09 6.20E-09 0.022 1000

1.5

1.E+00

2.00E+06 3.00E+03

K-42 12.360

- / ph 2.00E-10 4.30E-10

0.464

1000

1.7

1.E+02

3.00E+07 4.00E+04

K-43

22.3 h

- / ph

2.60E-10 2.50E-10 0.152 1000

1.6

1.E+01

2.00E+07 3.00E+04

K-44 22.13

min

- / ph 3.70E-11 8.40E-11

1.553

1000

1.8

1.E+01

[1] 1.00E+08 2.00E+05 3

K-45

17.3 min

- / ph

2.80E-11 5.40E-11 0.302 1000

1.7

1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 3

Ca-41

1.02 E5 a

ec / ph 1.90E-10

2.90E-10

<0.001

<0.1

1.E+02

3.00E+07 4.00E+04

1000

Ca-45

162.67 d

2.30E-09 7.60E-10 <0.001 700

0.8

1.E+02 [2] 2.00E+06 4.00E+03 10

Ca-47 4.536

- / ph 2.10E-09 1.60E-09

0.156

1000

1.6

1.E+01

2.00E+06 4.00E+03

 Sc-47

Sc-43

3.891 h

ec,

+ / ph

1.80E-10 1.90E-10 0.174 1000

1.4

1.E+01 [1] 3.00E+07 5.00E+04 3

Sc-44 3.97

ec,

+ / ph 3.00E-10 3.50E-10 0.324 1000 1.7 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04 3

Protezione dell'equilibrio ecologico 82

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Sc-44m

58.61 h

it, ec / ph

2.00E-09 2.40E-09 0.045 200

0.2

1.E+01 [2] 3.00E+06 4.00E+03 30

 Sc-44 [6]

Sc-46 83.79

- / ph 4.80E-09 1.50E-09

0.299

1000

1.2

1.E-01

1.00E+06 2.00E+03

Sc-47

3.3492 d

- / ph

7.30E-10 5.40E-10 0.017 1000

1.3

1.E+02

7.00E+06 1.00E+04

Sc-48 43.67

- / ph 1.60E-09 1.70E-09

0.495

2000

1.7

1.E+00

3.00E+06 5.00E+03

Sc-49

57.2 min

- / ph

6.10E-11 8.20E-11 0.001 1000

1.6

1.E+03 [1] 8.00E+07 1.00E+05 3

Ti-44

60.0 a

ec / ph 7.20E-08

5.80E-09

0.026

2 <0.1

1.E-01

[2] 7.00E+04 1.00E+02 30

 Sc-44 [6]

Ti-45

184.8 min ec,

+ / ph

1.50E-10 1.50E-10 0.136 1000

1.5

1.E+01 [1] 3.00E+07 6.00E+04 3

V-47 32.6

min

ec,

+ / ph 5.00E-11 6.30E-11 0.156 1000 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

V-48

15.9735 d ec,

+ / ph

2.70E-09 2.00E-09 0.432 900

1.E+00

2.00E+06 3.00E+03

V-49 330

d ec

ph 2.60E-11

1.80E-11

<0.001

<0.1

1.E+04

2.00E+08 3.00E+05

1000

Cr-48

21.56 h

ec,

+ / ph

2.50E-10 2.00E-10 0.071 50

0.1

1.E+01

2.00E+07 3.00E+04

100

 V-48 [6]

Cr-49 42.3

min

ec,

+ / ph 5.90E-11 6.10E-11 0.166 1000 1.7 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05 3

 V-49

Cr-51

27.7025 d ec / ph

3.60E-11 3.80E-11 0.005 3

<0.1

1.E+02

1.00E+08 2.00E+05

1000

Mn-51 46.2

min

ec,

+ / ph 6.80E-11 9.30E-11 0.159 1000 1.7 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05 3

 Cr-51

Mn-52

5.591 d

ec,

+ / ph

1.80E-09 1.80E-09 0.510 600

0.7

1.E+00

3.00E+06 5.00E+03

Mn-52m 21.1

min

ec,

+, it / ph 5.00E-11 6.90E-11 0.389 1000 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 Mn-52

Mn-53

3.7 E6 a

ec / ph

3.60E-11 3.00E-11 <0.001 20 <0.1

1.E+02

1.00E+08 2.00E+05

1000

Mn-54 312.12

d ec,

+, - / ph 1.20E-09 7.10E-10 0.126 10

0.1

1.E-01

4.00E+06 7.00E+03

100

Mn-56

2.5789 h

- / ph

2.00E-10 2.50E-10 0.275 1000

1.7

1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04 3

Fe-52 8.275

ec,

+ / ph

9.50E-10 1.40E-09 0.116 900

1.E+01 [2] 5.00E+06 9.00E+03 10

 Mn-52m

[6]

Fe-55

2.737 a

ec / ph

9.20E-10 3.30E-10 <0.001 20 <0.1

1.E+03

5.00E+06 9.00E+03

1000

Fe-59 44.495

- / ph 3.20E-09 1.80E-09

0.175

1000

1.1

1.E+00

2.00E+06 3.00E+03

Fe-60

1.5 E6 a

3.30E-07 1.10E-07 <0.001 90

0.3

1.E+01 [2] 2.00E+04 3.00E+01 3

 Co-60m

Co-55 17.53

ec,

+ / ph 8.30E-10 1.10E-09 0.302 1000 1.4 1.E+01 6.00E+06 1.00E+04

 Fe-55

Co-56

77.23 d

ec,

+ / ph

4.90E-09 2.50E-09 0.485 300

0.6

1.E-01

1.00E+06 2.00E+03

Co-57 271.74

d ec

ph 6.00E-10

2.10E-10

0.021

100

0.1

1.E+00

8.00E+06 1.00E+04

100

Radioprotezione. O

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Co-58

70.86 d

ec,

+ / ph

1.70E-09 7.40E-10 0.147 300

0.3

1.E+00

3.00E+06 5.00E+03

Co-58m

9.04 h

it / ph 1.70E-11

2.40E-11

<0.001

<0.1

1.E+04

3.00E+08 5.00E+05

1000

 Co-58 [6]

Co-60

5.2713 a

- / ph

1.70E-08 3.40E-09 0.366 1000

1.1

1.E-01

3.00E+05 5.00E+02

Co-60m 10.467

min

it,

- / ph 1.20E-12 1.70E-12

0.001

20 <0.1 1.E+03

4.00E+09 7.00E+06

1000

 Co-60 [6]

Co-61

1.650 h

- / ph

7.50E-11 7.40E-11 0.017 1000

1.6

1.E+02 [1] 7.00E+07 1.00E+05 3

Co-62m 13.91

min

- / ph 3.70E-11 4.70E-11

0.436

1000

1.8

1.E+01

[1] 1.00E+08 2.00E+05 3

Ni-56

6.075 d

ec,

+ / ph

9.60E-10 8.60E-10 0.260 60

0.1

1.E+01

5.00E+06 9.00E+03

100

 Co-56 [6]

Ni-57 35.60

ec,

+ / ph 7.60E-10 8.70E-10 0.278 700 0.8 1.E+01 7.00E+06 1.00E+04

 Co-57

Ni-59

1.01 E5 a

ec,

+ / ph

2.20E-10 6.30E-11 <0.001 10 <0.1

1.E+02

2.00E+07 4.00E+04

1000

Ni-63 100.1

- 5.20E-10

1.50E-10

<0.001

<0.1

1.E+02

1.00E+07 2.00E+04

1000

Ni-65

2.51719 h

- / ph

1.30E-10 1.80E-10 0.081 1000

1.6

1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04 3

Ni-66 / Cu-66

54.6 h

- / ph 1.90E-09 3.00E-09

0.039

2000

2.2

1.E+03

[2] 3.00E+06 4.00E+03 3

Cu-60

23.7 min

ec,

+ / ph

6.20E-11 7.00E-11 0.596 1000

1.8

1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05 3

Cu-61 3.333

ec,

+ / ph 1.20E-10 1.20E-10 0.128 900 1.1 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04 3

Cu-64

12.700 h

ec,

+, - / ph 1.50E-10 1.20E-10 0.030 900

0.8

1.E+02

3.00E+07 6.00E+04

Cu-67 61.83

- / ph 5.80E-10 3.40E-10

0.018

1000

1.4

1.E+02

9.00E+06 1.00E+04

Zn-62 / Cu-62

9.186 h

ec,

+ / ph

6.60E-10 9.40E-10 0.319 1000

1.9

1.E+02 [2] 8.00E+06 1.00E+04 3

Zn-63 38.47

min

ec,

+ / ph 6.10E-11 7.90E-11 0.175 1000 1.6 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05 3

Zn-65

244.06 d

ec,

+ / ph

2.80E-09 3.90E-09 0.086 40

0.1

1.E-01

2.00E+06 3.00E+03

100

Zn-69 56.4

min

- 4.30E-11

3.10E-11

<0.001

1000

1.6

1.E+03

1.00E+08 2.00E+05

Zn-69m

13.76 h

it,

-/ ph

3.30E-10 3.30E-10 0.067 70

0.1

1.E+01 [2] 2.00E+07 3.00E+04 100

 Zn-69

Zn-71m 3.96

-/ ph 2.40E-10 2.40E-10

0.240

1000

1.7

1.E+01

[1] 2.00E+07 3.00E+04 3

Zn-72

46.5 h

-/ ph

1.50E-09 1.40E-09 0.026 900

0.9

1.E+00 [2] 3.00E+06 6.00E+03 10

 Ga-72 [6]

Ga-65 15.2

min

ec,

+ / ph 2.90E-11 3.70E-11 0.183 1000 1.6 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 3

 Zn-65

Ga-66

9.49 h

ec,

+ / ph

7.10E-10 1.20E-09 0.877 600

1.1

1.E+01

7.00E+06 1.00E+04

Ga-67 3.2612

d ec

ph 2.80E-10

1.90E-10

0.025

0.3

1.E+02

2.00E+07 3.00E+04

Ga-68

67.71 min ec,

+ / ph

8.10E-11 1.00E-10 0.149 1000

1.5

1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05 3

Protezione dell'equilibrio ecologico 84

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Ga-70 21.14

min

-,ec / ph 2.60E-11 3.10E-11

0.001 1000

1.6 1.E+02

[1] 2.00E+08 3.00E+05 3

Ga-72

14.10 h

- / ph

8.40E-10 1.10E-09 0.386 1000

1.7

1.E+01

6.00E+06 1.00E+04

Ga-73 4.86

- / ph 2.00E-10 2.60E-10

0.052

1000

1.6

1.E+02

[1] 3.00E+07 4.00E+04 3

Ge-66

2.26 h

ec,

+ / ph

1.30E-10 1.00E-10 0.108 400

0.5

1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04 10

 Ga-66 [6]

Ge-67 18.9

min

ec,

+ / ph 4.20E-11 6.50E-11 0.407 1000 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 Ga-67

Ge-68

270.95 d

ec / ph

7.90E-09 1.30E-09 <0.001 10 <0.1

1.E+01 [2] 6.00E+05 1.00E+03 300

 Ga-68 [6]

Ge-69 39.05

ec,

+ / ph 3.70E-10 2.40E-10 0.132 500 0.6 1.E+01 1.00E+07 2.00E+04

Ge-71

11.43 d

ec / ph

1.10E-11 1.20E-11 <0.001 10 <0.1

1.E+04 [1] 5.00E+08 8.00E+05 1000

Ge-75 82.78

min

- / ph 5.40E-11 4.60E-11

0.006

1000

1.6

1.E+03

9.00E+07 2.00E+05

Ge-77

11.30 h

- / ph

4.50E-10 3.30E-10 0.163 1000

1.6

1.E+01

1.00E+07 2.00E+04

Ge-78 88

min

- / ph 1.40E-10 1.20E-10

0.045

1000

1.5

1.E+02

[1] 4.00E+07 6.00E+04 3

 As-78 [6]

As-69

15.23 min ec,

+ / ph

3.50E-11 5.70E-11 0.250 900

1.7

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 Ge-69

As-70 52.6

min

ec,

+ / ph 1.20E-10 1.30E-10 0.603 1000 1.7 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04 3

As-71

65.28 h

ec,

+ / ph

5.00E-10 4.60E-10 0.088 700

0.7

1.E+01

1.00E+07 2.00E+04

 Ge-71

As-72 26.0

ec,

+ / ph 1.30E-09 1.80E-09 0.339 900 1.6 1.E+01 4.00E+06 6.00E+03

As-73

80.30 d

ec / ph

6.50E-10 2.60E-10 0.003 20

<0.1

1.E+03 [2] 8.00E+06 1.00E+04 1000

As-74 17.77

d ec,

+, - / ph 1.80E-09 1.30E-09 0.117 900

1.1

1.E+01

3.00E+06 5.00E+03

As-76

1.0778 d

- / ph

9.20E-10 1.60E-09 0.132 1000

1.6

1.E+01

5.00E+06 9.00E+03

As-77 38.83

- / ph 4.20E-10 4.00E-10

0.001

1000

1.5

1.E+03

1.00E+07 2.00E+04

As-78

90.7 min

- / ph

1.40E-10 2.10E-10 0.804 1000

1.7

1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04 3

Se-70 41.1

min

ec,

+ / ph 1.20E-10 1.40E-10 0.158 900 1.3 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04 3

 As-70 [6]

Se-73

7.15 h

ec,

+ / ph

2.40E-10 3.90E-10 0.174 900

1.2

1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04 3

 As-73

Se-73m

39.8 min

it, ec,

+ / ph 2.70E-11 4.10E-11 0.038 300 0.4

1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05 10

 Se-73

Se-75

119.779 d ec / ph

1.70E-09 2.60E-09 0.064 80

0.1

1.E+00

3.00E+06 5.00E+03

100

Se-79

2.95 E5 a

- 3.10E-09

2.90E-09

<0.001

200

0.4

1.E-01

2.00E+06 3.00E+03

Se-81

18.45 min

- / ph

2.40E-11 2.70E-11 0.002 1000

1.6

1.E+03 [1] 2.00E+08 3.00E+05 3

Se-81m 57.28

min

it,

- 6.80E-11

5.90E-11

0.004

100

1.1

1.E+03

[1] 7.00E+07 1.00E+05 3

 Se-81

Radioprotezione. O

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Se-83

22.3 min

- / ph

5.30E-11 5.10E-11 0.362 1000

1.7

1.E+01 [1] 9.00E+07 2.00E+05 3

 Br-83

Br-74 25.4

min

ec,

+ / ph 6.80E-11 8.40E-11 1.022 1000 1.8 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05 3

Br-74m

46 min

ec,

+ / ph

1.10E-10 1.40E-10 1.347 900

1.8

1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04 3

Br-75 96.7

min

ec,

+ / ph 8.50E-11 7.90E-11 0.189 900 1.3 1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05 3

 Se-75

Br-76

16.2 h

ec,

+ / ph

5.80E-10 4.60E-10 0.503 700

1.1

1.E+01

9.00E+06 1.00E+04

Br-77 57.036

ec,

+ / ph 1.30E-10 9.60E-11 0.051 60 0.1 1.E+01 4.00E+07 6.00E+04

100

Br-80

17.68 min

-, ec, + / ph 1.70E-11 3.10E-11 0.013 1000

1.5

1.E+02 [1] 3.00E+08 5.00E+05 3

Br-80m 4.4205

ph 1.00E-10

1.10E-10

0.012

<0.1

1.E+03

[2] 5.00E+07 8.00E+04 1000

 Br-80

Br-82

35.30 h

- / ph

8.80E-10 5.40E-10 0.395 1000

1.4

1.E+00

6.00E+06 9.00E+03

Br-83 2.40

- / ph 6.70E-11 4.30E-11

0.001

1000

1.5

1.E+03

[2] 7.00E+07 1.00E+05 3

Br-84

31.80 min

- / ph

6.20E-11 8.80E-11 0.923 1000

1.7

1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05 3

Kr-79 35.04

ec,

+ / ph

0.042

100

0.2

2.00E+08 2.00E+05

Kr-81

2.29 E5 a

ec / ph

0.004

<0.1

1.00E+10 1.00E+07

Kr-83m

1.83 h

it / ph

0.002

<0.1

1.00E+12 1.00E+09

Kr-85

10.756 a

- / ph

0.001

1000

1.5

5.00E+07[8] 5.00E+06 [4] Kr-85m 4.480

-, it / ph

0.026

1000

1.4

4.00E+08 4.00E+05

 Kr-85

Kr-87

76.3 min

- / ph

0.501

1000

1.7

7.00E+07 7.00E+04

 Rb-87

Kr-88 2.84

- / ph

0.264

1000

1.5

2.00E+07 2.00E+04

[5]

 Rb-88 [6]

Kr-89

3.15 min

- / ph

2.047

900

1.8

3.00E+07 3.00E+04

 Rb-89 [6]

Rb-79 22.9

min

ec,

+ / ph 3.00E-11 5.00E-11 0.217 2000 2.1 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 3

 Kr-79

Rb-81

4.576 h

ec,

+ / ph

6.80E-11 5.40E-11 0.101 1000

1.2

1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05 3

 Kr-81

Rb-81m

30.5 min

it, ec,

+ / ph 1.30E-11 9.70E-12 0.006 5 0.3

1.E+03 [1] 4.00E+08 6.00E+05 30

 Rb-81 [6]

Rb-82m

6.472 h

ec,

+ / ph

2.20E-10 1.30E-10 0.436 400

0.6

1.E+01

2.00E+07 4.00E+04

Rb-83 86.2

d ec

ph 1.00E-09

1.90E-09

0.082

<0.1

1.E+00

[2] 5.00E+06 8.00E+03 100

Rb-84

32.77 d

ec,

+, - / ph 1.50E-09 2.80E-09 0.141 400

0.6

1.E+00

3.00E+06 6.00E+03

Rb-86 18.642

-, ec / ph 1.30E-09 2.80E-09

0.014 1000 1.6 1.E+02 4.00E+06 6.00E+03

Rb-87

4.923 E10 a

7.60E-10 1.50E-09 <0.001 1000

1.2

1.E+01

7.00E+06 1.00E+04

Protezione dell'equilibrio ecologico 86

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Rb-88 17.78

min

- / ph 2.80E-11 9.00E-11

2.314

900

1.7

1.E+02

[1] 2.00E+08 3.00E+05 3

Rb-89

15.15 min

- / ph

2.50E-11 4.70E-11 0.659 1000

1.8

1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05 3

 Sr-89

Sr-80 / Rb-80

106.3 min ec,

+ / ph 2.10E-10 3.50E-10 1.750 900 1.7 1.E+03 [2] 2.00E+07 4.00E+04 3

Sr-81

22.3 min

ec,

+ / ph

6.10E-11 7.80E-11 0.247 1000

1.6

1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05 3

 Rb-81 [6]

Sr-82 / Rb-82

25.36 d ec

ph 7.70E-09

6.10E-09

0.434

900

1.6

1.E+01

[1] 6.00E+05 1.00E+03 3

Sr-83

32.41 h

ec,

+ / ph

4.90E-10 5.80E-10 0.127 400

0.5

1.E+01

1.00E+07 2.00E+04

 Rb-83

Sr-85 64.84

d ec

ph 6.40E-10

5.60E-10

0.086

0.1

1.E+00

8.00E+06 1.00E+04

100

Sr-85m

67.63 min it, ec,

+ / ph 7.40E-12 6.10E-12 0.035 70

0.1

1.E+02 [1] 7.00E+08 1.00E+06 100

 Sr-85

Sr-87m

2.815 h

it, ec / ph 3.50E-11 3.30E-11

0.053

300 0.3 1.E+02

[1] 1.00E+08 2.00E+05 30

 Rb-87

Sr-89

50.53 d

5.60E-09 2.60E-09 <0.001 1000

1.6

1.E+03 [2] 9.00E+05 1.00E+03 3

Sr-90 28.79

- 7.70E-08

2.80E-08

<0.001

1000

1.4

1.E+00

[2] 6.00E+04 1.00E+02 3

 Y-90 [6]

Sr-91

9.63 h

- / ph

5.70E-10 7.60E-10 0.117 1000

1.6

1.E+01 [2] 9.00E+06 1.00E+04 3

 Y-91m, Y91

Sr-92 2.66

- / ph 3.40E-10 4.90E-10

0.194

1000

1.4

1.E+01

[1] 1.00E+07 2.00E+04 3

 Y-92 [6]

Y-86

14.74 h

ec,

+ / ph

8.10E-10 9.60E-10 0.515 500

0.8

1.E+00

6.00E+06 1.00E+04

Y-86m

48 min

it, ec,

+ / ph 4.90E-11 5.60E-11 0.034 200 0.1

1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05 100

 Y-86 [6]

Y-87

79.8 h

ec,

+ / ph

5.30E-10 5.50E-10 0.080 20

<0.1

1.E+01 [2] 9.00E+06 2.00E+04 300

Y-88 106.65

d ec,

+/ ph 3.30E-09 1.30E-09

0.380 40 0.2 1.E-01 2.00E+06 3.00E+03

Y-90

64.10 h

1.70E-09 2.70E-09 0.007

1000

1.6

1.E+03

3.00E+06 5.00E+03

Y-90m 3.19

it,

- / ph 1.30E-10 1.70E-10

0.098

200 0.2 1.E+01

[1] 4.00E+07 6.00E+04 30

 Y-90

Y-91

58.51 d

- / ph

6.10E-09 2.40E-09 0.001 1000

1.6

1.E+02

8.00E+05 1.00E+03

Y-91m 49.71

min

ph 1.50E-11

1.10E-11

0.082

0.1

1.E+02

[1] 3.00E+08 6.00E+05 100

 Y-91

Y-92

3.54 h

- / ph

2.80E-10 4.90E-10 0.546 1000

1.7

1.E+02

2.00E+07 3.00E+04

Y-93 10.18

- / ph 6.00E-10 1.20E-09

0.098

1000

1.6

1.E+02

8.00E+06 1.00E+04

 Zr-93

Y-94

18.7 min

- / ph

4.60E-11 8.10E-11 1.111 900

1.7

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

Y-95 10.3

min

- / ph 2.60E-11 4.60E-11

1.219

1000

1.7

1.E+01

[1] 2.00E+08 3.00E+05 3

 Zr-95 [6]

Zr-86

16.5 h

ec,

+ / ph

7.00E-10 8.60E-10 0.069 100

0.1

1.E+01 [2] 7.00E+06 1.00E+04 100

 Y-86 [6]

Radioprotezione. O

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Zr-88 83.4

d ec

ph 4.10E-09

3.30E-10

0.076

0.1

1.E+00

1.00E+06 2.00E+03

100

 Y-88 [6]

Zr-89

78.41 h

ec,

+ / ph

7.50E-10 7.90E-10 0.182 400

0.5

1.E+01 [1] 7.00E+06 1.00E+04 10

Zr-93

1.53 E6 a

- 2.90E-08

2.80E-10

<0.001

<0.1

1.E+01

2.00E+05 3.00E+02

1000

 Nb-93m

Zr-95

64.032 d

- / ph

4.20E-09 8.80E-10 0.112 1000

1.1

1.E+00 [2] 1.00E+06 2.00E+03 3

 Nb-95 [6]

Zr-97 16.744

- / ph 1.40E-09 2.10E-09

0.027

1000

1.6

1.E+01

[2] 4.00E+06 6.00E+03 3

 Nb-97

Nb-88

14.5 min

ec,

+ / ph

5.00E-11 6.30E-11 0.719 1000

1.8

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 Zr-88

Nb-89 2.03

ec,

+ / ph 1.90E-10 3.00E-10 0.392 700 1.3 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04 3

 Zr-89

Nb-89m

66 min

ec,

+ / ph

1.20E-10 1.40E-10 0.306 900

1.5

1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04 3

 Zr-89

Nb-90 14.60

ec,

+ / ph 1.10E-09 1.20E-09 0.574 2000 1.9 1.E+01 [1] 5.00E+06 8.00E+03 3

Nb-91

680 a

ec,

+ / ph

1.E+02

1.00E+06 2.00E+03

1000

Nb-91m

60.86

d it,

ec,

+ / ph

1.E+01

2.00E+06 4.00E+03

300

Nb-92m

10.15 d

ec,

+ / ph

1.E+01

8.00E+06 1.00E+04

300

Nb-93m 16.13

ph 8.60E-10

1.20E-10

0.003

<0.1

1.E+01

6.00E+06 1.00E+04

1000

Nb-94

2.03 E4

- / ph

2.50E-08 1.70E-09 0.237 1000

1.5

1.E-01

2.00E+05 3.00E+02

Nb-95 34.991

- / ph 1.30E-09 5.80E-10

0.116

100

0.3

1.E+00

4.00E+06 6.00E+03

Nb-95m

3.61 d

it,

- / ph

8.50E-10 5.60E-10 0.021 2000

1.4

1.E+02

6.00E+06 1.00E+04

 Nb-95 [6]

Nb-96 23.35

- / ph 9.70E-10 1.10E-09

0.372

1000

1.6

1.E+00

5.00E+06 9.00E+03

Nb-97

72.1 min

- / ph

7.20E-11 6.80E-11 0.099 1000

1.6

1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05 3

Nb-98m 51.3

min

- / ph 9.90E-11 1.10E-10

0.393

1000

1.8

1.E+01

[1] 5.00E+07 8.00E+04 3

Mo-90

5.56 h

ec,

+ / ph

5.60E-10 6.20E-10 0.147 1000

1.4

1.E+01 [1] 9.00E+06 1.00E+04 3

 Nb-90 [6]

Mo-93

4.0 E3 a

ec / ph 1.40E-09

2.60E-09

0.016

4 <0.1

1.E+01

4.00E+06 6.00E+03

100

Mo-93m

6.85 h

it, ec / ph

3.00E-10 2.80E-10 0.330 800

0.8

1.E+01

2.00E+07 3.00E+04

 Mo-93

Mo-99 65.94

- / ph

1.10E-09 1.20E-09 0.024 1000

1.6

1.E+01 [2] 5.00E+06 8.00E+03 3

 Tc-99m, Tc99

Mo-101

14.61 min

- / ph

4.50E-11 4.20E-11 0.196 1000

1.7

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 Tc-101

Tc-93 2.75

ec,

+ / ph 6.50E-11 4.90E-11 0.222 20 0.1 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05 100

 Mo-93

Protezione dell'equilibrio ecologico 88

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Tc-93m

43.5 min

it, ec,

+ / ph 3.10E-11 2.40E-11 0.098 300

0.4

1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 10

 Tc-93, Mo93

Tc-94 293

min

ec,

+ / ph 2.20E-10 1.80E-10 0.414 200 0.4 1.E+01 [1] 2.00E+07 4.00E+04 10

Tc-94m

52.0 min

ec,

+ / ph

8.00E-11 1.10E-10 0.285 700

1.3

1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05 3

Tc-95

20.0 h

ec / ph 1.80E-10

1.60E-10

0.135

0.1

1.E+01

3.00E+07 5.00E+04

100

Tc-95m

61 d

ec,

+, it / ph 8.60E-10 6.20E-10 0.117 100

0.1

1.E+00 [2] 6.00E+06 1.00E+04 100

 Tc-95

Tc-96 4.28

d ec

ph 1.00E-09

1.10E-09

0.388

0.2

1.E+00

5.00E+06 8.00E+03

Tc-96m

51.5 min

it, ec,

+ / ph 1.10E-11 1.30E-11 0.016 3

<0.1

1.E+03 [1] 5.00E+08 8.00E+05 1000

 Tc-96

Tc-97

2.6 E6 a

ec / ph 1.60E-10

8.30E-11

0.017

4 <0.1

1.E+01

3.00E+07 5.00E+04

1000

Tc-97m

90.1 d

it / ph

2.70E-09 6.60E-10 0.014 30

0.7

1.E+02

2.00E+06 3.00E+03

 Tc-97

Tc-98 4.2

- / ph 6.10E-09 2.30E-09

0.215

2000

1.5

1.E-01

8.00E+05 1.00E+03

Tc-99

2.111 E5 a

3.20E-09 7.80E-10 <0.001 1000

1.1

1.E+00

2.00E+06 3.00E+03

Tc-99m 6.015

it,

-/ ph 2.90E-11 2.20E-11

0.022

300 0.2 1.E+02

[1] 2.00E+08 3.00E+05 30

 Tc-99

Tc-101

14.2 min

- / ph

2.10E-11 1.90E-11 0.055 1000

1.6

1.E+02 [1] 2.00E+08 4.00E+05 3

Tc-104 18.3

min

- / ph 4.80E-11 8.10E-11

1.219

1000

1.8

1.E+01

[1] 1.00E+08 2.00E+05 3

Ru-94

51.8 min

ec,

+ / ph

7.40E-11 9.40E-11 0.100 20

0.1

1.E+02 [1] 7.00E+07 1.00E+05 100

 Tc-94

Ru-97 2.9

d ec

ph 1.60E-10

1.50E-10

0.055

100

0.1

1.E+01

3.00E+07 5.00E+04

100

 Tc-97

Ru-103

39.26 d

- / ph

2.20E-09 7.30E-10 0.073 500

0.6

1.E+00 [2] 2.00E+06 4.00E+03 10

Ru-105 4.44

- / ph 2.50E-10 2.60E-10

0.119

1000

1.6

1.E+01

[1] 2.00E+07 3.00E+04 3

 Rh-105

Ru-106 / Rh-106 373.59 d - / ph

3.50E-08 7.00E-09 0.357 1000

1.6

1.E-01

[2] 1.00E+05 2.00E+02 3

Rh-99 16.1

d ec,

+ / ph 8.90E-10 5.10E-10 0.115 100 0.2 1.E+01 [1] 6.00E+06 9.00E+03 30

Rh-99m

4.7 h

ec,

+ / ph

7.30E-11 6.60E-11 0.122 100

0.2

1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05 30

Rh-100 20.8

ec,

+ / ph 6.30E-10 7.10E-10 0.392 100 0.3 1.E+00 8.00E+06 1.00E+04

Rh-101

3.3 a

ec / ph

3.10E-09 5.50E-10 0.062 300

0.4

1.E+00

2.00E+06 3.00E+03

Rh-101m 4.34

d ec,it

ph 2.70E-10

2.20E-10

0.066

200 0.2 1.E+01

2.00E+07 3.00E+04

 Rh-101

Rh-102

207 d

ec,

+, - / ph 4.20E-09 1.20E-09 0.085 400

0.6

1.E-01

1.00E+06 2.00E+03

Rh-102m 3.742

ec,

+, it / ph 9.00E-09 2.60E-09 0.339 50 0.2

1.E+00

6.00E+05 9.00E+02

 Rh-102

Radioprotezione. O

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Rh-103m

56.114 min it / ph

2.50E-12 3.80E-12 0.002 <1

<0.1

1.E+04 [1] 2.00E+09 3.00E+06 1000

Rh-105 35.36

- / ph 4.40E-10 3.70E-10

0.013

1000

1.2

1.E+02

1.00E+07 2.00E+04

Rh-106m

131 min

- / ph

1.90E-10 1.60E-10 0.436 1000

1.7

1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04 3

Rh-107 21.7

min

- / ph 2.80E-11 2.40E-11

0.051

1000

1.6

1.E+02

[1] 2.00E+08 3.00E+05 3

 Pd-107

Pd-100

3.63 d

ec / ph

9.70E-10 9.40E-10 0.050 20

0.1

1.E+00 [2] 5.00E+06 9.00E+03 100

 Rh-100 [6] Pd-101 8.47

ec,

+ / ph 1.00E-10 9.40E-11 0.081 100 0.2 1.E+02 5.00E+07 8.00E+04

 Rh-101m

Pd-103

16.991 d

ec / ph

3.00E-10 1.90E-10 0.019 3

<0.1

1.E+03 [1] 2.00E+07 3.00E+04 1000

 Rh-103m

Pd-107 6.5

- 2.90E-10

3.70E-11

<0.001

<0.1

1.E+03

2.00E+07 3.00E+04

1000

Pd-109

13.7012 h

- / ph

5.00E-10 5.50E-10 0.010 1000

1.E+02 [2] 1.00E+07 2.00E+04 3

Ag-102 12.9

min

ec,

+ / ph 3.20E-11 4.00E-11 0.546 800 1.4 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 3

Ag-103

65.7 min

ec,

+ / ph

4.50E-11 4.30E-11 0.125 500

0.8

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 10

 Pd-103

Ag-104 69.2

min

ec,

+ / ph 7.10E-11 6.00E-11 0.410 300 0.5 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05 10

Ag-104m

33.5 min

ec,

+, it / ph 4.50E-11 5.40E-11 0.188 400

0.8

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 10

 Ag-104 [6] Ag-105 41.29

d ec

ph 8.00E-10

4.70E-10

0.102

0.1

1.E+00

6.00E+06 1.00E+04

100

Ag-106

23.96 min ec,

+, b- / ph 2.70E-11 3.20E-11 0.117 700

1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 10

Ag-106m 8.28

d ec

ph 1.60E-09

1.50E-09

0.435

0.2

1.E+00

3.00E+06 5.00E+03

Ag-108m / Ag-108 418 a ec, it / ph

1.90E-08 2.30E-09 0.263 100

0.3

1.E-01

[2] 3.00E+05 4.00E+02 30

Ag-110m / Ag-110 249.76 d -, it / ph 7.30E-09 2.80E-09

0.409

500 0.6 1.E-01

[2] 7.00E+05 1.00E+03 10

Ag-111

7.45 d

- / ph

1.60E-09 1.30E-09 0.004 1000

1.6

1.E+02

3.00E+06 5.00E+03

Ag-112 3.130

- / ph 2.60E-10 4.30E-10

0.640

1000

1.7

1.E+01

[1] 2.00E+07 3.00E+04 3

Ag-115

20.0 min

- / ph

4.40E-11 6.00E-11 0.181 1000

1.7

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 Cd-115, Cd115m

Cd-104

57.7 min

ec / ph 6.30E-11

5.80E-11

0.062

0.1

1.E+02

[1] 8.00E+07 1.00E+05 100

 Ag-104 [6] Cd-107

6.50 h

ec,

+ / ph

1.10E-10 6.20E-11 0.030 20

0.6

1.E+03 [1] 5.00E+07 8.00E+04 10

Cd-109 461.4

d ec

ph 9.60E-09

2.00E-09

0.027

5 0.4

1.E+00

[2] 5.00E+05 9.00E+02 10

Cd-113

7.7 E15 a

1.40E-07 2.50E-08 <0.001 1000

0.9

1.E-01

4.00E+04 6.00E+01

Cd-113m 14.1

-, it

1.30E-07 2.30E-08 <0.001 1000 1.4

1.E-01

[2] 4.00E+04 6.00E+01 3

Protezione dell'equilibrio ecologico 90

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Cd-115

53.46 h

- / ph

1.30E-09 1.40E-09 0.037 1000

1.5

1.E+01 [2] 4.00E+06 6.00E+03 3

 In-115

Cd-115m 44.6

- / ph 6.40E-09 3.30E-09

0.003

1000

1.6

1.E+02

[2] 8.00E+05 1.00E+03 3

 In-115

Cd-117

2.49 h

- / ph

2.50E-10 2.80E-10 0.158 1000

1.5

1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04 3

 In-117m, In117

Cd-117m 3.36

- / ph

3.20E-10 2.80E-10 0.282 1000

1.5

1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04 3

 In-117, In117m

In-109

4.2 h

ec,

+ / ph

7.30E-11 6.60E-11 0.117 300

0.3

1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05 30

 Cd-109

In-110 4.9

ec,

+ / ph 2.50E-10 2.40E-10 0.468 60 0.2 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04 30

In-110m

69.1 min

ec,

+ / ph

8.10E-11 1.00E-10 0.238 700

1.1

1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05 3

In-111 2.8047

d ec

ph 3.10E-10

2.90E-10

0.082

400

0.3

1.E+01

[2] 2.00E+07 3.00E+04 30

In-112

14.97 min ec,

+, - / ph 1.30E-11 1.00E-11 0.047 900

1.E+02 [1] 4.00E+08 6.00E+05 10

In-113m 1.6579

ph 3.20E-11

2.80E-11

0.047

500

0.6

1.E+02

[1] 2.00E+08 3.00E+05 10

In-114m / In-114 49.51 d it, ec / ph

1.10E-08 4.10E-09 0.023 3000

3.2

1.E+01 [2] 5.00E+05 8.00E+02 3

In-115

4.41 E14 a

- 4.50E-07

3.20E-08

<0.001

1000

1.3

1.E+02

1.00E+04 2.00E+01

In-115m

4.486 h

it,

- / ph

8.70E-11 8.60E-11 0.033 900

1.E+02

6.00E+07 1.00E+05

 In-115

In-116m 54.41

min

- / ph 8.00E-11 6.40E-11

0.356

1000

1.7

1.E+01

[1] 6.00E+07 1.00E+05 3

In-117

43.2 min

- / ph

4.80E-11 3.10E-11 0.109 2000

1.8

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

In-117m 116.2

min

-, it / ph 1.10E-10 1.20E-10

0.019

1000

1.4 1.E+02

[1] 5.00E+07 8.00E+04 3

 In-117 [6] In-119m / In-119 18.0 min -, it / ph

2.90E-11 4.70E-11 0.033 1000

1.7

1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05 3

Sn-110

4.11 h

ec / ph 2.60E-10

3.50E-10

0.064

0.1

1.E+02

[2] 2.00E+07 3.00E+04 100

 In-110S [6] Sn-111

35.3 min

ec,

+ / ph

2.20E-11

2.30E-11

0.087

400

0.6

1.E+02

[1] 2.00E+08

4.00E+05

 In-111

Sn-113 115.09

d ec

ph 1.90E-09

7.30E-10

0.019

4 <0.1

1.E+00

[2] 3.00E+06 4.00E+03 300

 In-113m

Sn-117m

13.76 d

it / ph

2.20E-09

7.10E-10

0.038

3000

2.4

1.E+02

2.00E+06

4.00E+03

Sn-119m 293.1

it / ph

1.50E-09

3.40E-10

0.011

<0.1

1.E+01

3.00E+06 6.00E+03

1000

Sn-121

27.03 h

2.80E-10

2.30E-10

<0.001 1000

1.1

1.E+03

2.00E+07

3.00E+04

Sn-121m 43.9

a it,

- / ph

3.30E-09

3.80E-10

0.004

300

0.3

1.E+00

[2] 2.00E+06 3.00E+03 30

 Sn-121

Sn-123

129.2 d

- / ph

5.60E-09

2.10E-09

0.001

1000

1.6

1.E+02

9.00E+05

1.00E+03

Radioprotezione. O

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Sn-123m 40.06

min

- / ph 4.40E-11 3.80E-11

0.024

2000

1.9

1.E+02

[1] 1.00E+08 2.00E+05 3

Sn-125

9.64 d

- / ph

2.80E-09 3.10E-09 0.053 1000

1.5

1.E+01

2.00E+06 3.00E+03

 Sb-125

Sn-126

2.30 E5 a

- / ph 1.80E-08 4.70E-09

0.017

1000

1.2

1.E-01

[2] 3.00E+05 5.00E+02 3

 Sb-126 [6] Sn-127

2.10 h

- / ph

2.00E-10 2.00E-10 0.313 1000

1.6

1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04 3

 Sb-127 [6] Sn-128 59.07

min

- / ph 1.50E-10 1.50E-10

0.138

1000

1.5

1.E+01

[1] 3.00E+07 6.00E+04 3

 Sb-128S [6] Sb-115

32.1 min

ec,

+ / ph

2.30E-11 2.40E-11 0.151 400

0.6

1.E+01 [1] 2.00E+08 4.00E+05 10

Sb-116 15.8

min

ec,

+ / ph 2.30E-11 2.60E-11 0.321 500 0.9 1.E+01 [1] 2.00E+08 4.00E+05 10

Sb-116m

60.3 min

ec,

+ / ph

8.50E-11 6.70E-11 0.487 400

0.9

1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05 10

Sb-117 2.80

ec,

+ / ph 2.70E-11 1.80E-11 0.045 400 0.3 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05 30

Sb-118m

5.00 h

ec,

+ / ph

2.30E-10 2.10E-10 0.411 200

0.3

1.E+01 [1] 2.00E+07 4.00E+04 30

Sb-119 38.19

ph 5.90E-11

8.10E-11

0.022

3 <0.1

1.E+03

[1] 8.00E+07 1.00E+05 1000

Sb-120

15.89 min ec,

+ / ph

1.20E-11 1.40E-11 0.079 500

0.7

1.E+02 [1] 4.00E+08 7.00E+05 10

Sb-120m 5.76

d ec

ph 1.30E-09

1.20E-09

0.386

400

0.4

1.E+00

4.00E+06 6.00E+03

Sb-122

2.7238 d

-, ec, + / ph 1.20E-09 1.70E-09 0.068 1000

1.6

1.E+01

4.00E+06 7.00E+03

Sb-124 60.20

- / ph 4.70E-09 2.50E-09

0.261

1000

1.5

1.E+00

1.00E+06 2.00E+03

Sb-124n

20.2 min

it / ph

8.30E-12 8.00E-12 <0.001 <1 <0.1

1.E+02 [1] 6.00E+08 1.00E+06 1000

 Sb-124 [6] Sb-125 2.75856

- / ph 3.30E-09 1.10E-09

0.076

700

0.7

1.E-01

[2] 2.00E+06 3.00E+03 10

 Te-125m

Sb-126

12.35 j

- / ph

3.20E-09 2.40E-09 0.434 1000

1.5

1.E+00

2.00E+06 3.00E+03

Sb-126m 19.15

min

-, it / ph 3.30E-11 3.60E-11

0.239

1000

1.5 1.E+01

[1] 2.00E+08 3.00E+05 3

 Sb-126 [6] Sb-127

3.85 d

- / ph

1.70E-09 1.70E-09 0.106 1000

1.6

1.E+01 [2] 3.00E+06 5.00E+03 3

 Te-127, Te127m

Sb-128 9.01

- / ph 6.70E-10 7.60E-10

0.472

1000

1.8

1.E+01

7.00E+06 1.00E+04

Sb-128m

10.4 min

-, it / ph

2.60E-11 3.30E-11 0.313 1000

1.8

1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 3

Sb-129 4.40

- / ph

3.50E-10 4.20E-10 0.212 1000

1.6

1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04 3

 Te-129, Te129m

Sb-130

39.5 min

- / ph

9.10E-11 9.10E-11 0.505 2000

2.1

1.E+01 [1] 5.00E+07 9.00E+04 3

Protezione dell'equilibrio ecologico 92

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Sb-131 23.03

min

- / ph

8.30E-11 1.00E-10 0.278 1000

1.7

1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05 3

 Te-131, Te131m

Te-116

2.49 h

ec,

+ / ph

1.70E-10

0.033

0.2

1.E+02

[1] 3.00E+07

5.00E+04

 Sb-116 [6] Te-119m 4.70

d ec,

+ / ph

1.E+00

8.00E+06 1.00E+04

300

Te-121

19.16 d

ec / ph

4.40E-10

4.30E-10

0.104

0.1

1.E+01

1.00E+07

2.00E+04

100

Te-121m 154

it, ec / ph 3.60E-09 2.30E-09

0.043

200 0.4 1.E+00

1.00E+06 2.00E+03

 Te-121 [6] Te-123

6.00 E14 a ec / ph

5.00E-09 4.40E-09 0.017 2

<0.1

1.E-01

1.00E+06 2.00E+03

100

Te-123m 119.25

d it

ph 3.40E-09

1.40E-09

0.032

400

0.8

1.E+00

1.00E+06 2.00E+03

 Te-123

Te-125m

57.40 d

it / ph

2.90E-09 8.70E-10 0.027 500

1.1

1.E+03

2.00E+06 3.00E+03

Te-127 9.35

- / ph 1.80E-10 1.70E-10

0.001

1000

1.4

1.E+03

3.00E+07 5.00E+04

Te-127m

109 d

it,

- / ph

6.20E-09 2.30E-09 0.009 40

0.5

1.E+01 [2] 8.00E+05 1.00E+03 10

 Te-127

Te-129 69.6

min

- / ph 5.70E-11 6.30E-11

0.012

1000

1.6

1.E+02

[1] 9.00E+07 1.00E+05 3

 I-129

Te-129m

33.6 d

it,

- / ph

5.40E-09 3.00E-09 0.011 600

1.2

1.E+01 [2] 9.00E+05 2.00E+03 3

 Te-129

Te-131 25.0

min

- / ph 6.10E-11 8.70E-11

0.067

2000

2 1.E+02

8.00E+07 1.00E+05

 I-131

Te-131m

30 h

-, it / ph

1.60E-09 1.90E-09 0.208 2000

1.5

1.E+01 [2] 3.00E+06 5.00E+03 3

 I-131, Te131

Te-132 3.204

- / ph 3.00E-09 3.70E-09

0.050

700

0.7

1.E+00

[2] 2.00E+06 3.00E+03 10

 I-132 [6]

Te-133

12.5 min

- / ph

4.40E-11 7.20E-11 0.151 1000

1.7

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 I-133

Te-133m 55.4

min

-, it / ph

1.90E-10 2.80E-10 0.344 1000

1.8

1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04 3

 I-133, Te133

Te-134

41.8 min

- / ph

1.10E-10 1.10E-10 0.142 2000

1.7

1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04 3

 I-134 [6]

I-120 81.6

min

ec,

+ / ph

1.90E-10

3.40E-10

1.155

800

1.5

1.E+01

[1] 3.00E+07 4.00E+04 3

I-120m

53 min

ec,

+ / ph

1.40E-10

2.10E-10

1.108

800

1.7

1.E+01

[1] 4.00E+07

6.00E+04

I-121 2.12

ec,

+ / ph

3.90E-11

8.20E-11

0.077

400

0.4

1.E+02

[1] 1.00E+08 2.00E+05 10

 Te-121

I-123

13.27 h

ec / ph

1.10E-10

2.10E-10

0.043

400

0.3

1.E+02

5.00E+07

8.00E+04

 Te-123

I-124 4.1760

d ec,

+ / ph 6.30E-09 1.30E-08 0.170 300 0.5 1.E+01 8.00E+05 1.00E+03

I-125

59.400 d

ec / ph

7.30E-09

1.50E-08

0.033

<0.1

1.E+02

7.00E+05

1.00E+03

Radioprotezione. O

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

I-126 12.93

d ec,

+, - / ph 1.40E-08 2.90E-08 0.078 700

0.7

1.E+01

4.00E+05 6.00E+02

I-128

24.99 min

-, ec, + / ph 2.20E-11 4.60E-11 0.016 1000

1.5

1.E+02 [1] 2.00E+08 4.00E+05 3

I-129

1.57 E7 a

- / ph 5.10E-08 1.10E-07

0.016

100

0.3

1.E-02

1.00E+05 2.00E+02

 Xe-129

I-130

12.36 h

- / ph

9.60E-10 2.00E-09 0.325 1000

1.6

1.E+01

5.00E+06 9.00E+03

I-131 8.02070

- / ph 1.10E-08 2.20E-08

0.062

1000

1.4

1.E+01

5.00E+05 8.00E+02

 Xe-131m

I-132

2.295 h

- / ph

2.00E-10 2.90E-10 0.338 1000

1.7

1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04 3

I-132m 1.387

it,

- / ph 1.10E-10 2.20E-10

0.055

300 1 1.E+02

5.00E+07 8.00E+04

 I-132 [6]

I-133

20.8 h

- / ph

2.10E-09 4.30E-09 0.093 1000

1.6

1.E+01

2.00E+06 4.00E+03

 Xe-133, Xe133m

I-134 52.5

min

- / ph 7.90E-11 1.10E-10

0.385

1000

1.8

1.E+01

[1] 6.00E+07 1.00E+05 3

I-135

6.57 h

- / ph

4.60E-10 9.30E-10 0.223 1000

1.6

1.E+01 [2] 1.00E+07 2.00E+04 3

 Xe-135, Xe135m

Xe-122 / I-122

20.1 h

ec,

+ / ph

0.284

800

1.3

7.00E+07 7.00E+04

Xe-123

2.08 h

ec,

+ / ph

0.107

800

0.9

1.00E+08 1.00E+05

 I-123

Xe-125 16.9

ec,

+ / ph

0.060

300

0.2

3.00E+08 3.00E+05

 I-125

Xe-127

36.4 d

ec / ph

0.059

400

0.3

2.00E+08 2.00E+05

Xe-129m 8.88

d it

0.030

3000

1.9

3.00E+09 3.00E+06

Xe-131m

11.84 d

it / ph

0.012

3000

2.1

8.00E+09 8.00E+06

Xe-133 5.243

- / ph

0.016

1000

2.00E+09 2.00E+06

Xe-133m

2.19 d

it / ph

0.016

2000

1.7

2.00E+09 2.00E+06

 Xe-133

Xe-135 9.14

- / ph

0.040

2000

1.6

3.00E+08 3.00E+05

 Cs-135

Xe-135m

15.29 min

it,

- / ph

0.069

200

0.4

2.00E+08

2.00E+05

 Cs-135

Xe-137 3.818

min

- / ph

1.167

1.7

3.00E+08 3.00E+05

Xe-138

14.08 min

- / ph

0.166

1000

1.7

5.00E+07

5.00E+04

 Cs-138 [6] Cs-125 45

min

ec,

+ / ph 2.30E-11 3.50E-11 0.114 500 0.7 1.E+01 [1] 2.00E+08 4.00E+05 10

 Xe-125

Cs-127

6.25 h

ec,

+ / ph

4.00E-11

2.40E-11

0.079

100

0.2

1.E+02

1.00E+08

2.00E+05

 Xe-127

Cs-129 32.06

ec,

+ / ph

8.10E-11

6.00E-11

0.063

<0.1

1.E+01

6.00E+07 1.00E+05

1000

Protezione dell'equilibrio ecologico 94

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Cs-130

29.21 min ec,

+, - / ph 1.50E-11 2.80E-11 0.087 500

0.8

1.E+02 [1] 3.00E+08 6.00E+05 10

Cs-131 9.689

d ec

ph 4.50E-11

5.80E-11

0.016

2 <0.1

1.E+03

[1] 1.00E+08 2.00E+05 1000

Cs-132

6.479 d

ec,

+, - / ph 3.80E-10 5.00E-10 0.119 50

0.1

1.E+01

1.00E+07 2.00E+04

100

Cs-134 2.0648

-, ec / ph 9.60E-09 1.90E-08

0.236 1000 1.1 1.E-01 5.00E+05 9.00E+02

Cs-134m

2.903 h

it / ph

2.60E-11 2.00E-11 0.009 1000

1.5

1.E+03

2.00E+08 3.00E+05

 Cs-134 [6] Cs-135 2.3

- 9.90E-10

2.00E-09

0.000

600

0.7

1.E+02

5.00E+06 8.00E+03

Cs-135m

53 min

it / ph

2.40E-11 1.90E-11 0.239 70

0.2

1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 30

 Cs-135

Cs-136 13.16

- / ph 1.90E-09 3.00E-09

0.327

1000

1.5

1.E+00

3.00E+06 4.00E+03

Cs-137 / Ba-137m 30.1671 a -, it / ph

6.70E-09

1.30E-08

0.092

2000

1.5

1.E-01

[2] 7.00E+05

1.00E+03

Cs-138 33.41

min

- / ph

4.60E-11

9.20E-11

0.445

1000

1.8

1.E+01

[1] 1.00E+08 2.00E+05 3

Ba-126 / Cs-126

100 min

ec,

+ / ph

1.20E-10

2.60E-10

0.805

900

1.6

1.E+02

[1] 4.00E+07

7.00E+04

Ba-128 / Cs-128

2.43 d ec,

+ / ph

1.30E-09

2.70E-09

0.209

700

1.2

1.E+02

[2] 4.00E+06 6.00E+03 3

Ba-131

11.50 d

ec / ph

3.50E-10

4.50E-10

0.087

300

0.4

1.E+01

1.00E+07

2.00E+04

 Cs-131

Ba-131m

14.6 min

it / ph 6.40E-12

4.90E-12

0.019

0.4

1.E+02

[1] 8.00E+08 1.00E+06 10

 Ba-131

Ba-133

10.52 a

ec / ph

1.80E-09

1.00E-09

0.085

0.1

1.E-01

3.00E+06

5.00E+03

100

Ba-133m

38.9 h

it, ec / ph

2.80E-10 5.50E-10 0.019 2000 1.5 1.E+02 2.00E+07 3.00E+04

 Ba-133

Ba-135m

28.7 h

it / ph

2.30E-10

4.50E-10

0.018

2000

1.5

1.E+02

2.00E+07

4.00E+04

Ba-139 83.06

min

- / ph 5.50E-11 1.20E-10

0.012

1000

1.7

1.E+02

[1] 9.00E+07 2.00E+05 3

Ba-140

12.752 d

- / ph

1.60E-09 2.50E-09 0.031 1000

1.5

1.E+00

3.00E+06 5.00E+03

 La-140 [6] Ba-141 18.27

min

- / ph 3.50E-11 7.00E-11

0.152

1000

1.9

1.E+02

[1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 La-141

Ba-142

10.6 min

- / ph

2.70E-11 3.50E-11 0.160 1000

1.7

1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05 3

 La-142 [6] La-131 59

min

ec,

+ / ph 3.60E-11 3.50E-11 0.116 400 0.6 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 10

 Ba-131

La-132

4.8 h

ec,

+ / ph

2.80E-10 3.90E-10 0.379 400

0.8

1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04 10

La-135 19.5

ec,

+ / ph 2.50E-11 3.00E-11 0.017 2 <0.1 1.E+03 2.00E+08 3.00E+05

1000

La-137

6.0 E4 a

ec / ph

1.00E-08 8.10E-11 0.014 2

<0.1

1.E+02

5.00E+05 8.00E+02

1000

La-138

1.02 E11 a ec,

- / ph 1.80E-07 1.10E-09

0.185 400 0.4 1.E-01 3.00E+04 5.00E+01

La-140

1.6781 d

- / ph

1.50E-09 2.00E-09 0.332 1000

1.8

1.E+00

3.00E+06 6.00E+03

Radioprotezione. O

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

La-141 3.92

- / ph 2.20E-10 3.60E-10

0.016

1000

1.6

1.E+02

[1] 2.00E+07 4.00E+04 3

 Ce-141

La-142

91.1 min

- / ph

1.50E-10

1.80E-10

0.490

1000

1.8

1.E+01

[1] 3.00E+07

6.00E+04

La-143 14.2

min

- / ph

3.30E-11

5.60E-11

0.219

1000

1.6

1.E+02

[1] 2.00E+08 3.00E+05 3

 Ce-143

Ce-134 / La -134

3.16 d

ec,

+ / ph

1.60E-09

2.50E-09

0.149

600

1.E+03

[2] 3.00E+06

5.00E+03

Ce-135 17.7

ec,

+ / ph

7.60E-10

7.90E-10

0.271

2000

1.8

1.E+01

7.00E+06 1.00E+04

 La-135

Ce-137

9.0 h

ec,

+ / ph

1.90E-11

2.50E-11

0.016

<0.1

1.E+03

3.00E+08

4.00E+05

1000

 La-137

Ce-137m

34.4 h

it, ec / ph

5.90E-10 5.40E-10 0.016 2000 1.6 1.E+02 [2] 8.00E+06 1.00E+04 3

 Ce-137, La137

Ce-139

137.641 d

ec / ph

1.40E-09

2.60E-10

0.036

500

0.5

1.E+00

4.00E+06

6.00E+03

Ce-141 32.508

- / ph 3.10E-09 7.10E-10

0.014

2000

1.6

1.E+02

2.00E+06 3.00E+03

Ce-143

33.039 h

- / ph

1.00E-09

1.10E-09

0.053

1000

1.6

1.E+01

5.00E+06

8.00E+03

 Pr-143

Ce-144 / Pr-144m 284.91 d

- / ph

2.90E-08

5.20E-09

0.005

800

0.9

1.E+01

[2] 2.00E+05 3.00E+02 10

 Pr-144

Pr-136

13.1 min

ec,

+ / ph

2.50E-11

3.30E-11

0.375

600

1.1

1.E+01

[1] 2.00E+08

3.00E+05

Pr-137 1.28

ec,

+ / ph

3.50E-11

4.00E-11

0.083

300

0.5

1.E+02

[1] 1.00E+08 2.00E+05 10

 Ce-137

Pr-138m

2.12 h

ec,

+ / ph

1.30E-10 1.30E-10 0.379 600

0.8

1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04 10

Pr-139 4.41

ec,

+ / ph 3.00E-11 3.10E-11 0.028 100 0.1 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05 100

 Ce-139

Pr-142

19.12 h

-, ec / ph

7.40E-10 1.30E-09 0.011 1000

1.6

1.E+02

7.00E+06 1.00E+04

Pr-142m

14.6 min

it / ph 9.40E-12

1.70E-11

<0.001

<0.1

1.E+07

[1] 5.00E+08 9.00E+05 1000

 Pr-142

Pr-143

13.57 d

2.20E-09 1.20E-09 0.000

1000

1.5

1.E+03

2.00E+06 4.00E+03

Pr-144 17.28

min

- / ph 3.00E-11 5.00E-11

0.099

1000

1.6

1.E+02

[1] 2.00E+08 3.00E+05 3

Pr-145

5.984 h

- / ph

2.60E-10 3.90E-10 0.002 1000

1.6

1.E+03

2.00E+07 3.00E+04

Pr-147 13.4

min

- / ph 3.00E-11 3.30E-11

0.144

1000

1.8

1.E+01

[1] 2.00E+08 3.00E+05 3

 Nd-147

Nd-136

50.65 min ec,

+ / ph

8.90E-11 9.90E-11 0.061 200

0.3

1.E+02 [1] 6.00E+07 9.00E+04 30

 Pr-136 [6] Nd-138 / Pr-138 5.04 h ec / ph 3.80E-10

6.40E-10

0.398

700

1.3

1.E+03

[2] 1.00E+07 2.00E+04 3

Nd-139

29.7 min

ec,

+ / ph

1.70E-11 2.00E-11 0.070 300

0.4

1.E+02 [1] 3.00E+08 5.00E+05 10

 Pr-139

Nd-139m 5.50

ec,

+, it / ph 2.50E-10 2.50E-10 0.246 500

0.6

1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04 10

 Pr-139, Nd139

Protezione dell'equilibrio ecologico 96

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Nd-140

3.37 d

ec / ph

1.E+04 [2] 3.00E+06 4.00E+03 100

Nd-141 2.49

ec,

+ / ph 8.80E-12 8.30E-12 0.021 50 0.1 1.E+02 [1] 6.00E+08 9.00E+05 100

Nd-147

10.98 d

- / ph

2.10E-09

1.10E-09

0.027

1000

1.5

1.E+02

2.00E+06

4.00E+03

 Pm-147

Nd-149 1.728

- / ph

1.30E-10

1.20E-10

0.063

2000

1.8

1.E+02

[1] 4.00E+07 6.00E+04 3

 Pm-149

Nd-151

12.44 min

- / ph

2.90E-11

3.00E-11

0.137

1000

1.7

1.E+01

[1] 2.00E+08

3.00E+05

 Pm-151

Pm-141 20.90

min

ec,

+ / ph

2.50E-11

3.60E-11

0.137

500

0.9

1.E+01

[1] 2.00E+08 3.00E+05 10

 Nd-141, Nd141m

Pm-143

265 d

ec / ph

9.60E-10

2.30E-10

0.057

<0.1

1.E+00

5.00E+06

9.00E+03

1000

Pm-144 363

ec / ph

5.40E-09

9.70E-10

0.248

0.1

1.E-01

9.00E+05 2.00E+03

100

Pm-145

17.7 a

ec, α / ph

2.40E-09

1.10E-10

0.013

<0.1

1.E+01

2.00E+06

3.00E+03

1000

Pm-146 5.53

ec,

- / ph 1.30E-08 9.00E-10

0.122 500 0.6 1.E-01 4.00E+05 6.00E+02

 Sm-146

Pm-147

2.6234 a

3.50E-09 2.60E-10 <0.001 500

0.6

1.E+03

1.00E+06 2.00E+03

 Sm-147

Pm-148 5.368

- / ph 2.20E-09 2.70E-09

0.091

1000

1.6

1.E+01

2.00E+06 4.00E+03

Pm-148m

41.29 d

-, it / ph

4.30E-09 1.80E-09 0.306 1000

1.4

1.E+00

1.00E+06 2.00E+03

 Sm-148

Pm-149 53.08

- / ph 8.20E-10 9.90E-10

0.002

1000

1.6

1.E+03

6.00E+06 1.00E+04

Pm-150

2.68 h

- / ph

2.10E-10 2.60E-10 0.226 1000

1.8

1.E+01 [1] 2.00E+07 4.00E+04 3

Pm-151 28.40

- / ph 6.40E-10 7.30E-10

0.052

1000

1.5

1.E+01

8.00E+06 1.00E+04

 Sm-151

Sm-141

10.2 min

ec,

+ / ph

2.70E-11 3.90E-11 0.287 500

1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 10

 Pm-141 [6] Sm-141m 22.6

min

ec,

+, it / ph 5.60E-11 6.50E-11 0.338 900

1.1

1.E+01 [1] 9.00E+07 1.00E+05 3

 Pm-141,

Sm-141

Sm-142 / Pm-142 72.49 min ec, + / ph

1.10E-10 1.90E-10 0.752 800

1.5

1.E+02 [1] 5.00E+07 8.00E+04 3

Sm-145 340

d ec

ph 1.10E-09

2.10E-10

0.026

<0.1

1.E+02

5.00E+06 8.00E+03

1000

 Pm-145

Sm-146

1.03 E8 a

6.70E-06 5.40E-08 <0.001 <1 <0.1

1.E+00

7.00E+02 1.00E+00

Sm-147 1.060

E11

α 6.10E-06

4.90E-08

<0.001

<0.1

1.E+00

8.00E+02 1.00E+00

Sm-151

90 a

2.60E-09 9.80E-11 <0.001 <1

<0.1

1.E+03

2.00E+06 3.00E+03

1000

Sm-153 46.50

- / ph 6.80E-10 7.40E-10

0.016

1000

1.6

1.E+02

7.00E+06 1.00E+04

Sm-155

22.3 min

- / ph

2.80E-11

2.90E-11

0.019

1000

1.6

1.E+02

[1] 2.00E+08

3.00E+05

 Eu-155

Radioprotezione. O

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Sm-156 9.4

- / ph 2.80E-10 2.50E-10

0.022

1000

1.4

1.E+02

2.00E+07 3.00E+04

 Eu-156 [6] Eu-145

5.93 d

ec,

+ / ph

7.30E-10

7.50E-10

0.217

0.2

1.E+00

7.00E+06

1.00E+04

 Sm-145

Eu-146 4.61

d ec,

+ / ph

1.20E-09

1.30E-09

0.375

100

0.3

1.E+00

4.00E+06 7.00E+03

 Sm-146

Eu-147

24.1 d

ec,

+,  / ph 1.00E-09 4.40E-10

0.085

300

0.3

1.E+01

5.00E+06

8.00E+03

 Sm-147, Pm143

Eu-148 54.5

d ec,

+,  / ph 2.30E-09 1.30E-09

0.327

0.2

1.E+00

2.00E+06 4.00E+03

 Pm-144

Eu-149

93.1 d

ec / ph

2.30E-10

1.00E-10

0.018

<0.1

1.E+01

2.00E+07

4.00E+04

1000

Eu-150 36.9

a ec,

+ / ph

3.40E-08

1.30E-09

0.238

100

0.2

1.E-01

1.00E+05 2.00E+02

Eu-150m

12.8 h

-, ec, + / ph 2.80E-10 3.80E-10

0.008

1000

1.4

1.E+03

[1] 2.00E+07

3.00E+04

Eu-152 13.537

a ec,

+, - / ph 2.70E-08 1.40E-09 0.179 700 0.8

1.E-01

2.00E+05 3.00E+02

 Gd-152

Eu-152m

9.3116 h

-, ec, + / ph 3.20E-10 5.00E-10

0.047

900

1.3

1.E+02

2.00E+07

3.00E+04

 Gd-152

Eu-154 8.593

-, ec / ph

3.50E-08

2.00E-09

0.185

2000

1.8

1.E-01

1.00E+05 2.00E+02

Eu-155

4.7611 a

- / ph

4.70E-09

3.20E-10

0.012

200

0.3

1.E+00

1.00E+06

2.00E+03

Eu-156 15.19

- / ph 3.00E-09 2.20E-09

0.188

1000

1.5

1.E+00

2.00E+06 3.00E+03

Eu-157

15.18 h

- / ph

4.40E-10 6.00E-10 0.049 1000

1.6

1.E+02

1.00E+07 2.00E+04

Eu-158 45.9

min

- / ph 7.50E-11 9.40E-11

0.220

1000

1.8

1.E+01

[1] 7.00E+07 1.00E+05 3

Gd-145

23.0 min

ec,

+ / ph

3.50E-11 4.40E-11 0.360 500

0.9

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 10

 Eu-145 [6] Gd-146 48.27

d ec

ph 5.20E-09

9.60E-10

0.057

600

0.9

1.E+00

[2] 1.00E+06 2.00E+03 10

 Eu-146 [6] Gd-147

38.1 h

ec,

+ / ph

5.90E-10 6.10E-10 0.206 400

0.4

1.E+01 [1] 8.00E+06 1.00E+04 10

 Eu-147

Gd-148 74.6

 3.00E-05

5.50E-08

<0.001

<0.1

1.E+00

2.00E+02 3.00E-01

Gd-149

9.28 d

ec,

+ / ph

7.90E-10 4.50E-10 0.076 400

0.6

1.E+01

6.00E+06 1.00E+04

 Eu-149

Gd-151 124

d ec,

 / ph 9.30E-10 2.00E-10

0.018

200 0.2 1.E+01

5.00E+06 9.00E+03

 Sm-147

Gd-152

1.08 E14 a



2.20E-05 4.10E-08 <0.001 <1 <0.1

1.E+01 [1] 2.00E+02 4.00E-01 3

Gd-153 240.4

d ec

ph 2.50E-09

2.70E-10

0.029

0.1

1.E+01

2.00E+06 3.00E+03

100

Gd-159

18.479 h

- / ph

3.90E-10 4.90E-10 0.010 1000

1.5

1.E+02

1.00E+07 2.00E+04

Tb-147 1.64

ec,

+ / ph 1.20E-10 1.60E-10 0.356 400 0.8 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04 10

 Gd-147 [6]

Protezione dell'equilibrio ecologico 98

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Tb-149

4.118 h

ec,

+,  / ph 3.10E-09 2.50E-10

0.241

400

0.6

1.E-01

2.00E+06

3.00E+03

 Gd-149, Eu145

Tb-150 3.48

ec,

+,  / ph 1.80E-10 2.50E-10

0.346

400

0.8

1.E+01

[1] 3.00E+07 5.00E+04 10

Tb-151

17.609 h

ec,

+,  / ph 3.30E-10 3.40E-10

0.147

400

0.6

1.E+01

2.00E+07

3.00E+04

 Gd-151, Eu147

Tb-153 2.34

d ec,

+ / ph

2.40E-10

2.50E-10

0.045

100

0.1

1.E+01

2.00E+07 3.00E+04

100

 Gd-153

Tb-154

21.5 h

ec,

+ / ph

6.00E-10

6.50E-10

0.313

400

0.6

1.E+01

[1] 8.00E+06

1.00E+04

Tb-155 5.32

d ec

ph 2.50E-10

2.10E-10

0.031

200

0.2

1.E+02

2.00E+07 3.00E+04

Tb-156

5.35 d

ec / ph

1.40E-09

1.20E-09

0.277

500

0.8

1.E+00

4.00E+06

6.00E+03

Tb-156m

24.4 h

it / ph

2.30E-10

1.70E-10 0.007 4

<0.1 1.E+01

2.00E+07 4.00E+04

1000

Tb-156n

5.3 h

it / ph

1.30E-10

8.10E-11

0.001

0.6

1.E+04

[1] 4.00E+07

6.00E+04

 Tb-156 [6] Tb-157 71

ec / ph

7.90E-10

3.40E-11

0.001

<0.1

1.E+02

6.00E+06 1.00E+04

1000

Tb-158

180 a

ec,

- / ph

3.00E-08 1.10E-09 0.127 400

0.6

1.E-01

2.00E+05 3.00E+02

Tb-160 72.3

- / ph 5.40E-09 1.60E-09

0.169

1000

1.7

1.E+00

9.00E+05 2.00E+03

Tb-161

6.906 d

- / ph

1.20E-09 7.20E-10 0.013 1000

1.3

1.E+03

4.00E+06 7.00E+03

Dy-155 9.9

ec,

+ / ph 1.20E-10 1.30E-10 0.094 100 0.1 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04 100

 Tb-155

Dy-157

8.14 h

ec / ph

5.50E-11 6.10E-11 0.065 40

0.1

1.E+02

9.00E+07 2.00E+05

100

 Tb-157

Dy-159 144.4

d ec

ph 2.50E-10

1.00E-10

0.015

<0.1

1.E+03

2.00E+07 3.00E+04

1000

Dy-165

2.334 h

- / ph

8.70E-11 1.10E-10 0.005 1000

1.6

1.E+03

6.00E+07 1.00E+05

Dy-166 81.6

- / ph 1.80E-09 1.60E-09

0.010

1000

1.1

1.E+02

3.00E+06 5.00E+03

 Ho-166

Ho-155

48 min

ec,

+ / ph

3.20E-11 3.70E-11 0.066 300

0.5

1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05 10

 Dy-155

Ho-157 12.6

min

ec,

+ / ph 7.60E-12 6.50E-12 0.088 300 0.3 1.E+02 [1] 7.00E+08 1.00E+06 30

 Dy-157

Ho-159

33.05 min ec,

+ / ph

1.00E-11 7.90E-12 0.069 200

0.2

1.E+02 [1] 5.00E+08 8.00E+05 30

 Dy-159

Ho-161

2.48 h

ec / ph 1.00E-11

1.30E-11

0.022

<0.1

1.E+02

[1] 5.00E+08 8.00E+05 1000

Ho-162

15.0 min

ec,

+ / ph

4.50E-12 3.30E-12 0.032 70

0.2

1.E+02 [1] 1.00E+09 2.00E+06 30

Ho-162m

67.0 min

it, ec,

+ / ph 3.30E-11 2.60E-11 0.094 300 0.3

1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 30

 Ho-162

Ho-164

29 min

ec,

- / ph

1.30E-11 9.50E-12 0.009 600

0.7

1.E+03 [1] 4.00E+08 6.00E+05 10

Radioprotezione. O

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Ho-164m

38.0 min

it / ph 1.60E-11

1.60E-11

0.014

<0.1

1.E+03

[1] 3.00E+08 5.00E+05 1000

 Ho-164

Ho-166

26.80 h

- / ph

8.30E-10

1.40E-09

0.005

1000

1.7

1.E+02

6.00E+06

1.00E+04

Ho-166m 1.20

- / ph

7.80E-08

2.00E-09

0.268

800

0.9

1.E-01

6.00E+04 1.00E+02

Ho-167

3.1 h

- / ph

1.00E-10

8.30E-11

0.061

1000

1.4

1.E+02

[1] 5.00E+07

8.00E+04

Er-161 3.21

ec,

+ 8.50E-11

8.00E-11

0.139

400

0.4

1.E+01

[1] 6.00E+07 1.00E+05 10

 Ho-161

Er-165

10.36 h

1.40E-11

1.90E-11

0.011

<0.1

1.E+03

[1] 4.00E+08

6.00E+05

1000

Er-169 9.40

- 9.20E-10

3.70E-10

<0.001

1000

1.E+03

5.00E+06 9.00E+03

Er-171

7.516 h

3.00E-10

3.60E-10

0.064

2000

1.9

1.E+02

2.00E+07

3.00E+04

 Tm-171

Er-172 49.3

- 1.20E-09

1.00E-09

0.084

1000

1.E+01

4.00E+06 7.00E+03

 Tm-172

Tm-162

21.70 min

ec,

+ / ph

2.70E-11

2.90E-11

0.261

300

0.9

1.E+01

[1] 2.00E+08

3.00E+05

Tm-166 7.70

ec,

+ / ph

2.80E-10

0.270

200

0.4

1.E+01

2.00E+07 3.00E+04

Tm-167

9.25 d

ec / ph

1.00E-09

5.60E-10

0.029

2000

1.1

1.E+02

[1] 5.00E+06

8.00E+03

Tm-170 128.6

-, ec / ph 5.20E-09 1.30E-09 0.001 1000 1.6 1.E+02 1.00E+06 2.00E+03

Tm-171

1.92 a

- / ph

9.10E-10

1.10E-10

<0.001 <1

<0.1

1.E+03

5.00E+06

9.00E+03

1000

Tm-172 63.6

- / ph

1.40E-09

1.70E-09

0.069

1000

1.5

1.E+01

4.00E+06 6.00E+03

Tm-173

8.24 h

- / ph

2.60E-10

3.10E-10

0.063

1000

1.6

1.E+02

2.00E+07

3.00E+04

Tm-175 15.2

min

- / ph 3.10E-11 2.70E-11

0.160

2000

2 1.E+01

[1] 2.00E+08 3.00E+05 3

 Yb-175

Yb-162

18.87 min ec,

+ / ph

2.30E-11 2.30E-11 0.027 60

0.1

1.E+02 [1] 2.00E+08 4.00E+05 100

 Tm-162 [6] Yb-166

56.7 h

ec / ph 9.50E-10

9.50E-10

0.022

0.1

1.E+02

[1] 5.00E+06 9.00E+03 100

 Tm-166 [6] Yb-167

17.5 min

ec,

+ / ph

9.50E-12 6.70E-12 0.053 200

0.4

1.E+02 [1] 5.00E+08 9.00E+05 10

 Tm-167

Yb-169 32.026

d ec

ph 2.40E-09

7.10E-10

0.061

1000

1 1.E+01

2.00E+06 3.00E+03

Yb-175

4.185 d

- / ph

7.00E-10 4.40E-10 0.007 1000

1.1

1.E+02

7.00E+06 1.00E+04

Yb-177 1.911

- / ph 9.40E-11 9.70E-11

0.028

1000

1.5

1.E+02

[1] 5.00E+07 9.00E+04 3

 Lu-177

Yb-178

74 min

- / ph

1.10E-10 1.20E-10 0.006 1000

1.3

1.E+03 [2] 5.00E+07 8.00E+04 3

 Lu-178

Lu-169 34.06

ec,

+ / ph 4.90E-10 4.60E-10 0.154 100 0.2 1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04 30

 Yb-169

Lu-170

2.012 d

ec,

+ / ph

9.50E-10 9.90E-10 0.281 60

0.3

1.E+01 [1] 5.00E+06 9.00E+03 30

Lu-171 8.24

d ec,

+ / ph 9.30E-10 6.70E-10 0.115 30 0.1 1.E+01 5.00E+06 9.00E+03

100

Protezione dell'equilibrio ecologico 100

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Lu-172

6.70 d

ec,

+ / ph

1.80E-09 1.30E-09 0.283 300

0.5

1.E+00

3.00E+06 5.00E+03

Lu-173

1.37 a

ec / ph 1.50E-09

2.60E-10

0.028

0.1

1.E+00

3.00E+06 6.00E+03

100

Lu-174

3.31 a

ec,

+ / ph

2.90E-09 2.70E-10 0.024 10

<0.1

1.E+00

2.00E+06 3.00E+03

1000

Lu-174m 142

it, ec / ph 2.60E-09 5.30E-10

0.015

30 <0.1

1.E+01

2.00E+06 3.00E+03

300

 Lu-174

Lu-176

3.85 E10 a

- / ph

4.60E-08 1.80E-09 0.081 2000

2.3

1.E-01

1.00E+05 2.00E+02

Lu-176m 3.635

-, ec / ph 1.60E-10 1.70E-10

0.003 1000 1.8 1.E+03 3.00E+07 5.00E+04

Lu-177

6.647 d

- / ph

1.10E-09 5.30E-10 0.006 1000

1.3

1.E+02

5.00E+06 8.00E+03

Lu-177m 160.4

-, it / ph 1.20E-08 1.70E-09

0.166

2000

2.6 1.E-01

[2] 4.00E+05 7.00E+02 3

 Lu-177

Lu-178

28.4 min

- / ph

4.10E-11 4.70E-11 0.022 1000

1.8

1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

Lu-178m 23.1

min

- / ph 5.60E-11 3.80E-11

0.182

2000

2.8

1.E+01

[1] 9.00E+07 1.00E+05 3

Lu-179

4.59 h

- / ph

1.60E-10

2.10E-10

0.005

1000

1.6

1.E+03

3.00E+07

5.00E+04

Hf-170

16.01 h

ec / ph

4.30E-10

4.80E-10 0.091 200 0.3 1.E+02 [1] 1.00E+07 2.00E+04 30

 Lu-170 [6] Hf-172

1.87 a

ec / ph

3.70E-08

1.00E-09

0.030

100

0.1

1.E+01

[2] 1.00E+05

2.00E+02

100

 Lu-172 [6] Hf-173 23.6

ec,

+ / ph 2.20E-10 2.30E-10 0.071 300 0.3 1.E+01 2.00E+07 4.00E+04

 Lu-173

Hf-175

70 d

ec / ph

8.80E-10

4.10E-10

0.065

200

0.2

1.E+00

6.00E+06

9.00E+03

Hf-177m

51.4 min

it / ph

1.50E-10

8.10E-11 0.370 4000 4.5 1.E+01 [1] 3.00E+07 6.00E+04 1

Hf-178m

31 a

it / ph

3.10E-07

4.70E-09

0.378

2000

2.1

1.E+01

[1] 2.00E+04

3.00E+01

Hf-179m 25.05

it / ph

3.20E-09

1.20E-09

0.149

1000

1.6

1.E+01

[1] 2.00E+06 3.00E+03 3

Hf-180m

5.5 h

it,

- / ph

2.00E-10

1.70E-10

0.166

700

1.1

1.E+01

[1] 3.00E+07

4.00E+04

Hf-181 42.39

- / ph 4.10E-09 1.10E-09

0.089

2000

1.9

1.E+00

1.00E+06 2.00E+03

Hf-182

9E6 a

- / ph

3.60E-07 3.00E-09 0.039 500

0.6

1.E-01

[2] 1.00E+04 2.00E+01 10

 Ta-182 [6] Hf-182m 61.5

min

-, it / ph

7.10E-11 4.20E-11 0.150 1000

1.8

1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05 3

 Ta-182 [6], Hf-182

Hf-183

1.067 h

- / ph

8.30E-11 7.30E-11 0.116 1000

1.6

1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05 3

 Ta-183

Hf-184 4.12

- / ph 4.50E-10 5.20E-10

0.043

2000

2.2

1.E+02

[1] 1.00E+07 2.00E+04 3

 Ta-184

Ta-172

36.8 min

ec,

+ / ph

5.70E-11 5.30E-11 0.244 700

1.5

1.E+01 [1] 9.00E+07 1.00E+05 3

 Hf-172 [6] Ta-173 3.14

ec,

+ / ph 1.60E-10 1.90E-10 0.098 500 0.7 1.E+01 [1] 3.00E+07 5.00E+04 10

 Hf-173

Radioprotezione. O

101

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Ta-174

1.14 h

ec,

+ / ph

6.60E-11 5.70E-11 0.106 700

1.2

1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05 3

 Hf-174

Ta-175 10.5

ec,

+ / ph 2.00E-10 2.10E-10 0.137 200 0.3 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04 30

 Hf-175

Ta-176

8.09 h

ec,

+ / ph

3.30E-10 3.10E-10 0.280 100

0.5

1.E+01

2.00E+07 3.00E+04

Ta-177 56.56

ph 1.30E-10

1.10E-10

0.015

100

0.2

1.E+02

[1] 4.00E+07 6.00E+04 30

Ta-178

9.31 min

ec,

+ / ph

0.021

0.2

1.E+01 [1]

Ta-178m

2.36 h

ec / ph 1.10E-10

7.80E-11

0.172

700

1.2

5.00E+07 8.00E+04

Ta-179

1.82 a

ec / ph

2.90E-10 6.50E-11 0.008 6

<0.1

1.E+01

2.00E+07 3.00E+04

1000

Ta-180 8.152

ec,

- / ph 6.20E-11 5.40E-11

0.011 200 0.4 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05 10

Ta-180m

1E13 a

1.40E-08 8.40E-10 0.094 600

1.E+03

4.00E+05 6.00E+02

Ta-182 114.43

- / ph 7.40E-09 1.50E-09

0.194

1000

1.8

1.E-01

7.00E+05 1.00E+03

Ta-182m

15.84 min it / ph

3.60E-11 1.20E-11 0.044 3000

2.7

1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 Ta-182 [6] Ta-183 5.1

- / ph 2.00E-09 1.30E-09

0.051

2000

2.3

1.E+01

3.00E+06 4.00E+03

Ta-184

8.7 h

- / ph

6.30E-10 6.80E-10 0.247 2000

2.8

1.E+01 [1] 8.00E+06 1.00E+04 3

Ta-185 49.4

min

- / ph 7.20E-11 6.80E-11

0.033

2000

2.3

1.E+02

[1] 7.00E+07 1.00E+05 3

 W-185

Ta-186

10.5 min

- / ph

3.10E-11 3.30E-11 0.252 2000

2.5

1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 3

W-176 2.3

7.60E-11

1.10E-10

0.036

0.1

1.E+02

[1] 7.00E+07 1.00E+05 100

 Ta-176 [6] W-177

132 min

ec,

+ / ph

4.60E-11 6.10E-11 0.140 300

0.4

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 10

 Ta-177

W-178 / Ta-178-1 21.6 d ec /

ph 1.20E-10

2.50E-10

0.024

0.2

1.E+01

[1] 4.00E+07 7.00E+04 30

W-179

37.05 min ec / ph

1.80E-12 3.30E-12 0.019 10

<0.1

1.E+02 [1] 3.00E+09 5.00E+06 1000

 Ta-179

W-181 121.2

d ec

ph 4.30E-11

8.20E-11

0.009

7 <0.1

1.E+01

1.00E+08 2.00E+05

1000

W-185

75.1 d

2.20E-10

5.00E-10

<0.001 1000

1.1

1.E+03

2.00E+07

4.00E+04

W-187 23.72

- / ph 3.30E-10 7.10E-10

0.075

2000

1.6

1.E+01

2.00E+07 3.00E+04

 Re-187

W-188

69.78 d

- / ph

8.40E-10

2.30E-09

<0.001 1000

1.E+01

[2] 6.00E+06

1.00E+04

 Re-188

Re-177

0.233 h

2.20E-11

0.100

300

0.8

1.E+01

[1] 2.00E+08 4.00E+05 10

 W-177 [6]

Re-178

13.2 min

ec,

+ / ph

2.40E-11

2.50E-11

0.256

700

1.6

1.E+01

[1] 2.00E+08

3.00E+05

 W-178

Re-181 19.9

ec,

+ / ph

3.70E-10

4.20E-10

0.124

500

0.6

1.E+01

1.00E+07 2.00E+04

 W-181

Re-182

64.0 h

ec / ph

1.70E-09

1.40E-09

0.177

0.6

1.E+00

3.00E+06

5.00E+03

Protezione dell'equilibrio ecologico 102

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Re-182m 12.7

ec,

+ / ph

3.00E-10

2.70E-10

0.282

900

1.7

1.E+01

2.00E+07 3.00E+04

Re-183

70.0 d

ec / ph

1.E+01

3.00E+06

5.00E+03

300

Re-184 38.0

d ec,

+ / ph

1.80E-09

1.00E-09

0.138

300

0.6

1.E+00

3.00E+06 5.00E+03

Re-184m

169 d

it, ec / ph

4.80E-09

1.50E-09

0.063

300

0.8

1.E-01

1.00E+06

2.00E+03

 Re-184 [6] Re-186 3.7183

-, ec / ph 1.20E-09 1.50E-09 0.004 2000 1.6 1.E+03 4.00E+06 7.00E+03

Re-186m

2.00 E5 a

it / ph

7.90E-09

2.20E-09

0.004

0.1

1.E+00

[2] 6.00E+05

1.00E+03

100

 Re-186

Re-187 4.12

E10

- 4.60E-12

5.10E-12

<0.001

<0.1

1.E+03

1.00E+09 2.00E+06

1000

Re-188

17.0040 h

- / ph

7.40E-10

1.40E-09

0.010

1000

1.8

1.E+02

7.00E+06

1.00E+04

Re-188m

18.59 min

it / ph

2.00E-11

3.00E-11

0.016

0.2

1.E+02

[1] 3.00E+08 4.00E+05 30

 Re-188

Re-189

24.3 h

- / ph

6.00E-10

7.80E-10

0.011

2000

1.6

1.E+02

[2] 8.00E+06

1.00E+04

 Os-189m

Os-180 / Re-180

21.5 min

ec,

+ / ph 2.50E-11 1.70E-11 0.199 300 1 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05 10

Os-181

105 min

ec,

+ / ph

1.00E-10

8.90E-11

0.186

400

0.6

1.E+01

[1] 5.00E+07

8.00E+04

 Re-181 [6] Os-182

22.10 h

ec / ph

5.20E-10

5.60E-10

0.071

100

0.2

1.E+01

1.00E+07 2.00E+04

 Re-182-1 [6] Os-185

93.6 d

ec / ph

1.40E-09

5.10E-10

0.112

0.1

1.E+00

4.00E+06

6.00E+03

100

Os-189m 5.8

ph 7.90E-12

1.80E-11

<0.001

<0.1

1.E+04

[1] 6.00E+08 1.00E+06 1000

Os-191

15.4 d

- / ph

1.50E-09 5.70E-10 0.015 400

0.4

1.E+02 [2] 3.00E+06 6.00E+03 10

Os-191m 13.10

ph 1.40E-10

9.60E-11

0.002

0.1

1.E+03

4.00E+07 6.00E+04

100

 Os-191

Os-193

30.11 h

- / ph

6.80E-10 8.10E-10 0.012 1000

1.6

1.E+02

7.00E+06 1.00E+04

Os-194 6.0

- / ph 4.20E-08 2.40E-09

0.001

2 <0.1

1.E+00

[2] 1.00E+05 2.00E+02 100

 Ir-194

Ir-182

15 min

ec,

+ / ph

4.00E-11 4.80E-11 0.584 1000

1.9

1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 Os-182

Ir-184 3.09

ec,

+ / ph 1.90E-10 1.70E-10 0.296 1000 1.5 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04 3

Ir-185

14.4 h

ec,

+ / ph

2.60E-10 2.60E-10 0.091 300

0.5

1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04 10

 Os-185 [6] Ir-186 16.64

ec,

+ / ph 5.00E-10 4.90E-10 0.243 1000 1 1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04 10

Ir-186m

1.92 h

ec,

+, it / ph 7.10E-11 6.10E-11 0.152 900

0.9

1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05 10

Ir-187 10.5

ec,

+ / ph 1.20E-10 1.20E-10 0.059 100 0.1 1.E+02 4.00E+07 7.00E+04

100

Ir-188

41.5 h

ec,

+ / ph

6.20E-10 6.30E-10 0.223 500

0.5

1.E+01 [1] 8.00E+06 1.00E+04 10

Ir-189 13.2

d ec

ph 4.60E-10

2.40E-10

0.016

0.1

1.E+02

[2] 1.00E+07 2.00E+04 100

Radioprotezione. O

103

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Ir-190

11.78 d

ec / ph

2.50E-09 1.20E-09 0.228 800

1.3

1.E+00 [2] 2.00E+06 3.00E+03 3

Ir-190m

1.120 h

it / ph

1.10E-11

8.00E-12 <0.001 5 <0.1 1.E+04 [1] 5.00E+08 8.00E+05 1000

 Ir-190 [6] Ir-190n

3.087 h

ec, it / ph

1.40E-10

1.20E-10

0.247

900

0.9

1.E+01

[1] 4.00E+07

6.00E+04

 Ir-190

Ir-192 73.827

-, ec / ph 4.90E-09 1.40E-09 0.131 2000 1.6 1.E+00 1.00E+06 2.00E+03

Ir-192n

241 a

it / ph

1.90E-08

3.10E-10

0.025

<0.1

1.E+02

[1] 3.00E+05

4.00E+02

1000

 Ir-192 [6] Ir-193m 10.53

it / ph

1.00E-09

2.70E-10

1.E+04

5.00E+06 8.00E+03

1000

Ir-194

19.28 h

- / ph

7.50E-10

1.30E-09

0.017

1000

1.6

1.E+02

7.00E+06

1.00E+04

Ir-194m 171

- / ph

8.20E-09

2.10E-09

0.367

1000

1.5

1.E+01

[2] 6.00E+05 1.00E+03 3

Ir-195

2.5 h

- / ph

1.00E-10

0.012

1000

1.7

1.E+02

[1] 5.00E+07

8.00E+04

Ir-195m 3.8

-, it / ph 2.40E-10 2.10E-10

0.073

2000

2.6 1.E+02

[1] 2.00E+07 3.00E+04 3

 Ir-195

Pt-186

2.08 h

ec,

 / ph

6.60E-11

9.30E-11

0.115

0.1

1.E+01

[1] 8.00E+07

1.00E+05

100

 Ir-186-1 [6], Os-182

Pt-188 10.2

d ec,

 / ph 6.30E-10 7.60E-10

0.035

800 0.8 1.E+01

[1] 8.00E+06 1.00E+04 10

 Ir-188 [6] Pt-189

10.87 h

ec,

+ / ph

7.30E-11

1.20E-10

0.054

200

0.2

1.E+02

7.00E+07

1.00E+05

 Ir-189

Pt-190 6.50

E11



1.E+00

2.00E+04 4.00E+01

Pt-191

2.802 d

ec / ph

1.90E-10

3.40E-10

0.053

200

0.3

1.E+01

[2] 3.00E+07

4.00E+04

Pt-193 50

ec / ph

2.70E-11

3.10E-11

0.001

<0.1

1.E+01

2.00E+08 3.00E+05

1000

Pt-193m

4.33 d

it / ph

2.10E-10

4.50E-10

0.003

2000

1.8

1.E+03

[1] 2.00E+07

4.00E+04

 Pt-193

Pt-195m 4.02

d it

ph 3.10E-10

6.30E-10

0.016

2000

2.1

1.E+02

[1] 2.00E+07 3.00E+04 3

Pt-197

19.8915 h

- / ph

1.60E-10

4.00E-10

0.005

1000

1.5

1.E+03

3.00E+07

5.00E+04

Pt-197m 95.41

min

it,

- / ph

4.30E-11

8.40E-11

0.015

2000

1.6

1.E+02

[1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 Pt-197

Pt-199

30.80 min

- / ph

2.20E-11 3.90E-11 0.031 1000

1.7

1.E+02 [1] 2.00E+08 4.00E+05 3

 Au-199

Pt-200 12.5

- / ph 4.00E-10 1.20E-09

0.011

1000

1.5

1.E+02

[2] 1.00E+07 2.00E+04 3

 Au-200

Au-193

17.65 h

ec / ph

1.60E-10 1.30E-10 0.029 400

0.5

1.E+02

3.00E+07 5.00E+04

 Pt-193

Au-194 38.02

ec,

+ / ph 3.80E-10 4.20E-10 0.157 200 0.2 1.E+01 1.00E+07 2.00E+04

Au-195

186.098 d ec / ph

1.20E-09 2.50E-10 0.017 40

0.2

1.E+01

4.00E+06 7.00E+03

Au-196 6.183

d ec,

- / ph

1.E+01

1.00E+07 2.00E+04

1000

Protezione dell'equilibrio ecologico 104

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Au-198

2.69517 d

- / ph

1.10E-09 1.00E-09 0.065 1000

1.6

1.E+01

5.00E+06 8.00E+03

Au-198m 2.27

d it

ph 2.00E-09

1.30E-09

0.094

3000

3.9

1.E+01

3.00E+06 4.00E+03

 Au-198

Au-199

3.139 d

- / ph

7.60E-10 4.40E-10 0.015 2000

1.5

1.E+02

7.00E+06 1.00E+04

Au-200 48.4

min

- / ph

5.60E-11

6.80E-11

0.044

1000

1.6

1.E+02

[1] 9.00E+07 1.00E+05 3

Au-200m

18.7 h

-, it / ph

1.00E-09

1.10E-09

0.323

2000

2.1

1.E+01

[1] 5.00E+06

8.00E+03

 Au-200

Au-201 26

min

- / ph

2.90E-11

2.40E-11

0.008

1000

1.6

1.E+02

[1] 2.00E+08 3.00E+05 3

Hg-193

3.80 h

ec,

+ / ph

1.00E-10

8.20E-11

0.037

800

1.1

1.E+02

[1] 5.00E+07

8.00E+04

 Au-193

Hg-193m 11.8

ec,

+, it / ph 3.80E-10 4.00E-10 0.162 1000 0.9 1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04 10

 Hg-193

Hg-194

440 a

ec / ph

1.90E-08

5.10E-08

0.001

<0.1

1.E-01

[2] 3.00E+05

4.00E+02

 Au-194 [6] Hg-195 10.53

ec,

+ / ph

9.20E-11

9.70E-11

0.034

0.1

1.E+02

5.00E+07 9.00E+04

100

 Au-195

Hg-195m

41.6 h

it, ec,

+ / ph 6.50E-10 5.60E-10

0.037

1000

1.3

1.E+02

[2] 8.00E+06

1.00E+04

 Hg-195, Au195

Hg-197

64.94 h

ec / ph

2.80E-10

2.30E-10

0.014

0.1

1.E+02

2.00E+07 3.00E+04

100

Hg-197m

23.8 h

it, ec / ph

6.60E-10

4.70E-10

0.017

3000

2.7

1.E+02

8.00E+06

1.00E+04

 Hg-197

Hg-199m

42.66 min

it / ph

5.20E-11

3.10E-11

0.032

2000

2.3

1.E+02

[1] 1.00E+08 2.00E+05 3

Hg-203

46.612 d

- / ph

1.90E-09

0.039

800

0.9

1.E+01

3.00E+06

4.00E+03

Tl-194 33.0

min

ec,

+ / ph 8.90E-12 8.10E-12 0.125 90 0.1 1.E+01 [1] 6.00E+08 9.00E+05 100

 Hg-194

Tl-194m

32.8 min

ec,

+ / ph

3.60E-11

4.00E-11

0.368

700

1.3

1.E+01

[1] 1.00E+08

2.00E+05

 Hg-194

Tl-195 1.16

ec,

+ / ph

3.00E-11

2.70E-11

0.159

200

0.3

1.E+01

[1] 2.00E+08 3.00E+05 30

 Hg-195

Tl-197

2.84 h

ec,

+ / ph

2.70E-11

2.30E-11

0.065

300

0.3

1.E+02

[1] 2.00E+08

3.00E+05

 Hg-197

Tl-198 5.3

ec,

+ / ph

1.20E-10

7.30E-11

0.280

100

0.2

1.E+01

[1] 4.00E+07 7.00E+04 30

Tl-198m

1.87 h

ec,

+, it / ph 7.30E-11 5.40E-11

0.188

2000

1.5

1.E+01

[1] 7.00E+07

1.00E+05

 Tl-198 [6] Tl-199 7.42

ec,

+ / ph 3.70E-11 2.60E-11 0.042 600 0.5 1.E+02 1.00E+08 2.00E+05

Tl-200

26.1 h

ec,

+ / ph

2.50E-10

2.00E-10

0.198

100

0.2

1.E+01

2.00E+07

3.00E+04

Tl-201

72.912 h

ec / ph

7.60E-11

9.50E-11

0.018

100

0.2

1.E+02

7.00E+07 1.00E+05

Tl-202

12.23 d

ec / ph

3.10E-10

4.50E-10

0.077

0.1

1.E+01

2.00E+07

3.00E+04

100

Tl-204 3.78

-, ec / ph

6.20E-10

1.30E-09

<0.001 1000

1.4

1.E+00

8.00E+06 1.00E+04

 Pb-204

Radioprotezione. O

105

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Tl-209

2.161 min

- / ph

0.296

1000

1.9

 Pb-209

Pb-195m 15

min

ec,

+ / ph 3.00E-11 2.90E-11 0.254 600 1.9 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05 3

 Tl-195 [6] Pb-198

2.4 h

ec / ph

8.70E-11 1.00E-10 0.073 600

0.6

1.E+02 [1] 6.00E+07 1.00E+05 10

 Tl-198 [6] Pb-199 90

min

ec,

+ / ph 4.80E-11 5.40E-11 0.218 200 0.3 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05 30

 Tl-199

Pb-200

21.5 h

ec / ph

2.60E-10 4.00E-10 0.037 1000

1.E+01

2.00E+07 3.00E+04

 Tl-200 [6] Pb-201 9.33

ec,

+ / ph 1.20E-10 1.60E-10 0.120 300 0.3 1.E+01 4.00E+07 7.00E+04

 Tl-201

Pb-202

5.25 E4 a

ec,

 / ph

1.40E-08 8.70E-09 0.001 4

<0.1

1.E-01

[2] 4.00E+05 6.00E+02 30

 Tl-202

Pb-202m

3.53 h

it, ec / ph

1.20E-10 1.30E-10 0.310 900 1 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04 10

 Pb-202, Tl202

Pb-203

51.873 h

ec / ph

1.60E-10 2.40E-10 0.054 500

0.4

1.E+01

3.00E+07 5.00E+04

Pb-205

1.53 E7 a

ec / ph 4.10E-10

2.80E-10

0.001

4 <0.1

1.E+01

1.00E+07 2.00E+04

1000

Pb-209

3.253 h

3.20E-11 5.70E-11 <0.001 1000

1.4

1.E+03

2.00E+08 3.00E+05

Pb-210 22.20

-,  / ph 1.10E-06 6.80E-07

0.003 3 <0.1 1.E-01 [2] 5.00E+03 8.00E+00 0.3

 Bi-210

Pb-211 / Bi-211 36.1 min -,  / ph 5.60E-09 1.80E-10 0.016 1000

1.7

1.E+02 [1] 9.00E+05 1.00E+03 3

Pb-212 10.64

- / ph 3.30E-08 5.90E-09

0.025

2000

1.8

1.E+01

[2] 2.00E+05 3.00E+02 3

 Bi-212 [6] Pb-214

26.8 min

- / ph

4.80E-09 1.40E-10 0.041 2000

1.9

1.E+02 [1] 1.00E+06 2.00E+03 3

 Bi-214 [6] Bi-200 36.4

min

ec,

+ / ph 5.60E-11 5.10E-11 0.371 600 0.7 1.E+01 [1] 9.00E+07 1.00E+05 10

 Pb-200

Bi-201

108 min

ec,

+ / ph

1.10E-10 1.20E-10 0.205 500

0.8

1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04 10

 Pb-201 [6] Bi-202 1.72

ec,

+ / ph 1.00E-10 8.90E-11 0.367 500 0.6 1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04 10

 Pb-202

Bi-203

11.76 h

ec,

+ / ph

4.50E-10 4.80E-10 0.310 200

0.4

1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04 10

 Pb-203

Bi-205 15.31

d ec,

+ / ph 1.00E-09 9.00E-10 0.239 100 0.2 1.E+01 [1] 5.00E+06 8.00E+03 30

 Pb-205

Bi-206

6.243 d

ec,

+ / ph

2.10E-09 1.90E-09 0.487 600

1.E+00

2.00E+06 4.00E+03

Bi-207 32.9

a ec,

+ / ph

3.20E-09

1.30E-09

0.233

100

0.3

1.E-01

2.00E+06 3.00E+03

Bi-208

3.68 E5 a

ec / ph

1.E-02

1.00E+06

2.00E+03

300

Bi-210 5.013

-,  6.00E-08 1.30E-09

<0.001

1000

1.6

1.E+03

8.00E+04 1.00E+02

 Po-210

Bi-210m

3.04 E6 a

 / ph

2.10E-06

1.50E-08

0.042

500

0.4

1.E-01

[2] 2.00E+03

4.00E+00

 Tl-206

Protezione dell'equilibrio ecologico 106

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Bi-212 / Po-212,

Tl-208

60.55 min

-,  / ph 3.90E-08 2.60E-10 0.180 1000

1.7

1.E+01 [1] 1.00E+05 2.00E+02 3

Bi-213 / Po-213,

Tl-209

45.59 min

-,  / ph 4.10E-08 2.00E-10 0.027 1000

1.6

1.E+02 [1] 1.00E+05 2.00E+02 3

Bi-214 19.9

min

-,  / ph 2.10E-08 1.10E-10 0.239 1000

1.7

1.E+01 [1] 2.00E+05 4.00E+02 3

 Po-214 Pb-210

Po-203

36.7 min

ec,

+,  / ph 6.10E-11 5.20E-11 0.245 1000

1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05 10

 Bi-203 [6] Po-205 1.66

ec,

+,  / ph 8.90E-11 5.90E-11 0.233 200

0.3

1.E+01 [1] 6.00E+07 9.00E+04 30

 Bi-205 [6], Pb-201

Po-206

8.8 d

ec,

 / ph

1.E+00

1.00E+04 2.00E+01

 Bi-206 [6] Po-207 5.80

ec,

+,  / ph 1.50E-10 1.40E-10 0.201 200 0.3

1.E+01 [1] 3.00E+07 6.00E+04 30

 Bi-207 [6] Po-208

2.898 a

, ec

1.E+00

2.00E+03 3.00E+00

0.3

 Bi-208

Po-209 102

, ec / ph

1.E+00

2.00E+03 3.00E+00

0.3

 Pb-205

Po-210

138.376 d



2.20E-06 2.40E-07 <0.001 <1 <0.1

1.E+00

2.00E+03 4.00E+00

At-207 1.80

ec,

+,  / ph 1.90E-09 2.30E-10 0.198 500

0.5

1.E+01 [1]

3.00E+06 4.00E+03

 Po-207 [6], Bi-203

At-211

7.214 h

ec,

 / ph

1.10E-07 1.10E-08 0.008 3

<0.1

1.E+03 [2] 5.00E+04 8.00E+01 30

 Po-211, Bi207 [6]

Rn-220 55.6

 / ph

<0.001 <1

<0.1

 Po-216 Pb-212

Rn-222

3.8235 d

 / ph <0.001 <1

<0.1

 Po-218 Pb-214

Fr-222 14.2

min

- / ph 2.10E-08 7.10E-10

0.001

1000

1.6

1.E+03

[2] 2.00E+05 4.00E+02 3

 Ra-222 etc.

Fr-223

22.00 min

-,  / ph 1.30E-09

2.30E-09

0.017

2000

1.8

1.E+02

[1] 4.00E+06

6.00E+03

 Ra-223

Ra-223 11.43

 / ph

5.70E-06

1.00E-07

0.024

600

0.5

1.E+01

[2] 9.00E+02 1.00E+00 3

 Rn-219 Po215

 Pb-211

Ra-224

3.66 d

 / ph

2.40E-06

6.50E-08

0.002

<0.1

1.E+00

[2] 2.00E+03

3.00E+00

 Rn-220 etc.

Radioprotezione. O

107

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Ra-225 14.9

- / ph 4.80E-06 9.50E-08

0.007

1000

0.9

1.E+01

1.00E+03 2.00E+00

 Ac-225

Ra-226

1600 a

 / ph

2.20E-06 2.80E-07 0.001 50

<0.1

1.E-02

[2] 2.00E+03 4.00E+00 1

 Rn-222

Ra-226 (+ figli)

0.283

5000

5.2

1.E-02

2.00E+03 4.00E+00

Ra-227

42.2 min

- / ph

2.10E-10 8.40E-11 0.038 2000

1.8

1.E+02 [1] 2.00E+07 4.00E+04 3

 Ac-227

Ra-228 5.75

- / ph 1.70E-06 6.70E-07

<0.001

<0.1

1.E-01

[2] 3.00E+03 5.00E+00 0.3

 Ac-228

Ac-224

2.78 h

ec,

 / ph

9.90E-08 7.00E-10 0.038 100

0.2

1.E+02 [1] 5.00E+04 8.00E+01 30

 Ra-224, Fr220 etc.

Ac-225 10.0

 / ph 6.50E-06 2.40E-08

0.005

0.1

1.E+01

[2] 8.00E+02 1.00E+00 10

 Fr-221 etc.

Ac-226

29.37 h

-, ec,  / ph 1.00E-06 1.00E-08 0.024 1000

1.3

1.E+02 [2] 5.00E+03 8.00E+00 3

 Th-226, Ra226, Fr-222

Ac-227 21.772

-,  / ph 6.30E-04 1.10E-06 <0.001 <1 <0.1 1.E-02 [2] 8.00E+00 1.00E-02 0.1

 Th-227, Fr223

Ac-228

6.15 h

- / ph

2.90E-08 4.30E-10 0.145 2000

1.8

1.E+01 [1] 2.00E+05 3.00E+02 3

 Th-228

Th-226 30.57

min

 / ph 7.80E-08 3.60E-10

0.002

100

0.3

1.E+03

[1] 6.00E+04 1.00E+02 30

 Ra-222 etc.

Th-227

18.68 d

 / ph

7.60E-06 8.90E-09 0.023 200

0.2

1.E+01

7.00E+02 1.00E+00

 Ra-223

Th-228 1.9116

 / ph 3.20E-05 7.00E-08

0.002

<0.1

1.E-01

[2] 2.00E+02 3.00E-01 3

 Ra-224

Th-229

7.34 E3 a

 / ph

6.90E-05 4.80E-07 0.027 300

0.5

1.E-01

[2] 7.00E+01 1.00E-01 0.3

 Ra-225

Th-230

7.538 E4 a

 / ph 2.80E-05 2.10E-07

0.001

<0.1

1.E-01

2.00E+02 3.00E-01

 Ra-226

Th-231

25.52 h

- / ph

4.00E-10 3.40E-10 0.019 700

0.8

1.E+03

1.00E+07 2.00E+04

 Pa-231

Th-232 1.405

E10

 / ph 2.90E-05 2.20E-07

0.001

<0.1

1.E-01

[2] 2.00E+02 3.00E-01 1

 Ra-228

Th-234 / Pa-234m 24.10 d - / ph

5.80E-09 3.40E-09 0.008 1000

1.9

1.E+02 [2] 9.00E+05 1.00E+03 3

 Pa-234

Th (+ figli)

0.355

6000

5.4

2.00E+02

[11]

Pa-227

38.3 min

, ec / ph

9.70E-08 4.50E-10 0.007 5

<0.1

1.E+01 [1] 5.00E+04 9.00E+01 300

 Ac-223

Pa-228 22

ec,

+,  / ph 5.10E-08 7.80E-10 0.168 400

0.9

1.E+01

1.00E+05 2.00E+02

 Th-228, Ac224

Protezione dell'equilibrio ecologico 108

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Pa-230

17.4 d

ec,

-,  / ph 5.70E-07 9.20E-10

0.108

200

0.3

1.E+01

9.00E+03

1.00E+01

 Th-230, U230, Ac-226

Pa-231 3.276

 / ph

8.90E-05

7.10E-07

0.020

0.1

1.E-02

6.00E+01 9.00E-02

0.3

 Ac-227

Pa-232

1.31 d

-, ec / ph

6.80E-09

7.20E-10

0.151

1000

1.3

1.E+01

7.00E+05

1.00E+03

 U-232

Pa-233 26.967

- / ph 3.20E-09 8.70E-10

0.041

2000

1.4

1.E+01

2.00E+06 3.00E+03

 U-233

Pa-234

6.70 h

- / ph

5.80E-10

5.10E-10

0.281

2000

2.9

1.E+01

9.00E+06

1.00E+04

 U-234

U-230 20.8

 / ph

1.20E-05

5.50E-08

0.003

<0.1

1.E+01

[2] 4.00E+02 7.00E-01 3

 Th-226

U-231

4.2 d

ec,

 / ph

4.00E-10

2.80E-10

0.032

0.1

1.E+02

1.00E+07

2.00E+04

100

 Pa-231, Th227

U-232 68.9

 / ph

2.60E-05

3.30E-07

0.002

<0.1

1.E-01

[2] 2.00E+02 3.00E-01 1

 Th-228

U-233

1.592 E5 a

 / ph

6.90E-06

5.00E-08

0.001

<0.1

1.E+00

7.00E+02

1.00E+00

 Th-229

U-234 2.455

 / ph

6.80E-06

4.90E-08

0.002

<0.1

1.E+00

7.00E+02 1.00E+00

 Th-230

U-235

7.04 E8 a

 / ph

6.10E-06

4.60E-08

0.028

100

0.2

1.E+00

[2] 8.00E+02

1.00E+00

 Th-231

U-236 2.342E7

 / ph 6.30E-06 4.60E-08

0.002

<0.1

1.E+01

[1] 8.00E+02 1.00E+00 3

 Th-232

U-237

6.75 d

-/ ph

1.70E-09 7.70E-10 0.037 1000

1.6

1.E+02

3.00E+06 5.00E+03

 Np-237

U-238

4.468 E9 a

, fs / ph 5.70E-06 4.40E-08

0.002

1 <0.1

1.E+00

[2] 9.00E+02 1.00E+00 10

 Th-234

U-239

23.45 min

- / ph

3.50E-11 2.80E-11 0.012 1000

1.6

1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 Np-239

U-240 14.1

- / ph 8.40E-10 1.10E-09

0.009

1000

1 1.E+02

[2] 6.00E+06 1.00E+04 10

 Np-240

U (+ figli)

0.296

6000

7.1

9.00E+02

[11]

Np-232 14.7

min

ec,

+ / ph 3.50E-11 9.70E-12 0.199 400 0.6 1.E+01 [1]

1.00E+08 2.00E+05

 U-232

Np-233

36.2 min

ec,

 / ph

3.00E-12 2.20E-12 0.022 40

<0.1

1.E+02 [1] 2.00E+09 3.00E+06 1000

 U-233

Np-234 4.4

d ec,

+ / ph 7.30E-10 8.10E-10 0.219 80 0.2 1.E+01 7.00E+06 1.00E+04

 U-234

Np-235

396.1 d

ec,

 / ph

2.70E-10 5.30E-11 0.008 3

<0.1

1.E+03

2.00E+07 3.00E+04

1000

 U-235, Pa231

Np-236

1.54 E5 a

ec,

-,  / ph 2.00E-06 1.70E-08 0.046 1000

1.8

1.E+00

3.00E+03 4.00E+00

 U-236, Pu236

Radioprotezione. O

109

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Np-236m

22.5 h

ec,

- / ph

3.60E-09 1.90E-10 0.013 600

0.6

1.E+02

1.00E+06 2.00E+03

 U-236, Pu236

Np-237

2.144 E6 a

 / ph 1.50E-05 1.10E-07

0.018

0.1

1.E+00

[2] 3.00E+02 6.00E-01 3

 Pa-233

Np-238

2.117 d

- / ph

1.70E-09

9.10E-10

0.089

1000

1.1

1.E+01

3.00E+06

5.00E+03

 Pu-238

Np-239 2.3565

- / ph 1.10E-09 8.00E-10

0.039

2000

2.3

1.E+02

5.00E+06 8.00E+03

 Pu-239

Np-240

61.9 min

- / ph

1.30E-10 8.20E-11 0.225 3000

3.4

1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04 1

 Pu-240

Np-240m 7.22

min

-, it / ph

0.060

1000

1.6

1.E+03

 Pu-240

Pu-234

8.8 h

ec,

 / ph

1.80E-08 1.60E-10 0.018 6

<0.1

1.E+02 [1] 3.00E+05 5.00E+02 1000

 Np-234, U230

Pu-235 25.3

min

ec,

 / ph

2.60E-12 2.10E-12 0.026 8

<0.1

1.E+02 [1] 2.00E+09 3.00E+06 1000

 Np-235, U231

Pu-236

2.858 a

, fs / ph

1.30E-05 8.60E-08 0.003 1

<0.1

1.E+00

4.00E+02 6.00E-01

 U-232

Pu-237 45.2

d ec,

 / ph

3.00E-10 1.00E-10 0.018 6

<0.1

1.E+02

2.00E+07 3.00E+04

1000

 Np-237, U233

Pu-238

87.7 a

, fs / ph

3.00E-05 2.30E-07 0.002 <1

<0.1

1.E-01

2.00E+02 3.00E-01

 U-234

Pu-239

2.411 E4 a

 / ph 3.20E-05 2.50E-07

0.001

<0.1

1.E-01

[2] 2.00E+02 3.00E-01 1

 U-235

Pu-240

6564 a

, fs / ph

3.20E-05

2.50E-07

0.002

<0.1

1.E-01

2.00E+02

3.00E-01

 U-236

Pu-241 14.35

-, a 5.80E-07 4.70E-09

<0.001

<0.1

1.E+01

9.00E+03 1.00E+01

 Am-241, U237

Pu-242

3.75 E5 a

, fs / ph

3.10E-05

2.40E-07

0.002

<0.1

1.E-01

2.00E+02

3.00E-01

 U-238

Pu-243 4.956

- / ph

1.10E-10

8.50E-11

0.007

1000

1.3

1.E+03

5.00E+07 8.00E+04

 Am-243

Pu-244 [9]

8.00 E7 a

, fs / ph

3.00E-05

2.40E-07

0.053

0.1

1.E-01

[2] 2.00E+02

3.00E-01

 U-240

Pu-245 10.5

- / ph

6.50E-10

7.20E-10

0.070

2000

1.E+02

[2] 8.00E+06 1.00E+04 3

 Am-245

Pu-246

10.84 d

- / ph

7.00E-09

3.30E-09

0.034

700

0.7

1.E+01

[2] 7.00E+05

1.00E+03

 Am-246

Am-237 73.0

min

ec,

 / ph

3.60E-11 1.80E-11 0.073 800

0.7

1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05 10

 Pu-237, Np233

Protezione dell'equilibrio ecologico 110

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Am-238

98 min

ec,

+,  / ph 6.60E-11 3.20E-11 0.145 60

0.1

1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05 100

 Pu-238, Np234

Am-239 11.9

ec,

 / ph

2.90E-10 2.40E-10 0.059 1000

1.4

1.E+02 [1] 2.00E+07 3.00E+04 3

 Pu-239, Np235

Am-240

50.8 h

ec,

 / ph

5.90E-10 5.80E-10 0.171 50

0.3

1.E+01

8.00E+06 1.00E+04

 Pu-240, Np236

Am-241 432.2

 / ph 2.70E-05 2.00E-07

0.019

<0.1

1.E-01

2.00E+02 3.00E-01

 Np-237

Am-242

16.02 h

-, ec / ph

1.20E-08 3.00E-10 0.009 1000

1.1

1.E+03

4.00E+05 7.00E+02

 Cm-242, Pu242

Am-242m 141

it,

 / ph

2.40E-05 1.90E-07 0.006 2

<0.1

1.E-01

[2] 2.00E+02 3.00E-01 1

 Am-242,

Np-238

Am-243

7.37 E3 a

 / ph

2.70E-05 2.00E-07 0.014 2

<0.1

1.E-01

[2] 2.00E+02 3.00E-01 1

 Np-239

Am-244 10.1

- / ph 1.50E-09 4.60E-10

0.145

3000

2.9

1.E+01

3.00E+06 6.00E+03

 Cm-244

Am-244m

26 min

- / ph

6.20E-11 2.90E-11 0.002 1000

1.6

1.E+04 [1] 8.00E+07 1.00E+05 3

 Cm-244

Am-245 2.05

- / ph 7.60E-11 6.20E-11

0.007

2000

1.8

1.E+03

7.00E+07 1.00E+05

 Cm-245

Am-246

39 min

- / ph

1.10E-10 5.80E-11 0.135 4000

4.5

1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04 1

 Cm-246

Am-246m 25.0

min

- / ph 3.80E-11 3.40E-11

0.154

1000

1.7

1.E+01

[1] 1.00E+08 2.00E+05 3

 Cm-246

Cm-238

2.4 h

ec,

 / ph

4.80E-09 8.00E-11 0.021 7

<0.1

1.E+02 [1] 1.00E+06 2.00E+03 1000

 Am-238,

Pu-234

Cm-240 27

, fs / ph 2.30E-06 7.60E-09

0.003

<1 <0.1

1.E+02

2.00E+03 4.00E+00

 Pu-236

Cm-241

32.8 d

ec,

 / ph

2.60E-08 9.10E-10 0.100 600

0.7

1.E+01

2.00E+05 3.00E+02

 Am-241,

Pu-237

Cm-242 162.8

, fs / ph 3.70E-06 1.20E-08

0.002

<1 <0.1

1.E+01

1.00E+03 2.00E+00

 Pu-238

Cm-243

29.1 a

ec / ph

2.00E-05 1.50E-07 0.033 1000

1.1

1.E+00

3.00E+02 4.00E-01

 Pu-239,

Am-243

Cm-244 18.10

, fs / ph 1.70E-05 1.20E-07

0.002

<1 <0.1

1.E+00

3.00E+02 5.00E-01

 Pu-240

Cm-245

8.5 E3 a

, fs / ph

2.70E-05 2.10E-07 0.028 400

0.4

1.E-01

2.00E+02 3.00E-01

 Pu-241

Radioprotezione. O

111

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Cm-246 [9]

4.76 E3 a

, fs / ph 2.70E-05 2.10E-07

0.013

<1 <0.1

1.E-01

2.00E+02 3.00E-01

 Pu-242

Cm-247

1.56 E7 a

 / ph

2.50E-05 1.90E-07 0.053 100

0.1

1.E-01

[2] 2.00E+02 3.00E-01 1

 Pu-243

Cm-248 [9]

3.48 E5 a

, fs / ph 9.50E-05 7.70E-07

3.8 <1 <0.1

1.E-01

5.00E+01 9.00E-02

0.3

 Pu-244

Cm-249

64.15 min

- / ph

5.10E-11 3.10E-11 0.003 1000

1.5

1.E+03

1.00E+08 2.00E+05

 Bk-249

Cm-250 [9]

8300 a

, -, fs / ph 5.40E-04 4.40E-06 36 <1

<0.1

1.E-02

[2] 9.00E+00 2.00E-02 0.1

 Pu-246, Bk250

Bk-245

4.94 d

ec,

 / ph

1.80E-09 5.70E-10 0.054 2000

1.6

1.E+02

3.00E+06 5.00E+03

 Cm-245,

Am-241

Bk-246 1.80

d ec

ph 4.60E-10

4.80E-10

0.161

0.1

1.E+01

[1] 1.00E+07 2.00E+04 100

 Cm-246

Bk-247

1.38 E3 a

 / ph

4.50E-05 3.50E-07 0.021 800

0.7

1.E-01

1.00E+02 2.00E-01

 Am-243

Bk-249 330

-,  1.00E-07 9.70E-10 <0.001 20 <0.1

1.E+02

5.00E+04 8.00E+01

300

 Cf-249, Am245

Bk-250

3.212 h

- / ph

7.10E-10 1.40E-10 0.137 1000

1.5

1.E+01 [1] 7.00E+06 1.00E+04 3

 Cf-250

Cf-244 19.4

min

 / ph 1.80E-08 7.00E-11

0.003

<0.1

1.E+04

[1] 3.00E+05 5.00E+02 1000

 Cm-240

Cf-246

35.7 h

, fs / ph

3.50E-07 3.30E-09 0.002 <1

<0.1

1.E+03

1.00E+04 2.00E+01

100

 Cm-242

Cf-248 [9] 334

, fs / ph 6.10E-06 2.80E-08

0.003

<1 <0.1

1.E+00

8.00E+02 1.00E+00

 Cm-244

Cf-249

351 a

, fs / ph

4.50E-05 3.50E-07 0.060 200

0.2

1.E-01

1.00E+02 2.00E-01

 Cm-245

Cf-250 [9]

13.08 a

, fs / ph

2.20E-05

1.60E-07

0.035

<0.1

1.E+00

2.00E+02 4.00E-01

 Cm-246

Cf-251

900 a

 / ph

4.60E-05

3.60E-07

0.037

1000

1.8

1.E-01

1.00E+02

2.00E-01

 Cm-247

Cf-252 [9]

2.645 a

, fs / ph

1.30E-05

9.00E-08

1.3

<0.1

1.E+00

4.00E+02 6.00E-01

 Cm-248

Cf-253

17.81 d

-,  / ph 1.00E-06

1.40E-09

<0.001 800

0.8

1.E+02

[2] 5.00E+03

8.00E+00

 Es-253, Cm249

Cf-254 [9]

60.5 d

, fs / ph

2.20E-05

4.00E-07

<0.1

1.E+00

2.00E+02 4.00E-01

 Cm-250

Es-250

8.6 h

ec / ph

4.20E-10 2.10E-11 0.071 20

0.1

1.E+02 [1] 1.00E+07 2.00E+04 100

 Cf-250

Es-251 33

ec,

 / ph

1.70E-09 1.70E-10 0.028 200

0.2

1.E+02 [1] 3.00E+06 5.00E+03 30

 Cf-251, Bk247

Es-253

20.47 d

, fs / ph

2.10E-06 6.10E-09 0.001 1

<0.1

1.E+02

2.00E+03 4.00E+00

 Bk-249

Protezione dell'equilibrio ecologico 112

814.501

Grandezze

apprezzamento

Livello

allontanamento

Livello di

licenza

Vincoli

Radionuclide Tempo

dimezzamento

Tipo di decadimento e di

radiazione

einh Sv/Bq

eing Sv/Bq

h10 (mSv/h)/

GBq a

1 m di

distanza

h0,07 (mSv/h)/

GBq a

10 cm di

distanza

hc,0,07 (mSv/h)/

(kBq/

cm2)

Bq/g

Bq/m3

Bq/

cm2

Nuclide figlio

instabile

6 7 8 9

Es-254 275.7

, -, fs / ph 6.00E-06 2.80E-08 0.021 6 <0.1 1.E-01 [2] 8.00E+02 1.00E+00 10

 Bk-250

Es-254m

39.3 h

-, , ec, fs / ph

3.70E-07 4.20E-09 0.077 1000

1.4

1.E+01 [2] 1.00E+04 2.00E+01 3

 Fm-254, Bk250

Fm-252 25.39

, fs / ph 2.60E-07 2.70E-09

0.002

<1 <0.1

1.E+03

2.00E+04 3.00E+01

100

 Cf-248

Fm-253

3.00 d

ec,

 / ph

3.00E-07 9.10E-10 0.023 200

0.2

1.E+02

2.00E+04 3.00E+01

 Es-253, Cf249

Fm-254 3.240

, fs / ph 7.70E-08 4.40E-10

0.002

<1 <0.1

1.E+04

[1] 6.00E+04 1.00E+02 1000

 Cf-250

Fm-255

20.07 h

, fs / ph

2.60E-07 2.50E-09 0.016 5

0.1

1.E+02

2.00E+04 3.00E+01

100

 Cf-251

Fm-257 100.5

, fs / ph 5.20E-06 1.50E-08

0.032

600 0.8 1.E+01

1.00E+03 2.00E+00

 Cf-253

Md-257

5.2 h

2.00E-08 1.20E-10 0.027 30

<0.1

1.E+02 [1] 3.00E+05 4.00E+02 1000

 Fm-257, Es253

Md-258 55

4.40E-06

1.30E-08

0.007

2 <0.1

1.E+01

1.00E+03 2.00E+00

 Es-254

Radioprotezione. O

113

814.501

Spiegazioni delle singole colonne 1-3

Indicazioni generali concernenti il radionuclide [Fonte: International Commission on Radiological Protection, ICRP 107]. I nuclidi figli con un tempo di dimezzamento inferiore a 10 minuti non figurano separatamente; le loro caratteristiche sono integrate nella riga del nuclide padre. 1

Radionuclide; m: metastabile. Un nuclide figlio con un tempo di dimezzamento inferiore a 10 minuti è indicato dopo la barra.

Tempo di dimezzamento: s: secondo; min: minuto; h: ora; d: giorno; a: anno; E: rappresentazione esponenziale. [Fonte: International Commission on Radiological Protection, ICRP 107]. Singoli nuclidi che non vi figurano: IAEA, Safety Requirements: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, Revision of IAEA Safety Series N°115, GOV2011/42, 15 agosto 2011; Table III-2A.

Tipo di decadimento e radiazione:  = raggi alfa; +, - = raggi beta;  = cattura di elettroni; ti: transizione isomerica; fs: fissione spontanea. Per ogni radionuclide, la «/radiazione» è indicata con «/ph» se il decadimento è accompagnato dall'emissione di una radiazione fotonica (γ o X) con energia superiore a 10-4 MeV per decadimento.

4, 5

Coefficiente di dose per la dose efficace impegnata in seguito a inalazione (respirazione) o a ingestione (cibi, bevande) di un radionuclide per adulti [Fonte: IAEA, Safety Requirements: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, Revision of IAEA Safety Series N°115, GOV2011/42, 15 agosto 2011; tabella III-2A colonna e(g)5 μm per inalazione e colonna e(g) per ingestione].

Singoli nuclidi che non vi figurano: International Commission on Radiological Protection, «ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public», accessibile nella rubrica «Free Educational CD Downloads» del sito www.icrp.org/. 4

Coefficiente di dose per la dose efficace impegnata in seguito a inalazione di un radionuclide. L'inalazione di 1 Bq conduce al massimo alla dose efficace impegnata indicata in Sv. Il valore indicato corrisponde al valore massimo ottenuto per i vari tipi (o velocità) di assorbimento dei polmoni nel sangue (F, M o S), con un AMAD di 5 μm.

N.B.: Per 12 radionuclidi [Nb-91, Nb-91m, Nb-92m, Te-119m, Nd-140, Re183, Pt-190, Au-196, Bi-208, Po-206, Po-208, Po-209], i valori di einh non sono dati né nelle BSS dell'AIEA né nel CD1 ICRP. Nell'ORaP del 22 giugno 199457, i valori per questi radionuclidi erano stati ricavati dal rapporto NRPB-R245 del 1991. Vista l'anzianità della fonte e poiché questi ra57 [RU

Protezione dell'equilibrio ecologico 114

814.501

dionuclidi sono di esigua importanza, nella presente ordinanza è stato deciso di rinunciare ad indicare coefficienti di dose per questi dodici radionuclidi nella versione rivista dell'ORaP.

Coefficiente di dose per la dose efficace impegnata in seguito a un'ingestione di un radionuclide. L'ingestione di 1 Bq conduce al massimo alla dose efficace impegnata indicata in Sv.

N.B.: Per 12 radionuclidi (come per einh), i valori di eing non sono dati né nelle BSS dell'AIEA né nel CD1 ICRP. Nell'ORaP del 22 giugno 1994, i valori per questi radionuclidi erano stati ricavati dal rapporto NRPB-R245 del 1991. Vista l'anzianità della fonte e poiché questi radionuclidi sono di esigua importanza, nella presente ordinanza è stato deciso di rinunciare ad indicare coefficienti di dose per questi dodici radionuclidi nella versione rivista dell'ORaP.

6-8

Coefficiente di dose per l'irradiazione esterna [Fonte: Petoussi et al., GSF-Bericht 7/93, Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit GmbH, Neuherberg]. Qualora il nuclide figlio avesse un tempo di dimezzamento inferiore a 10 minuti, è indicata la somma dei coefficienti di dose del nuclide padre e del nuclide figlio. 6

Intensità di dose a 10 mm di profondità (equivalente di intensità di dose ambientale) a 1 m di distanza da una sorgente radioattiva con un'attività pari a 1 GBq (109 Bq).

Intensità di dose a 0,07 mm di profondità nel tessuto (equivalente di intensità di dose direzionale) a 10 cm di distanza da una sorgente radioattiva con un'attività pari a 1 GBq.

Coefficiente di dose per la contaminazione della pelle. Una contaminazione della pelle pari a 1 kBq/cm2 (media su 100 cm2) comporta l'intensità di dose indicata (equivalente di intensità di dose direzionale).

9-12 Livello di allontanamento, livello di licenza e vincoli 9 Livello di allontanamento per l'attività specifica in Bq/g (LL). [Fonti: IAEA, Safety Requirements: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, Revision of IAEA Safety Series N°115, GOV2011/42, 15 agosto 2011; tabella I-2; Brenk Systemplanung, Berechnung von Freigrenzen und Freigabewerten für Nuklide, für die keine Werte in den IAEA-BSS vorliegen Endbericht, Aachen, 2012.] Per i radionuclidi con un tempo di dimezzamento breve, i livelli di allontanamento calcolati nel rapporto della Brenk Systemplanung sono spesso superiori a quelli dell'attività specifica applicabili a piccoli quantitativi di materia, definiti nelle BSS dell'AIEA. In questo caso e per i pochi radionuclidi per i quali non è stato calcolato alcun valore dalla Brenk Systemplanung, i limiti considerati nella presente ordinanza sono quelli applicabili a piccoli quantitativi di materia figuranti nelle BSS dell'AIEA. [Fonte: IAEA, Safety Requirements: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, Revision of IAEA Safety Series N°115, GOV2011/42, 15

Radioprotezione. O

115

814.501

agosto 2011; tabella I-1 colonna «Activity Concentration»]. I radionuclidi per i quali i livelli di esenzione considerati sono quelli figuranti nelle BSS dell'AIEA per piccoli quantitativi di materia sono contrassegnati con la nota [1] nella colonna 9 della tabella.

I radionuclidi per i quali si è tenuto conto del contributo di nuclidi figli per determinare il valore di LL sono contrassegnati con la nota [2] nella colonna 9 della tabella. La tabella sottostante indica per ogni radionuclide per il quale si è tenuto conto di un nuclide figlio l'ultimo radionuclide della catena di decadimento considerato insieme al padre per il calcolo del valore di LL.

Esempio: Ra-226 -> Po-214; significa che i nuclidi figli di Ra-226 fino a Po214 (vale a dire Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214 e Po-214) sono considerati insieme al padre per il calcolo del valore di LL.

Per i radionuclidi H-3 e S-35, che possono essere presenti in diverse forme chimiche, il calcolo dell'LL nel rapporto della Brenk è stato eseguito con i coefficienti di dose più pessimisti per ogni via di esposizione (p. es. per S35, con l'eing di S-35 org. e l'einh di S-35 inorg). I valori di LL così ottenuti sono stati applicati a tutte le forme chimiche del radionuclide.

Livello di licenza (LA). I valori dei livelli di licenza sono derivati dalla colonna 4, poiché nella manipolazione di radionuclidi nei laboratori il pericolo maggiore è quello di inalazione. L'inalazione unica di un'attività LA comporta una dose efficace impegnata di 5 mSv.

Per i gas nobili, C-11, N-13, O-15, F-18 e Cl-38, il livello di licenza corrisponde all'attività presente in un locale con un volume di 1000 m3 con una concentrazione CA di cui alla colonna 11.

Vincolo per attività continua nell'aria, applicabile alle persone professionalmente esposte a radiazioni (CA). La permanenza in aria con una concentrazione di attività CA per 40 ore settimanali e 50 settimane all'anno comporta una dose efficace impegnata di 20 mSv.

Per l'inalazione si applica: CA [Bq/m3] = 0,02 Sv / (einh . 2400 m3/a).

Per i gas nobili, la permanenza in una nube emisferica di grande estensione per 40 ore settimanali e 50 settimane all'anno comporta una dose efficace di 20 mSv (i coefficienti di dose per l'immersione eimm provengono dalla pubblicazione ICRP119 o, se non vi figurano, dalla direttiva IFSN-G14). Nella maggior parte dei casi, il valore CA si riferisce al nuclide padre. Le eccezioni, per le quali è indicato il valore CA del nuclide figlio, sono espressamente contrassegnate. Sono contrassegnati da un'apposita nota a piè di pagina anche i casi in cui l'immersione provoca un'irradiazione della pelle o di tutti gli organi e la dose dovuta a immersione è più significativa di quella dovuta a inalazione. [5]: per Kr-88 sono stati indicati i valori del nuclide figlio per l'immersione. [3]: derivato dalla dose efficace per l' immersione. [4]: derivato dalla dose alla pelle per l'immersione. In questo caso, il coefficiente di dose eimm alla pelle proviene dalla pubblicazione [Federal Guidance Report

N°12, External Exposure to Radionuclides in air, water and soil, Keith F.

Eckerman and Jeffrey C. Ryman, settembre 1993].

Protezione dell'equilibrio ecologico 116

814.501

Vincoli per la contaminazione superficiale al di fuori delle aree controllate, calcolate come media su 100 cm2 (CS).

Il valore di CS è calcolato sulla base dei seguenti scenari, selezionando il meno favorevole:un'irradiazione permanente per tutto l'anno (8760 ore) con una contaminazione della pelle comporta una dose equivalente di 50 mSv all'anno (1/10 del limite di dose per la pelle);

- un'ingestione quotidiana di una contaminazione su una superficie di 10 cm2 comporta una dose efficace di 0,5 mSv all'anno; un'inalazione unica del 10 per cento dell'attività di una contaminazione su una superficie di 100 cm2 comporta una dose di 0,5 mSv (1/10 del livello di licenza);

un valore massimo di 1000 Bq/cm2.

Nuclide figlio instabile 13

Nuclide figlio instabile;  significa: decade in …; in caso di ramificazione in più nuclidi, gli stessi sono separati da una virgola; una seconda freccia indica una serie di decadimento. [6]: il valore h10 del nuclide figlio è superiore a 0,1 (mSv/h)/GBq a 1 m di distanza (a seconda del caso, considerare il nuclide figlio!).

Tavola delle note [1] Radionuclide per il quale sono utilizzati come livello di allontanamento i valori per piccoli quantitativi di materia delle BSS dell'AIEA.

[2]

Radionuclide per il quale si è tenuto conto del contributo di nuclidi figli per determinare il valore di LL (colonna 9). Nella tabella più sotto è indicato per ognuno di questi radionuclidi l'ultimo radionuclide della catena di decadimento che è stato considerato insieme al padre per il calcolo del valore di LL.

[3]

Ricavato dalla dose efficace per l'immersione (colonna 11).

[4]

Ricavato dalla dose alla pelle per l'immersione (colonna 11).

[5]

Per Kr-88 sono stati indicati i valori del nuclide figlio per l'immersione (colonna 11).

[6] Il

valore

h10 del nuclide figlio è superiore a 0,1 (mSv/h)/GBq a 1 m di distanza (a seconda del caso, considerare il nuclide figlio! Colonna 13).

[7]

Deve essere considerata anche la parte H-3, HTO.

[8]

Per Kr-85, il valore LA è stato scelto in modo che l'intensità di dose a una distanza di 10 cm sia di 5 µSv/h.

[9] Per

h10 si è tenuto conto della fissione spontanea. La quota di fissione spontanea è tratta da «Tables of Isotopes» (8a edizione, 1996, John Wiley&Sons) e dalla banca dati ENDF del «Brookhaven National Laboratory». Per il numero medio di neutroni per fissione e per il fattore di dose sono stati ri-

Radioprotezione. O

117

814.501

presi i valori di Cf-252. Non è stata presa in considerazione la parte di fotoni prodotti nel corso della fissione nucleare e l'emissione di fotoni dei prodotti di fissione generati.

[10]

I sali di potassio in quantità inferiore a 1000 kg sono considerati esenti.

[11]

Per le miscele di nuclidi di uranio (U-238/U-235/U-234+figli) e di torio (Th232/Th-230/Th-228+figli) vale il livello di licenza del nuclide dominante.

Miscele di nuclidi Nel caso delle miscele di nuclidi, alle colonne 9, 11 e 12 si applica la regola dell'addizione: Regola per il controllo dell'osservanza dei limiti di attività per le miscele di nuclidi, ponderando i vari nuclidi in funzione della loro pericolosità. Se sono soddisfatte le disequazioni seguenti, le miscele si situano al di sotto del livello di allontanamento o del vincolo per la contaminazione superficiale.

a1, a2, … an: attività specifiche dei nuclidi 1, 2, …, n in Bq/g.

LL1, LL2, … LLn: livelli di allontanamento dei nuclidi 1, 2, …, n in Bq/g secondo l'allegato 3 colonna 9.

...



 



c1, c2, … cn: valori di contaminazione dei nuclidi 1, 2, …, n in Bq/cm2.

CS1, CS2, … CSn: vincolo per la contaminazione superficiale dei nuclidi 1, 2, …, n in Bq/cm2 secondo l'allegato 3 colonna 12.

...



 



Protezione dell'equilibrio ecologico 118

814.501

Sulla nota [2] Inclusione di nuclidi figli nel calcolo del livello di allontanamento Nuclide

Nuclidi figli

Nuclide

Nuclidi figli

Nuclide

Nuclidi figli

Nuclide

Nuclidi figli

Nuclide

Nuclidi figli

Mg-28

-> Al-28

Mo-99

-> Tc-99m

I-135

-> Xe-135m

Hg-195m ->

Hg-195

Np-237

-> Pa-233

Si-32

-> P-32

Tc-95m

-> Tc-95

Cs-137

-> Ba-137m

Pb-202

-> Tl-202

Pu-239

-> U-235m

Ca-45 ->

Sc-45me

Ru-103

-> Rh-103m

Ba-128

-> Cs-128

Pb-210

-> Bi-210

Pu-244

-> Np-240

Sc-44m

-> Sc-44

Ru-106

-> Rh-106

Ce-134

-> La-134

Pb-212

-> Tl-208

Pu-245

-> Am-245

Ti-44 ->

Sc-44

Pd-100

-> Rh-100

Ce-137m -> Ce-137 Bi-210m

-> Tl-206

Pu-246

-> Am-246m

Fe-52

-> Mn-52m

Pd-109

-> Ag-109m

Ce-144

-> Pr-144

At-211

-> Po-211

Am-242m -> Np-238 Fe-60

-> Co-60

Ag-108m -> Ag-108 Nd-138 ->

Pr-138

Rn-222

-> Tl-210 Am-243 ->

Np-239

Ni-66

-> Cu-66

Ag-110m -> Ag-110 Nd-140 ->

Pr-140

Fr-222

-> Po-214

Cm-247

-> Pu-243

Zn-62

-> Cu-62

Cd-109

-> Ag-109m

Gd-146 ->

Eu-146

Ra-223 -> Tl-207 Cm-250

-> Am-246m

Zn-69m

-> Zn-69

Cd-113m -> In-113m Yb-178

-> Lu-178

Ra-224

-> Tl-208

Cf-253

-> Cm-249

Zn-72 ->

Ga-72m Cd-115

-> In-115m

Lu-177m -> Lu-177 Ra-226

-> Po-214

Ge-68

-> Ga-68

Cd-115m -> In-115m Hf-172

-> Sn-121m

Ra-228

-> Ac-228

As-73

-> Ge-73m

In-111

-> Cd-111m

Hf-182

-> Ta-182

Ac-225

-> Pb-209

Br-80m

-> Br-80

In-114m

-> In-114

W-188

-> Re-188

Ac-226

-> Th-226

Br-83 ->

Kr-83m

Sn-110

-> In-110m

Re-186m

-> Re-186

Ac-227

-> Bi-211

Rb-83

-> Kr-83m

Sn-113

-> In-113m

Re-189

-> Os-189m Th-228 ->

Tl-208

Sr-80

-> Rb-80

Sn-121m

-> Sn-121

Os-191

-> Ir-191m

Th-229

-> Pb-209

Sr-89

-> Y-89m

Sn-126

-> Sb-126

Os-194

-> Ir-194

Th-232

-> Tl-208

Sr-90

-> Y-90

Sb-125

-> Te-125m

Ir-189

-> Os-189m

Th-234

-> Pa-234

Sr-91

-> Y-91m

Sb-127

-> Te-127

Ir-190

-> Os-190m

U-230

-> Po-214

Y-87

-> Sr-87m

Te-127m

-> Te-127

Ir-194m ->

Ir-194

U-232

-> Tl-208

Zr-86

-> Y-86m

Te-129m

-> Te-129

Pt-191

-> Ir-191m

U-235

-> Th-231

Radioprotezione. O

119

814.501

Nuclide

Nuclidi figli

Nuclide

Nuclidi figli

Nuclide

Nuclidi figli

Nuclide

Nuclidi figli

Nuclide

Nuclidi figli

Zr-95

-> Nb-95m

Te-131m

-> Te-131

Pt-200

-> Au-200

U-238

-> Pa-234

Zr-97

-> Nb-97

Te-132

-> I-132

Hg-194

-> Au-194

U-240

-> Np-240

Protezione dell'equilibrio ecologico 120

814.501

Allegato 4

(art. 2 cpv. 2 lett. b, 22, 61 cpv. 1 e 194 cpv. 3) Grandezze di dose e metodo per l'accertamento della dose di radiazione

Grandezze di dose 1.1 Dose

assorbita

D (absorbed dose) Grandezza di dose fondamentale, definita dal rapporto.

dove

̅ è l'energia media trasferita dalle radiazioni ionizzanti alla materia della massa dm. L'unità SI di dose assorbita è il joule diviso chilogrammo (J/kg) e il suo nome specifico è Gray (Gy).

1.2 Dose

assorbita

media

DT in un tessuto o in un organo (mean absorbed dose in a tissue or organ) Dose assorbita media DT in un tessuto o in un organo T, data da: =

dove

è l'energia media trasferita a un tessuto o a un organo T e T la massa di

questo tessuto od organo.

1.3 Dose

equivalente

HT (equivalent dose) Dose in un tessuto o in un organo T, data da: =

dove DT.R è la dose assorbita media dovuta alla radiazione R in un tessuto o in un organo T e

wR il fattore di ponderazione della radiazione. Poiché wR è adimensionale, l'unità della dose equivalente è la stessa della dose assorbita, ossia il J/kg, e il suo nome specifico è il sievert (Sv).

Radioprotezione. O

121

814.501

1.4

Fattore di ponderazione della radiazione Tipo di radiazione e intervallo di energia Fattori

ponderazione della radiazione

wR Fotoni, tutte le energie 1

Elettroni e muoni, tutte le energie 1

Neutroni, con energia: - inferiore a 1 MeV - da 1 MeV a 50 MeV - superiore a 50 MeV 2,5+18,2·e-[ln(E)]²/6 5,0+17,0·e-[ln(2·E)]²/6 2,5+3,25·e-[ln(0,04·E)]²/6 Protoni e pioni carichi 2

Particelle alfa, frammenti di fissione, nuclei pesanti

1.5 Dose

equivalente

impegnata

HT() (committed equivalent dose) Integrale rispetto al tempo dell'intensità di dose equivalente in un determinato tessuto od organo che una persona di riferimento riceverà dopo l'apporto di una sostanza radioattiva nel corpo, dove  è il tempo di integrazione in anni.

1.6 Dose

efficace

E (effective dose) Somma delle dosi equivalenti ponderate di tutti i tessuti e gli organi del corpo indicati, data dall'espressione: =

, =

dove HT o wRDT.R è la dose equivalente nel tessuto o nell'organo T e wT il fattore di ponderazione dei tessuti. L'unità della dose efficace è la stessa della dose assorbita, ossia il J/kg e il suo nome specifico è il sievert (Sv).

1.7

Fattori di ponderazione dei tessuti Tessuto od organo Fattori di ponderazione dei tessuti, wT midollo osseo (rosso) 0,12

colon 0,12

polmoni 0,12

stomaco 0,12

seno 0,12

gonadi 0,08 vescica 0,04 fegato 0,04

Protezione dell'equilibrio ecologico 122

814.501

Tessuto od organo Fattori di ponderazione dei tessuti, wT esofago 0,04 tiroide 0,04 cervello 0,01 pelle 0,01 periostio 0,01

ghiandole salivari

0,01

altri organi e tessuti 0,12

1.8 Dose

efficace

impegnata

E( ) (committed effective dose) Somma dei prodotti delle dosi impegnate negli organi e dei relativi fattori di ponderazione dei tessuti ( wT), dove  è il tempo di integrazione in anni dopo l'apporto di attività. Il periodo impegnato ammonta a 50 anni per gli adulti e si estende fino all'età di 70 anni per i bambini.

1.9

Equivalente di dose H (dose equivalent) 1.9.1 Prodotto

tra

D e Q in un punto del tessuto, dove D è la dose assorbita nel tessuto molle ICRU e Q il fattore di qualità per la radiazione osservata in quel punto, quindi: =

1.9.2 L'unità dell'equivalente di dose è il joule per chilogrammo (J/kg) e il suo nome specifico è il sievert (Sv). Riguardo alle relative grandezze di misura, si veda l'equivalente di dose individuale e l'equivalente di dose ambientale.

1.10 Dose

ambientale

Equivalente di dose in un determinato luogo. Come dose ambientale valgono le grandezze equivalente di dose ambientale H*(10) ed equivalente di dose direzionale H'(d, ).

1.11 Equivalente di dose individuale Hp(d) (personal dose equivalent) 1.11.1 Un equivalente di dose. La dose equivalente nel tessuto molle ICRU a una profondità idonea d [mm] sotto il punto della superficie del corpo dove si porta il dosimetro individuale. L'unità dell'equivalente di dose individuale è il joule per chilogrammo (J/kg) e il suo nome specifico è il sievert (Sv).

1.11.2 La dose profonda individuale Hp(10) è un valore stimato per la dose efficace. La dose superficiale individuale Hp(0,07) è un valore stimato per la dose

Radioprotezione. O

123

814.501

alla pelle e al cristallino. In alternativa può essere utilizzata la dose individuale per il cristallino Hp(3) come valore stimato per la dose al cristallino.

1.12 Equivalente di dose direzionale H'(d, ) (directional dose equivalent)

1.12.1 Equivalente di dose in un punto del campo di radiazioni che sarebbe prodotto alla profondità d nel relativo campo di radiazioni espanso su un raggio della sfera ICRU orientato nella direzione stabilita Ω. L'unità dell'equivalente di dose direzionale è il joule per chilogrammo (J/kg) e il suo nome specifico è il sievert (Sv).

1.12.2 Nel caso particolare di un campo unidirezionale, la direzione può essere specificata con l'angolo  tra il raggio opposto al campo di radiazioni e il raggio stabilito Ω. Se  = 0° la grandezza H'(d, 0°) può essere scritta come H'(d) ed è uguale a H*(d).

1.12.3 I valori raccomandati per d sono 10 mm per le radiazioni penetranti, 0,07 mm per quelle a basso potere di penetrazione e 3 mm per il cristallino (v. grandezze operative per la dosimetria ambientale).

1.13 Equivalente di dose ambientale H*(10) (ambient dose equivalent) Equivalente di dose in un punto del campo di radiazioni che verrebbe prodotto a
10 mm di profondità nel relativo campo di radiazioni orientato ed espanso su un vettore radiale della sfera ICRU opposto alla direzione di incidenza della radiazione.

L'unità dell'equivalente di dose ambientale è il joule per chilogrammo (J/kg) e il suo nome specifico è il sievert (Sv).

1.14 Sfera ICRU (ICRU-sphere) Sfera del diametro di 30 cm, con una densità di 1 g/cm3 e la seguente composizione
(parti di massa relative): ossigeno 76,2 per cento, carbonio 11,1 per cento, idrogeno 10,1 per cento e azoto 2,6 per cento (approssimazione per il tessuto molle).

1.15 Fattore di

qualità

Q(L) (quality factor) 1.15.1 Fattore che designa l'efficacia biologica di una radiazione sulla base della densità di ionizzazione lungo le tracce di particelle cariche nel tessuto. Q è definito come una funzione del trasferimento lineare di energia LET (L in keV/μm) illimitato di particelle cariche nell'acqua: =

per

< 10

0.32 − 2.2 per 10 ≤ ≤ 100 300 √

⁄

per

> 100

Protezione dell'equilibrio ecologico 124

814.501

1.15.2 Nella definizione delle dosi equivalenti, Q è stato sostituito dal fattore di ponderazione della radiazione wR. Q continua tuttavia a essere utilizzato per la definizione dell'equivalente di dose.

Metodo per l'accertamento della dose di radiazione 2.1 Principio
Di norma, la dose efficace e le dosi equivalenti sono accertate con l'ausilio di grandezze operative.

2.2 Grandezze operative

2.2.1 Le grandezze operative per la dosimetria individuale in caso di irradiazione esterna sono: a. la dose profonda individuale Hp(10) [sigla Hp]; b. la dose superficiale individuale Hp(0,07) [sigla Hs]; c. la dose individuale per il cristallino Hp(3).

2.2.2 Le grandezze operative per la dosimetria ambientale sono: a. l'equivalente di dose ambientale H*(10); b. l'equivalente di dose direzionale H'(0,07); c. l'equivalente di dose direzionale H'(3).

2.2.3 La grandezza operativa per l'irradiazione interna è la dose efficace impegnata E50, calcolata con modelli standard e i fattori di dose di cui agli allegati 3

e 6.

2.3

Equivalenti di dose individuali e dosi ambientali inferiori ai limiti di dose corrispondenti 2.3.1 La dose equivalente per un organo è equiparata, in caso di irradiazione esterna, alla dose profonda individuale Hp(10) o all'equivalente di dose ambientale H*(10) per tutti i tessuti e gli organi, ad eccezione della pelle e del cristallino.

2.3.2 La dose equivalente per la pelle, le mani e i piedi è equiparata, in caso di irradiazione esterna, alla dose superficiale individuale Hp(0,07), o all'equivalente di dose direzionale H'(0,07).

2.3.3 La dose equivalente per il cristallino è equiparata, in caso di irradiazione esterna, alla dose superficiale individuale Hp(0,07), o all'equivalente di dose direzionale H'(0,07). In alternativa può essere equiparata anche alla dose individuale per il cristallino Hp(3) o all'equivalente di dose direzionale H'(3).

Radioprotezione. O

125

814.501

2.3.4 La dose efficace è equiparata alla somma: a. della dose profonda individuale Hp(10) o dell'equivalente di dose ambientale H*(10); e

b. della dose efficace impegnata E50.

2.4

Equivalenti di dose individuali superiori ai limiti di dose corrispondenti Se i valori di dose accertati secondo il numero 2.3 sono superiori ai limiti corrispondenti, la dose efficace o le dosi equivalenti per la persona interessata devono essere accertate individualmente da un perito in radioprotezione, in collaborazione con l'autorità di vigilanza, con metodi di calcolo e fattori di dose conformi allo stato della scienza e della tecnica. Il valore così accertato è decisivo per stabilire se un limite di dose è stato effettivamente superato.

2.5 Dosimetria ambientale

Quando la presente ordinanza limita la dose ambientale, è considerata dose ambientale: a. la

grandezza

H*(10) (equivalente di dose ambientale) in caso di radiazione penetrante;

b. la

grandezza

H'(0,07) (equivalente di dose direzionale) in caso di radiazione a bassa profondità di penetrazione.

Protezione dell'equilibrio ecologico 126

814.501

Allegato 5

(art. 139 cpv. 2 e 194 cpv. 3) Fattori di dose per gli individui della popolazione 1. Inalazione

Nuclide Classe

assorbimento

Prima infanzia (1a) Bambini (10 a)

Adulti

Tipo

einhSv/Bq hinh, organe Sv/Bq

Organo einh Sv/Bq

hinh, organe Sv/Bq

Organo einh Sv/Bq

hinh, organe Sv/Bq

Organo

H-3, HTO [1]

4.8 E-11

2.3 E-11

1.8 E-11

H-3, OBT [2]

1.1 E-10

5.5 E-11

4.1 E-11

C-14 organico

1.6 E-09

7.9 E-10

5.8 E-10

Na-22

7.3 E-09

6.4 E-08

2.4 E-09

2.0 E-08

1.3 E-09

9.2 E-09

Na-24

1.8 E-09

4.3 E-08

5.7 E-10

1.3 E-08

2.7 E-10

6.0 E-09

Sc-47

2.8 E-09

1.4 E-08

1.1 E-09

6.7 E-09

7.3 E-10

5.1 E-09

Cr-51

1.9 E-10

8.2 E-10

6.4 E-11

2.6 E-10

3.2 E-11

1.4 E-10

Mn-54

6.2 E-09

2.5 E-08

2.4 E-09

9.1 E-09

1.5 E-09

6.3 E-09

Fe-59

1.3 E-08

6.7 E-08

5.5 E-09

3.1 E-08

3.7 E-09

2.3 E-08

Co-57

2.2 E-09

1.2 E-08

8.5 E-10

4.8 E-09

5.5 E-10

3.3 E-09

Co-58

6.5 E-09

3.0 E-08

2.4 E-09

1.2 E-08

1.6 E-09

8.9 E-09

Co-60

3.4 E-08

1.6 E-07

1.5 E-08

7.3 E-08

1.0 E-08

5.2 E-08

Zn-65

6.5 E-09

1.9 E-08

2.4 E-09

7.5 E-09

1.6 E-09

5.1 E-09

Se-75

6.0 E-09

2.4 E-08

2.5 E-09

9.2 E-09

1.0 E-09

5.4 E-09

Br-82

3.0 E-09

5.0 E-08

1.1 E-09

1.5 E-08

6.3 E-10

7.0 E-09

Sr-89

2.4 E-08

1.5 E-07

9.1 E-09

6.3 E-08

6.1 E-09

4.5 E-08

Sr-90

1.1 E-07

7.0 E-07

5.1 E-08

2.9 E-07

3.6 E-08

2.1 E-07

Y-91

3.0 E-08

1.7 E-07

1.1 E-08

6.9 E-08

7.1 E-09

5.0 E-08

Zr-95

1.6 E-08

9.1 E-08

6.8 E-09

4.2 E-08

4.8 E-09

3.1 E-08

Nb-95

5.2 E-09

2.8 E-08

2.2 E-09

1.3 E-08

1.5 E-09

9.5 E-09

Mo-99

4.4 E-09

1.8 E-08

1.5 E-09

7.2 E-09

8.9 E-10

5.3 E-09

Tc-99m

9.9 E-11

1.4 E-09

3.4 E-11

4.3 E-10

1.9 E-11

2.1 E-10

Radioprotezione. O

127

814.501

Nuclide Classe

assorbimento

Prima infanzia (1a) Bambini (10 a)

Adulti

Tipo

einhSv/Bq hinh, organe Sv/Bq

Organo einh Sv/Bq

hinh, organe Sv/Bq

Organo einh Sv/Bq

hinh, organe Sv/Bq

Organo

Ru-103

8.4 E-09

5.3 E-08

3.5 E-09

2.4 E-08

2.4 E-09

1.8 E-08

Ru-106

1.1 E-07

7.1 E-07

4.1 E-08

2.8 E-07

2.8 E-08

2.0 E-07

Ag-110m

2.8 E-08

1.1 E-07

1.2 E-08

5.1 E-08

7.6 E-09

3.6 E-08

Sn-125

1.5 E-08

6.5 E-08

5.0 E-09

2.7 E-08

3.1 E-09

2.0 E-08

Sb-122

5.7 E-09

2.7 E-08

1.8 E-09

7.5 E-09

1.0 E-09

5.5 E-09

Sb-124

2.4 E-08

1.4 E-07

9.6 E-09

6.1 E-08

6.4 E-09

4.4 E-08

Sb-125

1.6 E-08

1.0 E-07

6.8 E-09

4.5 E-08

4.8 E-09

3.2 E-08

Sb-127

7.3 E-09

3.1 E-08

2.7 E-09

1.4 E-08

1.7 E-09

1.1 E-08

Te-125m

1.1 E-08

7.4 E-08

4.8 E-09

3.5 E-08

3.4 E-09

2.6 E-08

Te-127m

2.6 E-08

1.7 E-07

1.1 E-08

7.7 E-08

7.4 E-09

5.6 E-08

Te-129m

2.6 E-08

1.5 E-07

9.8 E-09

6.6 E-08

6.6 E-09

4.8 E-08

Te-131m

5.8 E-09

3.2 E-08

1.9 E-09

9.8 E-09

9.4 E-10

4.6 E-09

Te-132

1.3 E-08

5.6 E-08

4.0 E-09

1.7 E-08

2.0 E-09

1.0 E-08

I-125

2.3 E-08

4.5 E-07

1.1 E-08

2.2 E-07

5.1 E-09

1.0 E-07

I-125 organico

4.0 E-08

8.1 E-07

2.2 E-08

4.4 E-07

1.1 E-08

2.1 E-07

I-125 elementare

5.2 E-08

1.0 E-06

2.8 E-08

5.6 E-07

1.4 E-08

2.7 E-07

I-129

8.6 E-08

1.7 E-06

6.7 E-08

1.3 E-06

3.6 E-08

7.1 E-07

I-129 organico

1.5 E-07

3.0 E-06

1.3 E-07

2.7 E-06

7.4 E-08

1.5 E-06

I-129 elementare

2.0 E-07

3.9 E-06

1.7 E-07

3.4 E-06

9.6 E-08

1.9 E-06

I-131

7.2 E-08

1.4 E-06

1.9 E-08

3.7 E-07

7.4 E-09

1.5 E-07

I-131 organico

1.3 E-07

2.5 E-06

3.7 E-08

7.4 E-07

1.5 E-08

3.1 E-07

I-131 elementare

1.6 E-07

3.2 E-06

4.8 E-08

9.5 E-07

2.0 E-08

3.9 E-07

I-133

1.8 E-08

3.5 E-07

3.8 E-09

7.4 E-08

1.5 E-09

2.8 E-08

I-133 organico

3.2 E-08

6.3 E-07

7.6 E-09

1.5 E-07

3.1 E-09

6.0 E-08

I-133 elementare

4.1 E-08

8.0 E-07

9.7 E-09

1.9 E-07

4.0 E-09

7.6 E-08

I-135

3.7 E-09

7.0 E-08

7.9 E-10

1.5 E-08

3.2 E-10

5.7 E-09

I-135 organico

6.7 E-09

1.3 E-07

1.6 E-09

3.1 E-08

6.8 E-10

1.3 E-08

I-135 elementare

8.5 E-09

1.6 E-07

2.1 E-09

3.8 E-08

9.2 E-10

1.5 E-08

Cs-134

7.3 E-09

4.9 E-08

5.3 E-09

1.8 E-08

6.6 E-09

1.2 E-08

Cs-136

5.2 E-09

5.9 E-08

2.0 E-09

1.9 E-08

1.2 E-09

8.8 E-09

Cs-137 / Ba-137m

5.4 E-09

2.5 E-08

3.7 E-09

9.7 E-09

4.6 E-09

7.4 E-09

Protezione dell'equilibrio ecologico 128

814.501

Nuclide Classe

assorbimento

Prima infanzia (1a) Bambini (10 a)

Adulti

Tipo

einhSv/Bq hinh, organe Sv/Bq

Organo einh Sv/Bq

hinh, organe Sv/Bq

Organo einh Sv/Bq

hinh, organe Sv/Bq

Organo

Ba-140

2.0 E-08

1.1 E-07

7.6 E-09

4.8 E-08

5.1 E-09

3.5 E-08

La-140

6.3 E-09

4.4 E-08

2.0 E-09

1.3 E-08

1.1 E-09

6.2 E-09

Ce-141

1.1 E-08

6.9 E-08

4.6 E-09

3.2 E-08

3.2 E-09

2.4 E-08

Ce-144

1.6 E-07

6.5 E-07

5.5 E-08

2.6 E-07

3.6 E-08

1.9 E-07

Pr-143

8.4 E-09

4.6 E-08

3.2 E-09

2.1 E-08

2.2 E-09

1.5 E-08

Pb-210

3.7 E-06

2.2 E-05

1.5 E-06

1.1 E-05

1.1 E-06

1.3 E-05

Bi-210

3.0 E-07

2.4 E-06

1.3 E-07

1.1 E-06

9.3 E-08

7.7 E-07

Po-210

1.1 E-05

8.1 E-05

4.6 E-06

3.5 E-05

3.3 E-06

2.6 E-05

Ra-224

8.2 E-06

6.7 E-05

3.9 E-06

3.2 E-05

3.0 E-06

2.5 E-05

Ra-226

1.1 E-05

9.1 E-05

4.9 E-06

3.8 E-05

3.5 E-06

2.8 E-05

Th-227

3.0 E-05

2.5 E-04

1.4 E-05

1.2 E-04

1.0 E-05

8.7 E-05

Th-228

1.3 E-04

1.1 E-03

5.5 E-05

4.5 E-04

4.0 E-05

3.3 E-04

Th-230

3.5 E-05

2.6 E-04

1.6 E-05

2.4 E-04

1.4 E-05

2.8 E-04

Th-232

5.0 E-05

3.5 E-04

2.6 E-05

2.6 E-04

2.5 E-05

2.9 E-04

Pa-231

2.3 E-04

1.0 E-02

1.5 E-04

7.5 E-03

1.4 E-04

6.8 E-03

U-234

1.1 E-05

9.0 E-05

4.8 E-06

3.8 E-05

3.5 E-06

2.7 E-05

U-235

1.0 E-05

8.1 E-05

4.3 E-06

3.4 E-05

3.1 E-06

2.4 E-05

U-238

9.4 E-06

7.5 E-05

4.0 E-06

3.1 E-05

2.9 E-06

2.2 E-05

Np-237

4.0 E-05

8.3 E-04

2.2 E-05

6.7 E-04

2.3 E-05

1.0 E-03

Np-239

4.2 E-09

1.8 E-08

1.4 E-09

8.4 E-09

9.3 E-10

6.3 E-09

Pu-238

7.4 E-05

1.2 E-03

4.4 E-05

9.8 E-04

4.6 E-05

1.4 E-03

Pu-239

7.7 E-05

1.3 E-03

4.8 E-05

1.1 E-03

5.0 E-05

1.5 E-03

Pu-240

7.7 E-05

1.3 E-03

4.8 E-05

1.1 E-03

5.0 E-05

1.5 E-03

Pu-241

9.7 E-07

2.2 E-05

8.3 E-07

2.4 E-05

9.0 E-07

3.1 E-05

Am-241

6.9 E-05

1.4 E-03

4.0 E-05

1.2 E-03

4.2 E-05

1.7 E-03

Cm-242

1.8 E-05

1.2 E-04

7.3 E-06

4.8 E-05

5.2 E-06

3.5 E-05

Cm-244

5.7 E-05

9.6 E-04

2.7 E-05

6.4 E-04

2.7 E-05

9.2 E-04

Radioprotezione. O

129

814.501

Classe di

assorbimento: descrive la velocità alla quale una sostanza inalata passa dai polmoni al sangue. Tipo F: elevata, tipo M: media, tipo S: lenta, tipo V: immediata (solo per alcuni gas e vapori) einh: Dose efficace

impegnata; tempo di integrazione: 50 anni per gli adulti, 70 anni per i bambini Fattori di dose tratti da: ICRP, 2012. Compendium of Dose Coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119. Ann.

ICRP 41 (Suppl.). Allegato G1, H1 (AMAD = 1 m).

I fattori di dose per altri nuclidi e per altre classi di età figurano nella ICRP Publication 119.

hinh, organo: Dose impegnata nell'organo più colpito (GK: corpo intero, Go: gonadi, KM: midollo osseo (rosso), DD: colon, Lu: polmoni, Ma: stomaco, Bl: vescica, Br: seno, Le: fegato, SR: esofago, SD: tiroide, Ha: pelle, KH: periostio, altri organi (ET: vie respiratorie extratoraciche, Ut: utero, Ni: reni, Mi: milza)) Fattori di dose tratti da: ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public; Ver. 3.0 - Free Educational CD Downloads (AMAD = 1

m)

[1]

Sotto forma di acqua evaporata [2]

Trizio legato organicamente 2. Ingestione

Nuclide

Prima infanzia (1a) Bambini (10a)

Adulti

eing Sv/Bq

hing, organo Sv/Bq

Organo

eing Sv/Bq

hing, organo Sv/Bq

Organo

eing Sv/Bq

hing, organo Sv/Bq

Organo

H-3, HTO

4.8E-11

2.3E-11

1.8E-11

H-3, OBT [2]

1.2E-10

1.6E-10

5.7E-11

6.7E-11

4.2E-11

4.7E-11

C-14

1.6E-09

1.9E-09

8.0E-10

8.9E-10

5.8E-10

6.3E-10

Na-22 1.5E-08

2.8E-08

5.5E-09

1.1E-08 KH 3.2E-09 6.3E-09 KH Na-24

2.3E-09

6.7E-09

7.7E-10

2.1E-09

4.3E-10

1.2E-09

Sc-47

3.9E-09

3.0E-08

DD 1.2E-09

9.0E-09

DD 5.4E-10

4.1E-09

Cr-51

2.3E-10

1.4E-09

7.8E-11

4.5E-10

3.8E-11

2.1E-10

Mn-54

3.1E-09

8.3E-09

DD 1.3E-09

3.3E-09

DD 7.1E-10

1.8E-09

Fe-59

1.3E-08

3.5E-08

4.7E-09

1.2E-08

1.8E-09

5.8E-09

Co-57 1.6E-09

5.6E-09

5.8E-10

1.8E-09 DD 2.1E-10 9.4E-10 DD Co-58

4.4E-09

1.4E-08

1.7E-09

4.9E-09

7.4E-10

2.8E-09

Co-60 2.7E-08

5.1E-08

1.1E-08

2.0E-08 Le

3.4E-09 8.7E-09 DD

Protezione dell'equilibrio ecologico 130

814.501

Nuclide

Prima infanzia (1a) Bambini (10a)

Adulti

eing Sv/Bq

hing, organo Sv/Bq

Organo

eing Sv/Bq

hing, organo Sv/Bq

Organo

eing Sv/Bq

hing, organo Sv/Bq

Organo

Zn-65

1.6E-08

2.2E-08

6.4E-09

8.9E-09

3.9E-09

5.4E-09

Se-75 1.3E-08

5.1E-08

Ni 6.0E-09

2.2E-08

Ni 2.6E-09

1.4E-08

Br-82

2.6E-09

4.0E-09

9.5E-10

1.5E-09

5.4E-10

8.3E-10

Sr-89 1.8E-08

9.2E-08

5.8E-09

2.7E-08 DD 2.6E-09 1.4E-08 DD Sr-90

7.3E-08

7.3E-07

6.0E-08

1.0E-06

2.8E-08

4.1E-07

Y-91

1.8E-08

1.4E-07

DD 5.2E-09

4.2E-08

DD 2.4E-09

1.9E-08

Zr-95

5.6E-09

3.4E-08

1.9E-09

1.1E-08

9.5E-10

5.1E-09

Nb-95 3.2E-09

1.6E-08

1.1E-09

5.6E-09 DD 5.8E-10 2.8E-09 DD Mo-99

3.5E-09

1.6E-08

1.1E-09

5.5E-09

Le/Ni

6.0E-10

3.1E-09

Tc-99m 1.3E-10

4.7E-10

4.3E-11 1.4E-10 DD 2.2E-11 6.7E-11 DD Ru-103

4.6E-09

2.9E-08

1.5E-09

9.2E-09

7.3E-10

4.3E-09

Ru-106 4.9E-08

3.3E-07

1.5E-08

1.0E-07 DD 7.0E-09 4.5E-08 DD Ag-110m

1.4E-08

4.6E-08

5.2E-09

1.7E-08

2.8E-09

8.5E-09

Sn-125 2.2E-08

1.8E-07

6.7E-09

5.2E-08 DD 3.1E-09 2.4E-08 DD Sb-122

1.2E-08

9.1E-08

3.7E-09

2.7E-08

1.7E-09

1.2E-08

Sb-124 1.6E-08

9.6E-08

5.2E-09

3.0E-08 DD 2.5E-09 1.4E-08 DD Sb-125

6.1E-09

3.3E-08

2.1E-09

1.3E-08

1.1E-09

9.0E-09

Sb-127 1.2E-08

8.4E-08

3.6E-09

2.5E-08 DD 1.7E-09 1.2E-08 DD Te-125m

6.3E-09

9.0E-08

1.9E-09

3.4E-08

8.7E-10

2.0E-08

Te-127m 1.8E-08

1.4E-07

5.2E-09 5.5E-08 KH 2.3E-09 3.2E-08 KH Te-129m

2.4E-08

1.1E-07

6.6E-09

3.2E-08

3.0E-09

1.4E-08

Te-131m

1.4E-08

1.5E-07

SD 4.3E-09

4.5E-08

SD 1.9E-09

1.8E-08

Te-132

3.0E-08

3.2E-07

8.3E-09

7.5E-08

3.8E-09

3.1E-08

I-125

5.7E-08

1.1E-06

SD 3.1E-08

6.2E-07

SD 1.5E-08

3.0E-07

I-129

2.2E-07

4.3E-06

1.9E-07

3.8E-06

1.1E-07

2.1E-06

I-131

1.8E-07

3.6E-06

SD 5.2E-08

1.0E-06

SD 2.2E-08

4.3E-07

I-133

4.4E-08

8.6E-07

1.0E-08

2.0E-07

4.3E-09

8.2E-08

I-135

8.9E-09

1.7E-07

SD 2.2E-09

3.9E-08

SD 9.3E-10

1.6E-08

Cs-134

1.6E-08

2.4E-08

1.4E-08

1.7E-08

1.9E-08

2.1E-08

Cs-136

9.5E-09

1.3E-08

DD 4.4E-09

5.3E-09

DD 3.0E-09

3.4E-09

Cs-137 / Ba-137m

1.2E-08

2.3E-08

1.0E-08

1.3E-08

1.5E-08

Ba-140

1.8E-08

1.2E-07

DD 5.8E-09

3.5E-08

DD 2.6E-09

1.7E-08

Radioprotezione. O

131

814.501

Nuclide

Prima infanzia (1a) Bambini (10a)

Adulti

eing Sv/Bq

hing, organo Sv/Bq

Organo

eing Sv/Bq

hing, organo Sv/Bq

Organo

eing Sv/Bq

hing, organo Sv/Bq

Organo

La-140

1.3E-08

8.7E-08

4.2E-09

2.7E-08

2.0E-09

1.3E-08

Ce-141

5.1E-09

4.0E-08

DD 1.5E-09

1.2E-08

DD 7.1E-10

5.5E-09

Ce-144

3.9E-08

3.1E-07

1.1E-08

9.2E-08

5.2E-09

4.2E-08

Pr-143 8.7E-09

7.0E-08

2.6E-09

2.1E-08 DD 1.2E-09 9.3E-09 DD Pb-210

3.6E-06

3.8E-05

1.9E-06

4.4E-05

6.9E-07

2.3E-05

Bi-210 9.7E-09

7.6E-08

2.9E-09 2.3E-08 DD 1.3E-09 1.0E-08 DD Po-210

8.8E-06

7.6E-05

2.6E-06

2.5E-05

1.2E-06

1.3E-05

Ra-224

6.6E-07

2.3E-05

KH 2.6E-07

1.1E-05

KH 6.5E-08

1.7E-06

Ra-226

9.6E-07

2.9E-05

8.0E-07

3.9E-05

2.8E-07

1.2E-05

Th-227

7.0E-08

8.0E-07

KH 2.3E-08

3.9E-07

KH 8.8E-09

8.8E-08

Th-228

3.7E-07

8.4E-06

1.4E-07

4.3E-06

7.2E-08

2.5E-06

Th-230

4.1E-07

1.3E-05

KH 2.4E-07

1.1E-05

KH 2.1E-07

1.2E-05

Th-232

4.5E-07

1.3E-05

2.9E-07

1.2E-05

2.3E-07

1.2E-05

Pa-231 1.3E-06

6.0E-05

9.2E-07

4.6E-05 KH 7.1E-07 3.6E-05 KH U-234

1.3E-07

1.8E-06

7.4E-08

1.5E-06

4.9E-08

7.8E-07

U-235

1.3E-07

1.7E-06

KH 7.1E-08

1.4E-06

KH 4.7E-08

7.4E-07

U-238

1.2E-07

1.6E-06

6.8E-08

1.4E-06

4.5E-08

7.1E-07

Np-237 2.1E-07

5.0E-06

1.1E-07

4.1E-06 KH 1.1E-07 5.4E-06 KH Np-239

5.7E-09

4.4E-08

1.7E-09

1.3E-08

8.0E-10

6.0E-09

Pu-238 4.0E-07

6.9E-06

2.4E-07

5.9E-06 KH 2.3E-07 7.4E-06 KH Pu-239

4.2E-07

7.6E-06

2.7E-07

6.8E-06

2.5E-07

8.2E-06

Pu-240 4.2E-07

7.6E-06

2.7E-07

6.8E-06 KH 2.5E-07 8.2E-06 KH Pu-241

5.7E-09

1.2E-07

5.1E-09

1.4E-07

4.8E-09

1.6E-07

Am-241 3.7E-07

8.3E-06

2.2E-07 7.3E-06 KH 2.0E-07 9.0E-06 KH Cm-242

7.6E-08

9.7E-07

2.4E-08

3.5E-07

1.2E-08

1.9E-07

Cm-244

2.9E-07

5.8E-06

KH 1.4E-07

3.9E-06

KH 1.2E-07

4.9E-06

Protezione dell'equilibrio ecologico 132

814.501

eing: Dose efficace impegnata; tempo di integrazione: 50 anni per gli adulti, 70 anni per i bambini Fattori di dose tratti da: ICRP, 2012. Compendium of Dose Coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119. Ann. ICRP 41 (Suppl.). Allegato F1 (AMAD = 1 m)

I fattori di dose per altri nuclidi e per altre classi di età figurano nella ICRP Publication 119.

hing, organo: Dose impegnata nell'organo più colpito (GK: corpo intero, Go: gonadi, KM: midollo osseo (rosso), DD: colon, Lu: polmoni, Ma: stomaco, Bl: vescica, Br: seno, Le: fegato, SR: esofago, SD: tiroide, Ha: pelle, KH: periostio, altri organi (ET: vie respiratorie extratoraciche, Ut: utero, Ni: reni, Mi: milza)).

Fattori di dose tratti da: ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public; Ver. 3.0 - Free Educational CD Downloads (AMAD = 1

m)

[2]

Trizio legato organicamente

Radioprotezione. O

133

814.501

Allegato 6

(art. 139 cpv. 2 e 194 cpv. 3) Fattori di dose per radiazione da nube e dal suolo Nuclide Irradiazione

esterna

da nube radioattiva Irradiazione esterna dal suolo eimm (mSv/h)/(Bq/m3)

esol (mSv/h)/(Bq/m2)

H-3

0.0E+00

C-11 1.6E-07

3.6E-09

C-14

9.4E-12

4.6E-14

O-15 1.7E-07

3.9E-09

F-18

1.6E-07

3.4E-09

Na-22 3.7E-07

7.4E-09

Na-24

7.5E-07

1.3E-08

Sc-47 1.7E-08

3.6E-10

Cr-51

5.0E-09

1.1E-10

Mn-54 1.4E-07

2.8E-09

Fe-59

2.0E-07

4.0E-09

Co-57 1.8E-08

3.9E-10

Co-58

1.6E-07

3.3E-09

Co-60 4.3E-07

8.3E-09

Zn-65

9.8E-08

1.9E-09

Se-75 6.0E-08

1.3E-09

Br-82

4.4E-07

8.9E-09

Kr-79 4.0E-08

8.5E-10

Kr-81

8.8E-10

5.7E-12

Kr-83m 8.8E-12

1.2E-12

Kr-85

9.2E-10

3.8E-11

Kr-85m 2.5E-08

5.6E-10

Kr-87

1.4E-07

3.0E-09

Kr-88 3.5E-07

6.2E-09

Kr-88/Rb-88

4.7E-07

8.9E-09

Nuclide Irradiazione esterna

da nube radioattiva Irradiazione esterna dal suolo eimm (mSv/h)/(Bq/m3)

esol (mSv/h)/(Bq/m2)

Kr-89 3.4E-07

6.6E-09

Sr-89

1.6E-09

2.5E-10

Sr-90 3.5E-10

5.9E-12

Sr-90/Y-90

3.2E-09

4.0E-10

Y-91 2.2E-09

2.7E-10

Zr-95

1.2E-07

2.5E-09

Nb-95 1.3E-07

2.6E-09

Mo-99

2.5E-08

6.4E-10

Mo-99/Tc-99m 4.2E-08 1.0E-09

Tc-99m

1.9E-08

4.1E-10

Ru-103 8.0E-08

1.7E-09

Ru-106

0.0E+00

Ru-106/Rh-106 3.9E-08 1.2E-09

Ag-110m

4.6E-07

9.3E-09

Sn-125 5.9E-08

1.4E-09

Sb-122

7.3E-08

1.8E-09

Sb-124 3.2E-07

6.2E-09

Sb-125

6.8E-08

1.5E-09

Sb-127 1.1E-07

2.4E-09

Te-125m

1.2E-09

9.6E-11

Te-127m 4.0E-10

3.1E-11

Te-129m

5.7E-09

2.1E-10

Te-131m 2.4E-07

4.9E-09

Te-132

3.4E-08

7.7E-10

Te-132/I-132 4.1E-07 8.6E-09

Protezione dell'equilibrio ecologico 134

814.501

Nuclide Irradiazione esterna

da nube radioattiva Irradiazione esterna dal suolo eimm (mSv/h)/(Bq/m3)

esol (mSv/h)/(Bq/m2)

I-125

1.4E-09

1.1E-10

I-129 1.0E-09

7.2E-11

I-130

3.5E-07

7.4E-09

I-131

6.1E-08

1.3E-09

I-132 3.7E-07

7.8E-09

I-133

1.0E-07

2.2E-09

I-134 4.4E-07

9.0E-09

I-135

2.7E-07

5.3E-09

Xe-122 7.9E-09

2.2E-10

Xe-123

1.0E-07

2.2E-09

Xe-125 3.9E-08

8.9E-10

Xe-127

4.0E-08

9.2E-10

Xe-129m 3.4E-09

1.5E-10

Xe-131m

1.3E-09

5.9E-11

Xe-133 5.0E-09

1.5E-10

Xe-133m

4.6E-09

1.3E-10

Xe-135 4.0E-08

9.0E-10

Xe-135m

6.7E-08

1.5E-09

Xe-137 3.7E-08

1.3E-09

Xe-138

2.0E-07

3.9E-09

Cs-134 2.5E-07

5.3E-09

Cs-136

3.5E-07

7.2E-09

Cs-137 3.4E-10

1.1E-11

Cs-137/Ba-137m

9.2E-08

2.0E-09

Ba-140 2.9E-08

6.9E-10

Ba-140/La-140

4.3E-07

8.4E-09

La-140 4.0E-07

7.7E-09

Ce-141

1.1E-08

2.5E-10

Ce-144 2.6E-09

6.2E-11

Ce-144/Pr-144

1.2E-08

6.4E-10

Pr-143 7.0E-10

7.5E-11

Nuclide Irradiazione esterna

da nube radioattiva Irradiazione esterna dal suolo eimm (mSv/h)/(Bq/m3)

esol (mSv/h)/(Bq/m2)

Pb-210

1.7E-10

7.8E-12

Bi-210 9.3E-10

1.3E-10

Po-210

1.6E-12

3.3E-14

Ra-224 1.6E-09

3.5E-11

Ra-226

1.1E-09

2.4E-11

Th-227 1.9E-08

4.1E-10

Th-228

3.0E-10

7.8E-12

Th-230 5.5E-11

2.3E-12

Th-232

2.8E-11

1.6E-12

Pa-231 5.2E-09

1.2E-10

U-234

2.2E-11

2.1E-12

U-235

2.5E-08

5.4E-10

U-238

1.2E-11

1.4E-12

Np-237 3.1E-09

8.8E-11

Np-239

2.6E-08

5.8E-10

Pu-238 1.2E-11

2.2E-12

Pu-239

1.4E-11

1.1E-12

Pu-240 1.2E-11

2.0E-12

Pu-241

2.2E-13

5.1E-15

Am-241 2.4E-09

7.8E-11

Cm-242

1.4E-11

2.4E-12

Cm-244 1.4E-11

2.1E-12

eimm: fattori di dose per irradiazione esterna in una nube emisferica di grande estensione, all'aperto.

esol: fattori di dose per irradiazione esterna di una grande superficie di deposizione al suolo.

Valori nulli: i valori inferiori a 4.0E-19 sono indicati come 0.0E+00.

Radioprotezione. O

135

814.501

Allegato 7

(art. 24 cpv. 1 e 2) Limiti di immissione 1

Limiti di immissione per l'aria (LIaria): 1.1

I limiti di immissione per l'aria sono definiti in modo che la permanenza costante (8766 ore all'anno = n.o.) in un luogo con una concentrazione di attività nell'aria corrispondente al limite di immissione per un nuclide specifico, in seguito all'inalazione e all'immersione comporterebbe una dose annua di 0,3 mSv per la persona in situazione critica: bambino nella prima infanzia (PI), bambino di 10 anni (10 A) o adulto (Ad.).

1.2

Nuclide

Limite di immissione per l'aria [Bq/m3] Ad. 10

A PI Minimo

HTO

2,2E+03 2,3E+03 3,1E+03 2,2E+03 C-14 (org58)

6,8E+01 6.7E+01 9,3E+01 6,7E+01 Na-22

2,7E+01 2,0E+01 1,9E+01 1,9E+01 Na-24

6,4E+01 5,1E+01 4,8E+01 4,8E+01 Mn-54

2,5E+01 2,1E+01 2,3E+01 2,1E+01 Co-60

3,9E+00 3,5E+00 4,3E+00 3,5E+00 Zn-65

2,4E+01 2,1E+01 2,2E+01 2,1E+01 Br-82

4,7E+01 3,8E+01 3,9E+01 3,8E+01 Sr-90/Y-90 1,1E+00 1,0E+00 1,3E+00 1,0E+00 Tc-99m 1,4E+03 1,2E+03 1,1E+03 1,1E+03 I-131 (el59) 2,0E+00 1,1E+00 9,3E-01 9,3E-01 Cs-137/Ba-137m 8,5E+00 1,4E+01 2,7E+01 8,5E+00 Pu-239 7,9E-04 1,2E-03 1,9E-03 7,9E-04 1.3

I limiti di immissione per l'aria per altri radionuclidi possono essere calcolati con la seguente formula: 3

aria

inf

inal,inf

scher

imm

10a

inal,10a

scher

imm

inal,ad

scher

imm

0.3 mSv/a

[Bq/m ] min(

;

)

. .

n o QR

n o

















dove

einal,inf, einal,10a ed eing,ad [mSv/Bq] è il coefficiente di dose per l'inalazione per i bambini nella prima infanzia, i bambini di 10 anni o gli adulti ed eimm [(mSv/h)/(Bq/m3)] è il coefficiente di dose per l'immersione (non

legato all'età). I fattori di dose per inalazione e immersione provengono dagli allegati 5 e 6.

58 org. = organico

59 el = elementare

Protezione dell'equilibrio ecologico 136

814.501

Per l'immersione è stato impiegato un fattore di schermatura (Fscher) di 0,4 per una permanenza parziale nell'edificio.

Per i coefficienti respiratori QRinf, QR10a, QRad [m3/a] per bambini nella prima infanzia, bambini di 10 anni o adulti sono stati impiegati i seguenti valori (IFSN-G14): a. QRinf = 2022 [m3/a] b. QR10a = 5688 [m3/a] c. QRad = 7584[m3/a] 2

Limiti di immissione per le acque(LIacque): 2.1

I limiti di immissione per le acque pubbliche sono definiti in modo che una persona in situazione critica che coprisse l'intero fabbisogno di acqua potabile con acqua contaminata con il limite di immissione, ne riceverebbe una dose di ingestione annua di 0,3 mSv.

2.2

Nuclide

Limite di immissione per le acque [Bq/l] Adulto

10 anni

Prima infanzia

Minimo

HTO

2,6E+04 2,0E+04 2,5E+04 2,0E+04 C-14

8,0E+02 5,8E+02 7,5E+02 5,8E+02 Na-22

1,4E+02 8,4E+01 8,0E+01 8,0E+01 Na-24

1,1E+03 6,0E+02 5,2E+02 5,2E+02 Mn-54

6,5E+02 3,6E+02 3,9E+02 3,6E+02 Co-60

1,4E+02 4,2E+01 4,4E+01 4,2E+01 Zn-65

1,2E+02 7,2E+01 7,5E+01 7,2E+01 Sr-90/Y-90 1,6E+01 7,7E+00 1,6E+01 7,7E+00 Tc-99m 2,1E+04 1,1E+04 9,2E+03 9,2E+03 I-131

(el)

2,1E+01 8,9E+00 6,7E+00 6,7E+00 Cs-137/Ba-137m

3,6E+01 4,6E+01 1,0E+02 3,6E+01 Pu-239

1,8E+00 1,7E+00 2,9E+00 1,7E+00 Am-241

2,3E+00 2,1E+00 3,2E+00 2,1E+00 2.3

I limiti di immissione per le acque per altri radionuclidi possono essere calcolati con la seguente formula: acque

ing,inf

inf

ing,10a

10a

ing,ad

0.3 mSv/a

[Bq/l] min(

;

)





dove eing,inf, eing,10a ed eing,ad [mSv/Bq] è il coefficiente di dose per l'ingestione per bambini nella prima infanzia, bambini di 10 anni d'età o adulti e CAinf, CA10a, CAad è il consumo di acqua potabile in litri all'anno [l/a] per bambini nella prima infanzia, bambini di 10 anni o adulti.

Radioprotezione. O

137

814.501

Per il consumo di acqua potabile sono stati calcolati 650 l per adulti e bambini di 10 anni e 250 l per i bambini nella prima infanzia. I fattori di dose per ingestione provengono dall'allegato 5.

Nel caso delle miscele di nuclidi, per i limiti di immissione per l'aria o per le acque si applica la regola dell'addizione: Regola per il controllo dell'osservanza dei limiti di immissione per l'aria o per le acque per le miscele di nuclidi, ponderando i vari nuclidi in funzione della loro pericolosità. Se sono soddisfatte le disequazioni seguenti, le miscele si situano al di sotto dei limiti di immissione.

aria 1

aria 2

aria n

...



 



a1, a2, … an: concentrazioni di attività nell'aria dei nuclidi 1, 2, …, n in Bq/m3.

LIaria 1, LIaria 2, … LIaria n: limiti di immissione per l'aria dei nuclidi 1, 2, …, n in Bq/m3.

acque 1

acque2

acquen

...



 



a1, a2, … an: concentrazioni di attività nell'acqua dei nuclidi 1, 2, …, n in Bq/l.

LIacque 1, LIacque 2, … LIacque n: limiti di immissione per le acque dei nuclidi 1, 2, …, n in Bq/l.

Protezione dell'equilibrio ecologico 138

814.501

Allegato 860 (art. 46 cpv. 4 lett. b, 80 cpv. 5 e 85 cpv. 5) Designazione delle aree controllate e sorvegliate A seconda delle sorgenti di radiazioni impiegate, le aree controllate e sorvegliate devono essere contrassegnate come segue: 1. Sorgenti radioattive sigillate: a. il nuclide di massima radiotossicità o nuclide guida e la sua attività massima, oppure l'attività e il nuclide con la radiazione gamma a più alta energia; b. l'intensità di dose ambientale in mSv/h nelle aree accessibili, se opportuno; c. il segnale di pericolo.

2. Altro materiale radioattivo: a. il nuclide di massima radiotossicità o nuclide guida e la sua attività massima; b. la classificazione dell'area di lavoro (tipo A, B o C) o del tipo di zona; c. il grado di contaminazione massima non fissata su superfici in Bq/cm2 oppure come numero dei vincoli per il nuclide in questione;

d. il grado di contaminazione massima dell'aria del locale in Bq/m3; e. l'intensità di dose ambientale in mSv/h nelle aree accessibili, se opportuno; f.

indicazioni sugli indumenti protettivi necessari e sulle misure di protezione; g. il segnale di pericolo.

3. Impianti (p. es. impianti a raggi X, acceleratori): a. la

designazione

dell'impianto;

b. il tipo di radiazione (p. es. elettroni, raggi X, neutroni, sempre che ciò non risulti già evidente dalla designazione dell'impianto); c. l'intensità di dose ambientale in mSv/h nelle aree accessibili, se opportuno; d. il segnale di pericolo.

60 Aggiornato dalla correzione del 5 giu. 2018 (RU 2018 2273).

Radioprotezione. O

139

814.501

4. Segnale di pericolo: Rapporto tra i raggi: 1 : 1,5 : 5

Protezione dell'equilibrio ecologico 140

814.501

Allegato 9

(art. 96)

Valori di attività per la definizione di sorgenti sigillate ad alta attività Per i radionuclidi che non figurano nella tabella sottostante, il valore di attività corrisponde al valore D della pubblicazione dell'AIEA «Dangerous quantities of radioactive material (D-values)» (EPR-D-VALUES 2006)61.

Radionuclide

Valore di attività (TBq) Am-241 6×10-2 Am-241/Be 6×10-2 Cf-252 2×10-2 Cm-244 5×10-2 Co-60 3×10-2 Cs-137 1×10-1 Gd-153 1×100 Ir-192 8×10-2 Pm-147 4×101 Pu-238 6×10-2 Pu-239/Be62 6×10-2 Ra-226 4×10-2 Se-75 2×10-1 Sr-90 (Y-90) 1×100

Tm-170 2×101 Yb-169 3×10-1 61 Le pubblicazioni dell'AIEA menzionate nella presente O possono essere consultate gratuitamente in inglese sul sito Internet dell'AIEA www.iaea.org > Publications.

62 È indicata l'attività del radionuclide che emette raggi alfa.

Radioprotezione. O

141

814.501

Allegato 10

(art. 80 cpv. 2 lett. b, 82 cpv. 1 e 2, 85 cpv. 2 lett. b) Tipi di zona e tipi di settore 1. Le zone vengono suddivise nei seguenti tipi a seconda del grado di contaminazione presente o atteso: Tipo di zona

Contaminazione superficiale KO Contaminazione dell'aria

KO < 1.CS63 KL < 0,05.CA64 I

KO < 1.CS 0,05.CA ≤ KL < 0,1.CA II 1.CS ≤ KO < 10.CS 0,05.CA ≤ KL < 0,1.CA III 10.CS ≤ KO < 100.CS 0,1.CA ≤ KL < 10.CA IV KO ≥ 100.CS KL ≥ 10.CA Se il grado di contaminazione superficiale e quello dell'aria non esigono lo stesso tipo di zona, è determinante il fattore più restrittivo.

2. All'interno di zone con un'intensità di dose ambientale più elevata, per la pianifi- cazione e la regolazione degli equivalenti di dose individuali devono essere indicati i seguenti settori con intensità di dose ambientale massima ammessa: Tipo di settore

Intensità di dose ambientale D nei punti accessibili V

D < 0,01 mSv/h W 0,01

D < 0,1 mSv/h X 0,1

D < 1 mSv/h Y 1

D < 10 mSv/h Z

D > 10 mSv/h 63 Valore

indicativo

(Bq/cm2) per la contaminazione superficiale secondo l'all. 3 colonna 12, media su 100 cm2.

64 Valore

indicativo

(Bq/cm2) per l'attività continua nell'aria secondo l'all. 3 colonna 11.

Protezione dell'equilibrio ecologico 142

814.501

Allegato 11

(art. 201)

Modifica di altri atti normativi Le ordinanze qui appresso sono modificate come segue: …65 65 Le mod. possono essere consultate alla RU 2017 4261.