1
Ordinanza
sulla radioprotezione (ORaP) del 22 giugno 1994 (Stato 1° gennaio 2014) Il Consiglio federale svizzero, visto l'articolo 47 capoverso 1 della legge federale del 22 marzo 19911
sulla radioprotezione (LRaP), ordina: Capitolo 1: Disposizioni generali e principi della radioprotezione
Art. 1
Campo d'applicazione
1
La presente ordinanza si applica alle sostanze, agli oggetti e ai rifiuti, la cui attività, concentrazione, contaminazione, intensità di dose o massa supera i valori indicati nell'appendice 2.
2
La presente ordinanza si applica inoltre: a. agli impianti generatori di radiazioni ionizzanti; b. agli apparecchi e agli impianti che possono emettere radiazioni ionizzanti parassite, qualora l'intensità di dose ambientale accertata di cui all'appendice 5, sia superiore a 1 microsievert (µSv) all'ora a 10 cm dalla superficie esterna; c.2 …
3
I valori indicati nell'appendice 3 si applicano all'esecuzione delle prescrizioni in materia di radioprotezione.
Art. 2
Deroghe 1 La presente ordinanza non si applica alla manipolazione di materie prime di origine naturale e di composizioni di nuclidi che non sono menzionate nell'allegato 2 e forniscono una dose inferiore a 1 mSv all'anno.3 2
La presente ordinanza non si applica alle sostanze con un'attività specifica inferiore al limite di esenzione indicato nell'appendice 3, colonna 9, e un'intensità di dose ambientale superiore a 0,1 µSv all'ora a 10 cm dalla superficie esterna, dopo deduzione del valore di fondo, qualora si sia dimostrato all'autorità di sorveglianza
RU 1994 1947 1
RS 814.50
2
Abrogata dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, con effetto dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
3
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
814.501
Protezione dell'equilibrio ecologico 2
814.501
che la dose efficace accumulata dalle persone non supererà in alcun momento il valore di 10 ×Sv all'anno.
3
Gli articoli 125-127, 133 e 134 non si applicano alle attività che esigono una licenza secondo la legge federale del 21 marzo 20034 sull'energia nucleare.5
Art. 3
Miscele 1 Non sono ammesse miscele di sostanze radioattive con materiali non radioattivi, al solo scopo di eludere l'applicazione della presente ordinanza.
2
L'autorità di sorveglianza può autorizzare la miscela di sostanze di cui all'articolo 2 capoverso 2 con materiali non radioattivi a scopo di riciclaggio, se può essere fornita la prova richiesta dalla suddetta disposizione. Inoltre, è fatto salvo l'articolo 82.
Art. 4
Definizioni Per la presente ordinanza valgono le definizioni riportate nell'appendice 1.
Art. 5
Giustificazione 1 Un'attività è giustificata, ai sensi dell'articolo 8 LRaP, qualora i vantaggi ad essa connessi superino nettamente gli svantaggi dovuti alle irradiazioni e qualora non siano disponibili soluzioni complessivamente più favorevoli all'uomo e all'ambiente che non comportino esposizione a radiazioni.
2
Sono comunque considerate giustificate le attività con radiazioni ionizzanti che procurano, alle persone interessate, una dose efficace inferiore a 10 µSv all'anno.
Art. 6
Ottimizzazione 1 Per attività giustificate la radioprotezione è ritenuta ottimale qualora:6 a. le diverse soluzioni adeguate siano state valutate e confrontate dal punto di vista della radioprotezione; b. sia possibile ricostruire il processo decisionale che ha portato alla soluzione scelta;
c.7 si sia tenuto conto del rischio di incidente e dello smaltimento delle sorgenti radioattive.
2
L'autorità di sorveglianza (art. 136) può fissare, nel caso concreto, valori operativi per l'ottimizzazione.
4
RS 732.1
5
Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
6
Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
7
Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
Radioprotezione
3
814.501
3
Il principio dell'ottimizzazione è considerato soddisfatto nel caso di attività che non comportano in nessun caso una dose efficace superiore a 100 µSv all'anno per le persone professionalmente esposte a radiazioni e superiore a 10 µSv all'anno per le persone non professionalmente esposte a radiazioni.
Art. 7
8
Il valore operativo di dose riferito alla sorgente non può essere superiore al valore limite di cui all'articolo 37.
2
L'autorità preposta al rilascio della licenza (art. 127) decide per quali aziende si deve esigere un valore operativo riferito alla sorgente e stabilisce tale valore.
3
Il valore operativo di dose riferito alla sorgente è stabilito secondo il principio dell'ottimizzazione. Nel far questo si tiene anche in considerazione l'immissione nell'ambiente di sostanze radioattive e la radiazione diretta proveniente da altre aziende.
Art. 8
Ricerca 1 Le autorità di sorveglianza possono incaricare terzi di svolgere ricerche sugli effetti delle radiazioni e sulla radioprotezione, oppure parteciparvi esse stesse.
2
L'Istituto Paul Scherrer (IPS) e altri organismi della Confederazione, secondo le loro possibilità, rimangono a disposizione delle autorità di sorveglianza per l'esecuzione di mandati di ricerca sugli effetti delle radiazioni e sulla radioprotezione.
3
Le autorità di sorveglianza si consultano prima di affidare un mandato di ricerca.
Art. 9
9
La Commissione federale della radioprotezione e della sorveglianza della radioattività (CFR) è un organo consultivo del Consiglio federale, del Dipartimento federale dell'interno (DFI), del Dipartimento federale dell'ambiente, dei trasporti, dell'energia e delle comunicazioni (DATEC), del Dipartimento federale della difesa, della protezione della popolazione e dello sport (DDPS), degli uffici interessati, come pure dell'Istituto nazionale svizzero di assicurazione contro gli infortuni (INSAI) per questioni inerenti alla radioprotezione.
2
La CFR ha i seguenti compiti: a. informare periodicamente la popolazione sulla situazione della radioprotezione in Svizzera;
b. pronunciarsi segnatamente in merito a: 1. l'interpretazione e la valutazione di raccomandazioni internazionali concernenti la radioprotezione, nel quadro della loro applicazione in Svizzera, 8
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
9
Nuovo testo giusta il n. I 2.7 dell'O del 9 nov. 2011 (verifica delle commissioni extraparlamentari), in vigore dal 1° gen. 2012 (RU 2011 5227).
Protezione dell'equilibrio ecologico 4
814.501
2. l'elaborazione e lo sviluppo di principi unitari per l'applicazione delle prescrizioni relative alla radioprotezione, 3. la radioattività ambientale, i risultati della sorveglianza, l'interpretazione dei risultati e le dosi di irradiazione che ne risultano per la popolazione.
3
Essa si compone di specialisti in campo scientifico e industriale.
4
Il Consiglio federale, su proposta del DFI, ne nomina il presidente, il vicepresidente e gli ulteriori membri.
5
La CFR può proporre al DFI la nomina di supplenti e di nuovi membri.
6
La CFR è amministrativamente aggregata all'Ufficio federale della sanità pubblica (UFSP).
7
Essa collabora con la Commissione federale per la protezione NBC (ComNBC), la Commissione per la sicurezza nucleare (CSN) e l'Organizzazione di intervento in caso di aumento della radioattività (OIR). Si tratta in particolare di svolgere compiti comuni nel campo della radioprotezione.
8
Per l'esame di questioni specifiche, la CFR e i suoi comitati possono ricorrere a esperti esterni. La CFR può affidare mandati ai suoi membri o a esperti esterni.
Capitolo 2:
Competenze, periti, formazione e perfezionamento professionali Sezione 1: Principio
Art. 10
1
Le persone che operano con radiazioni ionizzanti devono poter fruire di una formazione e di un perfezionamento in materia di radioprotezione in funzione della loro attività e responsabilità.
2
La formazione deve garantire che queste persone: a. vengano a conoscenza delle regole fondamentali della radioprotezione; b. apprendano una tecnica di lavoro idonea; c. possano applicare le prescrizioni in materia di radioprotezione valide per l'attività svolta;
c. conoscano i rischi dovuti all'esposizione a radiazioni in caso di comportamenti errati;
e. siano informate circa i rischi per la salute dovuti ad un'attività che implica l'utilizzo di radiazioni ionizzanti.
Radioprotezione
5
814.501
Sezione 2: Competenze per le applicazioni mediche
Art. 11
10
Sono considerati prova della necessaria competenza: a. il diploma federale di medicina, o un diploma estero di medicina riconosciuto come equivalente, per le applicazioni diagnostiche con impianti generatori di radiazioni ionizzanti (impianti) e con sorgenti radioattive sigillate;
b. una formazione riconosciuta dall'UFSP con esame di tecnica radiologica e radioprotezione per le applicazioni diagnostiche con impianti a scopo chiropratico.
2
Per le applicazioni diagnostiche con dosi elevate giusta il capoverso 1 lettera a sono richiesti un titolo federale di perfezionamento nel settore, un titolo estero di perfezionamento riconosciuto come equivalente oppure un perfezionamento equivalente nel relativo metodo diagnostico.
3
Sono considerati prova della necessaria competenza per le applicazioni diagnostiche con impianti a scopo odontoiatrico:
a. il diploma federale di medico-dentista o un diploma estero di medicodentista riconosciuto come equivalente; oppure
b. un esame riuscito come medico-dentista abilitato a livello cantonale.
4
Per l'attività di perito è fatto salvo l'articolo 18.
Art. 12
11
Sono considerati prova della necessaria competenza per le applicazioni terapeutiche con impianti e con sorgenti radioattive sigillate:
a. il diploma federale di medicina o un diploma estero di medicina riconosciuto come equivalente;
b. un titolo federale di perfezionamento nel settore, un titolo estero di perfezionamento riconosciuto come equivalente oppure un perfezionamento equivalente nel relativo metodo terapeutico;
c. una formazione pratica appropriata, acquisita in ospedale; e d. una formazione in radioprotezione riconosciuta dall'UFSP .
2
Se la materia delle formazioni giusta il capoverso 1 lettere c e d è già stata acquisita nell'ambito del perfezionamento giusta il capoverso 1 lettera b, l'UFSP può dispensare il medico da una formazione supplementare.
10 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
11 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Protezione dell'equilibrio ecologico 6
814.501
Art. 13
12
Sono considerati prova della necessaria competenza per l'applicazione con sorgenti radioattive non sigillate: a. il diploma federale di medicina o un diploma estero di medicina riconosciuto come equivalente;
b. un titolo federale di perfezionamento nel settore, un titolo estero di perfezionamento riconosciuto come equivalente oppure un perfezionamento equivalente nel relativo metodo diagnostico e terapeutico;
c. una formazione pratica appropriata, acquisita in ospedale; e d. una formazione in radioprotezione sull'applicazione medica di radionuclidi riconosciuta dall'UFSP.
2
Se la materia delle formazioni giusta il capoverso 1 lettere c e d è già stata acquisita nell'ambito del perfezionamento giusta il capoverso 1 lettera b, l'UFSP può dispensare il medico da una formazione supplementare.
Art. 14
Veterinari 1 Sono considerati prova della necessaria competenza per le applicazioni con radiazioni ionizzanti in medicina veterinaria il diploma federale di medicina veterinaria o un diploma estero di medicina veterinaria riconosciuto come equivalente.13 2
Per l'attività di perito è fatto salvo l'articolo 18.
Art. 15
14 Personale sanitario
1
Per i seguenti gruppi professionali è considerata prova delle necessaria competenza una formazione in radioprotezione con esame finale, riconosciuta dall'UFSP: a. tecnici in radiologia medica (TRM); b. assistenti di medici, assistenti dentali e igienisti dentali; c. assistenti di veterinari; d. altro personale sanitario che effettua radiografie a scopo medico o che assolve compiti di radioprotezione nei confronti di terzi.
2
Se la formazione giusta il capoverso 1 avviene nell'ambito di una formazione conforme alla legge federale del 13 dicembre 200215 sulla formazione professionale, il relativo attestato professionale è considerato come prova della necessaria competenza.
12 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
13 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
14 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
15 RS
412.10
Radioprotezione
7
814.501
Sezione 3: Competenze per altre applicazioni
Art. 16
Esigenze in materia di competenze 1
Per le persone attive nella ricerca, nell'insegnamento, nella medicina analitica, nell'industria, negli impianti nucleari, nel trasporto e nel commercio che assolvono compiti di radioprotezione nei confronti di terzi, è considerata prova della necessaria competenza una formazione in radioprotezione con esame finale, riconosciuta dall'autorità di sorveglianza.
2
L'autorità di sorveglianza può, nel caso concreto, dispensare dall'esame qualora i rischi legati allo svolgimento di un'attività siano esigui.
Art. 17
Formazione delle organizzazioni di soccorso 1
Le persone appartenenti ad organizzazioni di soccorso, quali la polizia, i vigili del fuoco, la protezione civile, gli stati maggiori di condotta o i servizi sanitari, che assumono compiti di radioprotezione nel caso di incidenti radiologici, devono essere formate conformemente alla loro funzione ed attività.
2
L'Ufficio federale della protezione della popolazione coordina la formazione.16 Sezione 4: Periti
Art. 18
1 I periti di cui all'articolo 16 LRaP devono dimostrare di aver frequentato un corso di formazione in radioprotezione con esame finale, corrispondente alla loro attività e responsabilità, riconosciuto dall'autorità di sorveglianza, nonché di disporre di conoscenze nell'ambito della legislazione sulla radioprotezione.
2
I medici, i veterinari e i chiropratici che dispongono di una delle formazioni di cui agli articoli 11-14 ed esercitano la funzione di perito, devono aver frequentato un corso di formazione con esame finale in radioprotezione e applicazione medica di radiazioni ionizzanti riconosciuto dall'UFSP.17 3 Se la materia della formazione giusta i capoversi 1 o 2 è già stata acquisita nell'ambito di una formazione o di un perfezionamento giusta gli articoli 11-16, l'autorità di sorveglianza può dispensare la persona da una formazione supplementare.18 4
L'autorità di sorveglianza può, nel caso concreto, dispensare dall'esame qualora i rischi legati allo svolgimento di un'attività siano esigui.
16
Nuovo testo giusta l'art. 10 n. 2 dell'O del 18 giu. 2008 sulla Commissione federale per la protezione NBC, in vigore dal 15 giu. 2008 (RU 2008 3153).
17 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
18 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Protezione dell'equilibrio ecologico 8
814.501
5
I medici-dentisti e i medici-dentisti abilitati a livello cantonale che dispongono di una delle formazioni di cui all'articolo 11 capoverso 3, sono considerati periti nel loro campo di attività.19 Sezione 5:
Formazione e perfezionamento professionale; aiuti finanziari
Art. 19
Corsi di formazione e di perfezionamento 1
Le autorità di sorveglianza e l'IPS organizzano, a seconda della richiesta, corsi di radioprotezione.
2 Nel quadro delle loro competenze, il DFI e il DATEC possono incaricare altri organismi o istituzioni di organizzare corsi di radioprotezione.20
a21 Registro della formazione e del perfezionamento professionale 1
L'autorità cui compete il rilascio delle licenze può tenere un registro delle persone che frequentano corsi di formazione e perfezionamento professionale per ottenere la necessaria competenza nel loro settore di licenza.
2
Lo scopo del registro è semplificare le pratiche amministrative necessarie al rilascio di licenze.
3
I seguenti dati possono essere memorizzati nel registro: a. cognome, nome, cognome da nubile; b. data di
nascita;
c. formazione
professionale;
d. tipo, luogo e data delle formazioni in radioprotezione; e. data del riconoscimento dell'equivalenza per le formazioni concluse all'estero.
4
Tutti i dati concernenti una persona sono eliminati dal registro dopo 80 anni, computati dalla data di nascita della stessa.
5
Le istituzioni di formazione riconosciute trasmettono all'autorità cui compete il rilascio delle licenze i dati di cui al capoverso 3 concernenti le persone che hanno concluso con successo i corsi di formazione e perfezionamento professionale.
19 Introdotto dal n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
20 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
21 Introdotto dal n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
9
814.501
Art. 20
Aiuti finanziari a terzi che organizzano corsi di formazione e di perfezionamento 1
L'UFSP e l'Ispettorato federale della sicurezza nucleare (IFSN) possono accordare aiuti finanziari, entro i limiti dei crediti disponibili, a corsi di formazione o di perfezionamento in radioprotezione organizzati da terzi (scuole, organizzazioni specialistiche).22 2 Gli aiuti finanziari sono accordati soltanto se la formazione è stata riconosciuta dall'autorità di sorveglianza.
3
Gli aiuti finanziari sono calcolati in modo che, assieme agli ulteriori introiti dell'organizzatore dei corsi, non oltrepassino le spese che questi può documentare.
Sezione 6:
Delega al DFI e al DATEC; riconoscimento di una formazione all'estero
Art. 21
1 Il DFI e il DATEC disciplinano, nel quadro delle loro competenze: a. le condizioni per il riconoscimento di una formazione o di un corso di cui gli articoli 11, 12, 13, 15, 16 e 18; b. le condizioni che disciplinano le attività delle organizzazioni di soccorso giusta l'articolo 17.
2
Possono regolare la materia d'esame e lo svolgimento degli esami stessi.
3
Determinano le attività che le persone in possesso delle conoscenze necessarie sono autorizzate a svolgere.
Art. 22
23
Capitolo 3: Applicazioni mediche delle radiazioni Sezione 1: Principi
Art. 23
Informazione e consenso del paziente Le prescrizioni del diritto federale concernenti la protezione dell'integrità fisica, della vita e della personalità, come pure le prescrizioni del diritto cantonale in mate22 Nuovo testo giusta il n. 22 dell'all. all'O del 12 nov. 2008 sull'Ispettorato federale della
sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).
23 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Protezione dell'equilibrio ecologico 10
814.501
ria di sanità pubblica si applicano all'informazione e al consenso del paziente nell'ambito di applicazioni delle radiazioni programmate a scopo diagnostico o terapeutico.
Art. 24
Protezione del paziente Il titolare della licenza deve assicurare che ogni impianto medico disponga dei dispositivi necessari alla protezione del paziente e che questi dispositivi vengano utilizzati.
Art. 25
Registrazione
Il titolare della licenza deve tenere un registro delle applicazioni terapeutiche delle radiazioni e delle applicazioni diagnostiche a dosi elevate o di tipo interventistico, in modo che sia possibile stabilire la dose di irradiazione del paziente anche a posteriori.
Art. 26
Radioscopia
1
La radioscopia può essere eseguita soltanto da un medico. I tecnici in radiologia medica (TRM) possono eseguire, secondo le istruzioni di un medico, una radioscopia di controllo dei campi di radioterapia.
2
Possono essere utilizzati unicamente impianti muniti di amplificatore d'immagine e regolazione automatica dell'intensità di dose.
3
Non sono ammesse radioscopie per visite di idoneità, in particolare nell'ambito di accertamenti per l'ammissione ad una assicurazione.
Sezione 2: Esami speciali
Art. 27
Esami radiologici su vasta scala 1
Gli esami radiologici su vasta scala possono essere effettuati unicamente se giustificati dal punto di vista medico ed epidemiologico.
2
Non sono ammessi esami su vasta scala a mezzo di radioscopie o schermografie.
Art. 28
24
1
Lo svolgimento di progetti di ricerca con sorgenti radioattive necessita di un'autorizzazione della commissione d'etica competente conformemente all'articolo 45 capoverso 1 lettera a della legge del 30 settembre 201125 sulla ricerca umana o dell'Istituto per gli agenti terapeutici conformemente all'articolo 54 capoversi 1 e 2 della legge del 15 dicembre 200026 sugli agenti terapeutici.
24 Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 6 all'O del 20 set. 2013 sulle sperimentazioni cliniche, in vigore dal 1° gen. 2014 (RU 2013 3407).
25 RS
810.30
26 RS
812.21
Radioprotezione
11
814.501
2
Nel calcolo o nella stima delle dosi occorre tener conto di tutte le sorgenti radioattive a cui sono esposte le persone interessate. Nel risultato finale occorre considerare il fattore di incertezza. 3
Nei progetti di ricerca senza benefici diretti attesi per le persone partecipanti la dose effettiva non può superare il valore di riferimento di 5 mSv all'anno per persona.
4
A titolo eccezionale, il valore di riferimento per i progetti di ricerca senza benefici diretti attesi per le persone partecipanti, tenuto conto dell'età, della capacità riproduttiva, della speranza di vita o dello stato di salute, può arrivare fino a 20 mSv all'anno per persona, ove assolutamente necessario per motivi metodologici.
5
Le persone che hanno già partecipato a un progetto di ricerca con sorgenti radioattive senza benefici diretti attesi e che sono state sottoposte a una dose effettiva superiore ai 5 mSv all'anno non possono essere incluse in nessun altro progetto di ricerca nei 12 mesi successivi.
Sezione 3: Disposizioni particolari per i radiofarmaci27
Art. 29
28
Art. 30
29
Immissione in commercio e applicazione di radiofarmaci 1
I radiofarmaci possono essere messi in commercio o applicati sull'uomo a condizione che soddisfino le esigenze della LATer30. Il consenso dell'UFSP è necessario per:
a. l'omologazione di radiofarmaci secondo l'articolo 9 capoverso 1 LATer; b. l'omologazione semplificata di radiofarmaci secondo l'articolo 14 LATer; c. l'autorizzazione temporanea di radiofarmaci secondo l'articolo 9 capoverso 4 LATer.
2
L'UFSP dà il suo consenso, se i controlli di qualità per il radiofarmaco sono stati svolti conformemente allo stato della scienza e della tecnica.
3
I radiofarmaci devono essere contrassegnati come tali e contenere almeno i seguenti dati:
a. la designazione del preparato; b. il segnale di pericolo di cui all'appendice 6; 27 Nuovo testo giusta il n. II 7 dell'O del 17 ott. 2001, in vigore dal 1° gen. 2002 (RU 2001 3294).
28 Abrogato dal n. 3 dell'all. 6 all'O del 20 set. 2013 sulle sperimentazioni cliniche, con effetto dal 1° gen. 2014 (RU 2013 3407).
29 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
30 RS
812.21
Protezione dell'equilibrio ecologico 12
814.501
c. i radionuclidi, la loro forma chimica e le loro attività, come pure gli altri radionuclidi presenti e le loro attività ad una determinata data;
d. le altre forme chimiche dei radionuclidi presenti; e. le sostanze non radioattive aggiunte; f. la prima e l'ultima data (data di scadenza) in cui i radiofarmaci possono essere utilizzati.
Art. 31
a31 Preparazione e sintesi di radiofarmaci 1
I prodotti finali radiofarmacologici devono essere preparati o sintetizzati nel rispetto della direttiva cGRPP32 della EANM33 del marzo 2007.
2
I radiofarmaci a rischio elevato devono essere preparati o sintetizzati sotto la direzione di un responsabile tecnico che soddisfa le esigenze professionali di cui all'articolo 5 capoverso 4 lettera d dell'ordinanza del 17 ottobre 200134 sulle autorizzazioni nel settore dei medicamenti o di una persona con una formazione equivalente. I radiofarmaci per la terapia ammessi in Svizzera provenienti da strumenti di marcatura possono essere approntati sotto la direzione di una persona che non soddisfa dette esigenze professionali, ma che è stata formata ed è sorvegliata da un responsabile tecnico abilitato.
Art. 32
35
La Commissione tecnica per i radiofarmaci (CTRF) consiglia l'Istituto svizzero per gli agenti terapeutici e l'UFSP per le questioni legate alla radiofarmaceutica. Allestisce perizie in merito a: a. domande d'omologazione di radiofarmaci; b. questioni rilevanti per la sicurezza relative ai radiofarmaci.
2
La CTRF è composta di periti dei settori scientifici della medicina nucleare, della farmacia, della chimica e della radioprotezione.
3
Il Consiglio federale, su proposta del DFI, ne nomina il presidente, il vicepresidente e gli ulteriori membri.
4
L'UFSP e l'Istituto svizzero per gli agenti terapeutici possono proporre al DFI la nomina di supplenti e di nuovi membri.
31 Introdotto dal n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
32 Guidelines
on
current
Good Radiopharmacy Practice in the Production of Radiopharmaceuticals, versione 2 del mar. 2007.
33 European Association of Nuclear Medicine Le direttive della EANM concernenti la presente ordinanza possono essere richieste all'UFSP, Divisione radioprotezione, 3003 Berna, oppure scaricate dal sito Internet www.eanm.org.
34 RS
812.212.1
35 Nuovo testo giusta il n. I 2.7 dell'O del 9 nov. 2011 (verifica delle commissioni extraparlamentari), in vigore dal 1° gen. 2012 (RU 2011 5227).
Radioprotezione
13
814.501
Capitolo 4: Protezione delle persone esposte a radiazioni Sezione 1: Limiti di dose
Art. 33
Persone professionalmente esposte a radiazioni 1
Il titolare della licenza determina le persone che nell'azienda sono professionalmente esposte a radiazioni e le informa sulla loro particolare situazione di persone professionalmente esposte a radiazioni.
2
Le informa in particolare in merito a: a. le dosi di radiazione previste nell'ambito della loro attività; b. i valori limite di dose loro applicabili.
3
Il titolare della licenza non può impiegare persone di età inferiore ai 16 anni quali persone professionalmente esposte a radiazioni.
Art. 34
Valori limite di dose 1
I valori limite di dose di cui agli articoli 35-37 si applicano alla dose dovuta ad irradiazione controllata, accumulata nel corso di un anno civile.
2
Non si applicano a: a. le applicazioni di radiazioni su pazienti a scopi diagnostici o terapeutici; b. le esposizioni a radiazioni in situazioni eccezionali giusta l'articolo 20 LRaP;
c. le esposizioni dovute a radiazione naturale la cui sorgente non può essere influenzata;
d. l'esposizione di persone che collaborano a titolo non professionale all'assistenza e alla cura di pazienti.
3
Nel calcolo dei valori limite di dose, l'esposizione a radiazioni dovuta a radiazione naturale e a eventuali misure mediche non è considerata. È fatta salva la presa in considerazione di un'esposizione a radiazioni emesse dal radon giusta l'articolo 110 capoverso 3.
Art. 35
Valori limite di dose applicabili alle persone professionalmente esposte a radiazioni 1
Per le persone professionalmente esposte a radiazioni, la dose efficace non deve superare il valore limite di 20 mSv all'anno. È fatto salvo l'articolo 36.
2
Eccezionalmente e con il consenso dell'autorità di sorveglianza, la dose ammessa per le persone professionalmente esposte a radiazioni che svolgono lavori importanti può raggiungere 50 mSv all'anno, purché la dose totale accumulata nei cinque anni precedenti, compreso l'anno in corso, sia inferiore a 100 mSv.
3
Per le persone professionalmente esposte a radiazioni, l'equivalente di dose non deve superare i valori limite seguenti:
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a. cristallino: 150 mSv all'anno; b. pelle, mani e piedi: 500 mSv all'anno.
Art. 36
Protezione di giovani e donne 1
Per le persone professionalmente esposte a radiazioni di età compresa tra i 16 e i 18 anni, la dose efficace non deve superare il valore limite di 5 mSv all'anno.
2
Per le donne professionalmente esposte a radiazioni, dal momento in cui è costatato lo stato di gravidanza e fino al termine della stessa, l'equivalente di dose alla superficie dell'addome non deve superare 2 mSv, e la dose efficace in seguito ad incorporazione 1 mSv.
3
Le donne che allattano non possono svolgere lavori con sostanze radioattive che possono comportare il rischio di un'incorporazione o di una contaminazione radioattiva.
Art. 37
Valore limite di dose per le persone non professionalmente esposte a radiazioni Per le persone non professionalmente esposte a radiazioni, la dose efficace non deve superare il valore limite di 1 mSv all'anno.
a36 Valori diagnostici di riferimento per le dosi 1
L'UFAS emana istruzioni concernenti i valori diagnostici di riferimento per le dosi in vista di applicazioni mediche. A tal fine, tiene conto di indicazioni tratte da rilevamenti nazionali nonché di raccomandazioni internazionali.
2
La persona competente giusta l'articolo 11 deve annotare i valori delle dosi o i valori d'attività concernenti l'esame con dosi elevate nel dossier del paziente e paragonarli regolarmente ai relativi valori di riferimento. Il superamento di tali valori deve essere motivato.
3
In caso di applicazioni diagnostiche radiologiche con dosi elevate, su ordine dell'UFAS, i seguenti dati devono essere registrati per un mese in un protocollo e messi a sua disposizione: a. data e modalità dell'esame; b. valori della dose di radiazione o i valori d'attività; c. caratteristiche dell'impianto;
d. sesso ed età dei pazienti.
Art. 38
Provvedimenti in caso di superamento dei valori limite di dose 1
Chi sospetta o costata il superamento di un valore limite di dose deve darne immediatamente avviso all'autorità di sorveglianza.
36 Introdotto dal n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
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2
Il titolare della licenza deve fare in modo che sia svolta un'indagine giusta l'articolo 99.
3
L'autorità di sorveglianza adotta i provvedimenti necessari.
4
Se il valore limite di dose per una persona professionalmente esposta a radiazioni è superato, l'interessato non può accumulare, per il resto dell'anno, una dose efficace supplementare superiore a 1 mSv. È fatto salvo il consenso dell'autorità di sorveglianza giusta l'articolo 35 capoverso 2.
Art. 39
Controllo medico in caso di superamento dei valori limite di dose 1
Una persona che, sull'arco di un anno, abbia ricevuto una dose efficace superiore a 250 mSv, un'equivalente di dose alla pelle o al periostio superiore a 2500 mSv o un'equivalente di dose superiore a 1000 mSv a un altro organo, deve essere sottoposta a controllo medico.
2
Il medico comunica i risultati della visita, con una proposta circa i provvedimenti da adottare, sia all'interessato sia all'autorità di sorveglianza. Informa l'INSAI, se si tratta di un lavoratore.
3
Il medico comunica inoltre all'autorità di sorveglianza: 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.
4
L'autorità di sorveglianza conserva questi dati finché la persona interessata rimane esposta professionalmente a radiazioni.
5
L'autorità di sorveglianza adotta i provvedimenti necessari per le persone non sottoposte a un contratto di lavoro. Può disporre una sospensione dal lavoro per una durata limitata o illimitata.
Art. 40
Esposizione eccezionale a radiazioni 1
I valori limite di dose di cui agli articoli 35-37 possono essere superati qualora si tratti di far fronte a un incidente giusta l'articolo 97, se il superamento è reso necessario ai fini della protezione della popolazione e in particolare del salvataggio di vite umane.
2
Per le persone di cui all'articolo 120 si applicano i valori dell'articolo 121 capoverso 1.
Art. 41
Personale di volo
1
Il personale di volo di aerei a reazione dev'essere informato dal proprietario della compagnia aerea sull'esposizione a radiazioni che comporta l'esercizio di tale professione.
2
Le gestanti possono esigere l'esonero dal servizio di volo.
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Sezione 2: Accertamento della dose d'irradiazione (dosimetria)
Art. 42
Dosimetria per le persone professionalmente esposte a radiazioni 1
Per le persone professionalmente esposte a radiazioni, la dose dev'essere accertata individualmente e conformemente all'appendice 5 (dosimetria individuale).
2
La dose dovuta ad irradiazione esterna dev'essere accertata mensilmente.
3
L'autorità di sorveglianza stabilisce, nel caso concreto, come ed a quale intervallo di tempo dev'essere accertata la dose dovuta ad irradiazione interna. A tal fine, tiene conto delle condizioni di lavoro e dei radionuclidi impiegati.
4
L'autorità di sorveglianza può esigere che venga impiegato un secondo sistema di dosimetria autonomo che svolga una funzione supplementare.
5
L'autorità di sorveglianza può autorizzare deroghe ai capoversi 1 e 2, qualora sia a disposizione un sistema di dosimetria supplementare o un altro sistema adeguato di sorveglianza della dose.
Art. 43
Obblighi del titolare della licenza 1
Il titolare della licenza deve provvedere affinché la dose di tutte le persone professionalmente esposte a radiazioni impiegate nella sua azienda venga accertata da servizi di dosimetria individuale omologati. Può effettuare personalmente misurazioni37 di sondaggio per rilevare una contaminazione interna.
2
È tenuto a informare le persone interessate sui risultati della dosimetria.
3
È tenuto ad assumersi i costi per la dosimetria.
4
Deve mettere a disposizione dell'INSAI i dati relativi all'azienda, al personale ed i dati dosimetrici, necessari per l'applicazione dei provvedimenti preventivi di medicina del lavoro.
Art. 44
Dosimetria per le persone non professionalmente esposte a radiazioni 1
La dose delle persone non professionalmente esposte a radiazioni è accertata nel quadro della sorveglianza dei limiti di immissione giusta l'articolo 102 o mediante modelli matematici. In casi particolari, la dose può essere accertata anche individualmente.
2
Per le persone che in un'azienda non sono professionalmente esposte a radiazioni, l'autorità di sorveglianza stabilisce, nel caso concreto, il metodo per l'accertamento della dose.
3
La contaminazione dev'essere accertata conformemente alle appendici 3, 4, 5 e 7.38
37 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
38 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
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Sezione 3: Servizi di dosimetria individuale
Art. 45
Omologazione e condizioni 1
Chi intende esercitare un servizio di dosimetria individuale deve chiederne l'omologazione.
2
L'omologazione è accordata se sono soddisfatte le condizioni seguenti: a. il responsabile del servizio deve avere una formazione di perito in radioprotezione, possedere un diploma universitario o di una scuola tecnica superiore ad indirizzo tecnico-scientifico e disporre di conoscenze pratiche nella tecnica di misura impiegata;
b. il servizio deve essere situato in Svizzera e disporre di un'organizzazione adeguata e di personale sufficiente e qualificato; c. il sistema di misura deve essere adeguato allo stato della tecnica e riconducibile ai campioni di riferimento nazionali o internazionali (riferibilità39).
3
Qualora un servizio di dosimetria individuale sia accreditato per l'esercizio di tale attività, le condizioni di cui al capoverso 2 sono considerate soddisfatte.
Art. 46
Procedura e validità dell'omologazione 1
L'autorità cui compete l'omologazione stabilisce, mediante un'ispezione e un esame tecnico, se le condizioni per l'omologazione sono soddisfatte. Essa può affidare tale incarico a terzi.
2
La riferibilità giusta l'articolo 45 capoverso 2 lettera c è fissata, nel caso concreto, dall'Istituto federale di metrologia (METAS) e controllata da un servizio da esso riconosciuto.40 3 La validità dell'omologazione è di cinque anni.
Art. 47
Autorità d'omologazione 1
L'omologazione è di competenza di: a. l'UFSP, se il servizio di dosimetria intende operare, completamente o in massima parte, nel suo settore di sorveglianza o in quello dell'INSAI; b.41 l'IFSN, se il servizio di dosimetria intende operare, completamente o in massima parte, nel suo settore di sorveglianza.
2
Nel caso in cui un servizio di dosimetria individuale intendesse operare in diversi settori di sorveglianza, le autorità d'omologazione concordano quale dev'essere l'autorità competente per la relativa omologazione.
39 Nuovo termine giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107). Di detta mod. è tenuto conto in tutto il presente testo.
40 Nuovo testo giusta il n. I 5 dell'O del 7 dic. 2012 (nuove basi legali in materia di metrologia), in vigore dal 1° gen. 2013 (RU 2012 7065).
41 Nuovo testo giusta il n. 22 dell'all. all'O del 12 nov. 2008 sull'Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).
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3
Le autorità d'omologazione non possono gestire un servizio di dosimetria individuale.
Art. 48
Comunicazioni del titolare della licenza Il titolare della licenza deve comunicare al servizio di dosimetria individuale cui ha affidato il mandato, le generalità (cognome, nome, cognome da nubile, data di nascita, numero AVS, sesso) del personale professionalmente esposto a radiazioni della sua azienda, come pure i dati relativi all'azienda (nome, indirizzo).
Art. 49
Comunicazioni del servizio di dosimetria individuale 1
Il servizio di dosimetria individuale deve comunicare i dati di cui all'articolo 48 e le dosi accertate al titolare della licenza entro un mese dalla scadenza del periodo di sorveglianza, come pure al registro centrale delle dosi (art. 53) nella forma prescritta dall'UFSP. Devono inoltre essere comunicati direttamente all'IFSN i dati che rientrano nel suo ambito di sorveglianza.42 2 Se la dose efficace, accumulata durante il periodo di sorveglianza, supera 2 mSv oppure se l'equivalente di dose relativo agli organi supera 10 mSv, il servizio di dosimetria individuale deve darne avviso al titolare della licenza e all'autorità di sorveglianza competente (UFSP o INSAI) al più tardi entro dieci giorni dalla ricezione del dosimetro.
3
Se sussiste il sospetto di superamento di un valore limite di dose, il servizio deve comunicare il risultato al titolare della licenza entro 24 ore. Qualora la dose superi il valore limite di dose di cui all'articolo 35 o 36, il servizio deve informarne immediatamente l'autorità di sorveglianza competente. Esso informa anche l'INSAI, se si tratta di un lavoratore.
Art. 50
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 ulteriore 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 misurazioni43 di interconfronto, secondo le istruzioni dell'autorità cui compete l'omologazione.
Art. 51
Obbligo del segreto e protezione dei dati 1
Il servizio di dosimetria individuale è autorizzato a comunicare le generalità e i valori di dose delle persone sottoposte alla dosimetria soltanto a queste ultime, al mandante, all'autorità di sorveglianza, alle autorità cui compete il rilascio della licenza ed al registro centrale delle dosi.
42 Nuovo testo giusta il n. 22 dell'all. all'O del 12 nov. 2008 sull'Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).
43 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
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2
Le persone addette all'esecuzione della dosimetria devono osservare, per quanto concerne l'obbligo del segreto e la protezione dei dati, le prescrizioni applicabili ai funzionari federali.
Art. 52
Disposizioni tecniche 1
Il DFI e il DATEC, dopo aver sentito il parere del METAS, emanano congiuntamente le disposizioni tecniche relative alla dosimetria individuale.
2
Le disposizioni tecniche concernono, in particolare: a. le esigenze minime in materia di sistemi di misurazione44; b. le esigenze minime relative alla precisione delle misure, sia durante l'esercizio ordinario sia in occasione di misure di interconfronto;
c. i modelli standard di calcolo delle dosi d'irradiazione; d. la forma delle comunicazioni.
Sezione 4: Registrazione delle dosi d'irradiazione
Art. 53
Registro centrale delle dosi 1
L'UFSP tiene un registro delle dosi accumulate dalle persone professionalmente esposte a radiazioni in Svizzera (registro centrale delle dosi).
2
Il registro centrale delle dosi ha per scopo: a. di consentire alle autorità di sorveglianza di controllare in ogni momento le dosi accumulate da tutte le persone professionalmente esposte a radiazioni in Svizzera; b. di consentire l'allestimento di statistiche; c. di assicurare la conservazione dei dati.
Art. 54
Dati elaborati
1
I seguenti dati possono essere memorizzati nel registro centrale delle dosi: a. cognome, nome, cognome da nubile; b. data di
nascita;
c. numero
AVS;
d. sesso; e. nome e indirizzo dell'azienda; f.
valori di dose;
g. categoria
professionale.
44 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
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2
Per le persone attive in Svizzera unicamente a titolo temporaneo vengono registrate le dosi accumulate in Svizzera. Per le altre persone professionalmente esposte a radiazioni vengono registrate anche le dosi accumulate all'estero.
3
Le autorità di sorveglianza e il Servizio di medicina del lavoro dell'INSAI hanno accesso diretto ai dati relativi al loro settore di sorveglianza.
Art. 55
Conservazione e pubblicazione dei dati 1
L'UFSP deve conservare tutti i dati trasmessi al registro centrale delle dosi per un periodo di 100 anni.
2
Le autorità di sorveglianza allestiscono annualmente un rapporto relativo ai risultati della dosimetria individuale.
3
L'UFSP pubblica il rapporto.
Art. 56
Utilizzazione a fini di ricerca 1
L'UFSP può utilizzare i dati memorizzati presso il registro centrale delle dosi a fini di ricerca sugli effetti delle radiazioni e sulla radioprotezione o comunicarli a terzi.
2
L'UFSP mette a disposizione i dati in forma anonima, a meno che la comunicazione di dati personali sia indispensabile per lo svolgimento della ricerca.
3
I dati sono messi a disposizione del destinatario se: a. gli occorrono per svolgere la sua ricerca; b. egli ne garantisce la protezione.
4
Il destinatario è autorizzato ad utilizzare i dati unicamente nel quadro del suo progetto di ricerca. Egli può trasmetterli a terzi unicamente nel quadro del suo progetto di ricerca.
5
Il destinatario deve rendere anonimi o distruggere i dati, qualora non gli servano più nel quadro del suo progetto di ricerca. Qualora siano previste ulteriori ricerche, i dati devono essere depositati presso l'UFSP.
Art. 57
Libretto di dosimetria personale 1
L'UFSP distribuisce un libretto di dosimetria personale.
2
I servizi di dosimetria individuale omologati devono consegnare gratuitamente il libretto alle persone professionalmente esposte a radiazioni.
3
Il titolare della licenza deve registrare le dosi accumulate. Egli deve consegnare il libretto di dosimetria personale, contenente l'indicazione delle dosi, alla persona professionalmente esposta a radiazioni al termine del rapporto di lavoro o prima che quest'ultima inizi a lavorare in un'altra azienda.
Radioprotezione
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Capitolo 5:
Manipolazione degli impianti e delle sorgenti radioattive Sezione 1: Zone controllate
Art. 58
1 Il titolare della licenza deve allestire zone controllate al fine di limitare e controllare le irradiazioni.
2
Le zone controllate devono essere chiaramente delimitate e contrassegnate secondo l'appendice 6.
3
Il titolare della licenza deve tenere sotto controllo l'accesso alle zone controllate e la permanenza nelle stesse.
4
Nel quadro delle loro competenze, il DFI e il DATEC emanano le necessarie prescrizioni relative al comportamento da assumere nelle zone controllate.45 Sezione 2:
Schermatura e ubicazione degli impianti e delle sorgenti radioattive
Art. 59
46
1
Il locale o l'area in cui sono in funzione o sono depositati impianti fissi o sorgenti radioattive dev'essere concepito o schermato in modo che, tenuto conto della frequenza d'esercizio: a. in nessun luogo al di fuori delle zone controllate, all'interno del perimetro aziendale, dove possono soggiornare persone non professionalmente esposte a radiazioni, la dose ambientale superi 0,02 mSv alla settimana. Tale valore può essere superato fino a cinque volte nei luoghi in cui le persone non soggiornano in permanenza; b. in nessun luogo al di fuori del perimetro aziendale siano superati i valori limite di immissione giusta l'articolo 102.
2
Con il consenso dell'autorità di sorveglianza, l'intensità di dose ambientale può giungere fino a 0,0025 mSv/h nei luoghi poco frequentati all'esterno delle zone controllate comprese in un perimetro aziendale costantemente sorvegliato, nei quali il superamento del valore limite di dose di cui all'articolo 37 è impedito mediante misure idonee.
45 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
46 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Protezione dell'equilibrio ecologico 22
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Art. 60
Ubicazione degli impianti e delle sorgenti radioattive utilizzati a scopi non medici 1
Gli impianti per applicazioni non medici e le unità di irradiazione utilizzati per l'esame non distruttivo dei materiali (analisi della struttura) devono essere installati in un locale di irradiazione oppure essere dotati di un dispositivo di protezione totale.
2
Il locale di irradiazione deve soddisfare le esigenze seguenti: a. l'interruttore deve trovarsi al di fuori del locale di irradiazione; b. l'accesso al locale di irradiazione dev'essere impedito mediante dispositivi appropriati quando l'impianto è in esercizio. Dev'essere possibile abbandonare il locale in qualsiasi momento; c. un segnale ottico o acustico all'interno del locale di irradiazione, all'ingresso dello stesso e presso l'interruttore, deve indicare chiaramente se l'impianto è in funzione.
3
L'autorità di sorveglianza può ammettere deroghe al capoverso 1, se un impianto o un'unità di irradiazione non può essere utilizzato in un locale di irradiazione. La dose ambientale, presso la delimitazione della zona controllata, non deve superare 0,1 mSv alla settimana all'aperto e 0,02 mSv alla settimana negli edifici.
4
Se un impianto o una unità di irradiazione è utilizzato al di fuori di un locale di irradiazione, occorre garantire che l'operatore possa avvalersi in ogni momento dell'aiuto di una terza persona.
5
Gli impianti radiologici analitici e altri, come pure le unità che contengono sorgenti radioattive sigillate per misurazioni47 radiometriche quali gli indicatori di livello, i regolatori di livello e gli apparecchi per la misurazione48 dello spessore degli strati, devono essere installati in una zona controllata o equipaggiata di un dispositivo di protezione totale.
Art. 61
Ubicazione degli impianti e delle sorgenti radioattive utilizzati a scopi medici 1
Il DFI disciplina le esigenze in materia di ubicazione degli impianti medici. Determina, in particolare, le misure architettoniche e le basi di calcolo corrispondenti.
2
La permanenza di persone in prossimità di pazienti ai quali vengono applicate sorgenti radioattive a scopi terapeutici deve essere limitata al minimo. Il medico responsabile del paziente provvede a far sorvegliare in modo appropriato l'area in cui questi è degente.
3
Il DFI stabilisce:
a. le esigenze in merito ai locali di applicazione; 47 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
48 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
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b. le misure di radioprotezione nell'ambito della cura e della degenza dei pazienti sottoposti a radioterapia.
Art. 62
Requisiti tecnici
Il DFI e il DATEC stabiliscono i requisiti tecnici relativi agli impianti e alle sorgenti radioattive e determinano i provvedimenti protettivi necessari per la loro utilizzazione.
Sezione 3: Apparecchi per la misura delle radiazioni
Art. 63
Apparecchi per la misura delle radiazioni 1
Il titolare della licenza deve fare in modo che l'azienda disponga del numero necessario di apparecchi appropriati per la misura delle radiazioni.
2
Nei locali o nei settori in cui vengono manipolate sorgenti radioattive devono essere sempre disponibili strumenti appropriati destinati al controllo dell'intensità di dose o della contaminazione.
3
Se gli impianti o le unità di irradiazione non medici destinati all'analisi della struttura dei materiali sono utilizzati senza schermature fisse oppure al di fuori di un locale d'irradiazione, il personale di servizio deve disporre, oltre al dosimetro personale, di un apparecchio per la misura delle radiazioni munito di dispositivo d'allarme.
4
Se la posizione e le dimensioni delle schermature possono essere cambiate, oppure se è necessario erigere barriere per delimitare una zona controllata, l'impianto deve disporre almeno di un apparecchio di misura appropriato, a lettura diretta, per la misura dell'intensità di dose ambientale.
Art. 64
49
Gli strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti sottostanno all'ordinanza del 15 febbraio 200650 sugli strumenti di misurazione e alle prescrizioni esecutive del Dipartimento federale di giustizia e polizia emanate d'intesa con il DFI e il DATEC.
2
Il titolare della licenza deve controllare il funzionamento degli strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti ad intervalli convenienti, mediante appropriate sorgenti di controllo.
3
L'autorità di sorveglianza può obbligare il titolare della licenza a partecipare a misurazioni di interconfronto.
49 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 7 dic. 2012, in vigore dal 1° gen. 2013 (RU 2012 7157).
50 RS
941.210
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Sezione 4:
Tecnica di costruzione e contrassegno delle sorgenti radioattive sigillate
Art. 65
Tecnica di costruzione 1
Per quanto attiene alla tecnica di costruzione, le sorgenti radioattive sigillate devono corrispondere allo stato della scienza e della tecnica.51 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, devono essere munite di una schermatura in modo da assorbire la radiazione corpuscolare primaria.
Art. 66
Contrassegno
1
Le sorgenti radioattive sigillate ed i relativi contenitori devono essere contrassegnati in modo che sia sempre possibile identificare la sorgente. L'autorità di sorveglianza può ammettere deroghe, qualora sia impossibile collocare un contrassegno.
2
Il contrassegno deve indicare il tipo di radionuclide, l'attività, la data di fabbricazione e di misurazione nonché la classificazione conformemente alla norma ISO52 291953.54
Art. 67
Controllo
1
Ogni sorgente radioattiva sigillata dev'essere sottoposta a un controllo relativo all'ermeticità e all'assenza di contaminazione superficiale, il quale dev'essere effettuato da un organismo accreditato a svolgere tale attività o riconosciuto dall'autorità di sorveglianza.
2
Ogni sorgente radioattiva sigillata la cui attività supera di 100 volte il limite di licenza giusta l'appendice 3 colonna 10, deve essere sottoposta a un'omologazione in base alle regole riconosciute della tecnica e debitamente classificata.55 3 In casi motivati, l'autorità di sorveglianza può ammettere deroghe ai capoversi 1 e 2, oppure esigere controlli di qualità supplementari.
51 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
52 International
Organization for Standardization Le norme tecniche ISO concernenti la presente ordinanza possono essere consultate gratuitamente presso l'UFSP, 3003 Berna, oppure essere ottenute, contro rimborso, presso il Centro d'informazione svizzera sulle regole tecniche della SNV, Bürglistrasse 29, 8400 Winterthur o sul sito Internet www.snv.ch 53 ISO 2919, versione 1999-02, Radioprotezione - Sorgenti radioattive sigillateprescrizioni generali e classificazione.
54 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
55 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
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Art. 68
Applicazione ed esercizio 1
Le unità di irradiazione e i recipienti di protezione contenenti sorgenti radioattive sigillate che vengono manipolate al di fuori dei locali di irradiazione, devono presentare, a schermatura chiusa, un'intensità di dose ambientale inferiore a 0,1 mSv all'ora ad un metro di distanza dalla superficie.
2
Qualora non siano utilizzate, le sorgenti radioattive sigillate impiegate per esami non distruttivi dei materiali, devono essere conservate in un recipiente di protezione (unità di irradiazione). Il fascio primario della sorgente radioattiva fuoriuscita dal recipiente deve essere diaframmato, mediante un collimatore, sul campo necessario.
Sezione 5:
Aree di lavoro destinate alla manipolazione delle sorgenti radioattive non sigillate
Art. 69
Aree di lavoro
1
Gli impieghi con sorgenti radioattive non sigillate, la cui attività supera il limite autorizzato di cui all'appendice 3, colonna 10, devono essere svolti nelle aree di lavoro.
2
Le aree di lavoro devono essere installate in locali separati, previsti esclusivamente a tale scopo.
3
Le aree di lavoro sono classificate in funzione delle attività utilizzate per operazione o per giorno, ovvero:
a. tipo
C: un'attività compresa tra 1 e 100 limiti di licenza, di cui all'appendice 3, colonna 10;
b. tipo
B:
un'attività compresa tra 1 e 10 000 limiti di licenza, di cui all'appendice 3, colonna 10; c. tipo
A:
un'attività compresa tra 1 limite di licenza ed un limite massimo, fissato nella procedura di licenza.
4
Per le operazioni che non comportano pericolo di inalazione, l'autorità di sorveglianza può fissare, nel caso concreto, il tipo di area di lavoro in funzione del rischio di incorporazione.
5
Il DFI e il DATEC emanano le necessarie prescrizioni relative ai provvedimenti protettivi da adottare nel manipolare sorgenti radioattive non sigillate.56 56 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Protezione dell'equilibrio ecologico 26
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Art. 70
Deroghe
1
L'autorità di sorveglianza può autorizzare deroghe all'articolo 69 capoverso 2, qualora motivi legati alla tecnica di gestione lo giustifichino e sia garantita la radioprotezione.
2
Per manipolazioni a basso rischio di incorporazione, essa può, in casi eccezionali, autorizzare valori che superano fino a dieci volte quelli indicati dall'articolo 69 capoverso 3, a condizione che sia garantita la radioprotezione.
3
Essa può autorizzare valori che superano fino a 100 volte quelli indicati dall'articolo 69 capoverso 3, se un'area di lavoro è adibita esclusivamente al deposito di sorgenti radioattive.
4
L'autorità di sorveglianza può autorizzare deroghe all'articolo 69 capoverso 1, nel caso di impianti per i quali esiste un piano di utilizzazione degli spazi.57
Art. 71
Valori operativi per le contaminazioni 1
I valori operativi definiti nell'appendice 3, colonna 12, si applicano per contaminazioni massime della pelle, della biancheria, degli indumenti, dei materiali e delle superfici al di fuori delle zone controllate.
2
Se nei settori accessibili delle zone controllate la contaminazione dei materiali e delle superfici supera di oltre dieci volte il valore operativo di cui all'appendice 3, colonna 12, devono essere applicati provvedimenti di decontaminazione o altri provvedimenti protettivi adeguati.
3
Se in una zona controllata, una parte della contaminazione rimane fissata alla superficie anche a seguito di sollecitazioni prevedibili, i valori operativi dell'appendice 3, colonna 12, si applicano solo alla contaminazione trasmissibile.
Art. 72
Trattamento e riutilizzazione delle aree al termine dei lavori 1
Il titolare della licenza è tenuto a decontaminare le aree di lavoro che non sono più adibite alla manipolazione di sorgenti radioattive non sigillate e, se necessario, anche le loro adiacenze, comprese tutte le installazioni e il materiale ivi rimasto, almeno fino al raggiungimento dei valori operativi stabiliti dall'appendice 3, colonna 12, e in modo che i limiti massimi di immissione di cui all'articolo 102 non siano superati.
2
Il titolare della licenza deve rendere conto all'autorità di sorveglianza dei provvedimenti adottati conformemente al capoverso 1.
3
Il titolare della licenza può adibire le aree di lavoro in questione ad altri usi solo dopo che l'autorità di sorveglianza abbia autorizzato l'accesso.
57 Introdotto dal n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
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814.501
Sezione 6:
Esercizio e manutenzione degli impianti e delle sorgenti radioattive58
Art. 73
Principio
1
Il titolare della licenza deve fare in modo che gli impianti siano completamente revisionati e sottoposti a manutenzione ad intervalli di tempo appropriati.
2
L'autorità di sorveglianza determina, nel caso concreto, gli intervalli di tempo relativi agli impianti non medici.
3
Il titolare della licenza deve verificare regolarmente lo stato delle sorgenti radioattive sigillate e tenere un registro dei controlli.
Art. 74
Impianti e installazioni medici contenenti sorgenti radioattive sigillate 1
Il titolare della licenza deve provvedere affinché ogni impianto o installazione medica contenente sorgenti radioattive sigillate sia sottoposto a collaudo prima di essere utilizzato. 2 Dopo la messa in servizio dell'impianto o dell'installazione medica contenente sorgenti radioattive sigillate, il titolare della licenza deve applicare regolarmente un programma di garanzia di qualità.
3
Per gli impianti radiologici medici o le installazioni mediche contenenti sorgenti radioattive sigillate la manutenzione deve essere eseguita almeno ogni sei anni; per gli impianti terapeutici che superano i 100 chilovolt e per le unità di irradiazione almeno una volta all'anno.59 4 Per gli impianti terapeutici o le unità di irradiazione, gli elementi rilevanti ai fini della sicurezza e quelli che servono ad accertare la dose devono essere controllati almeno una volta l'anno, nonché dopo ogni modifica delle componenti che possono influire sull'intensità di dose. Il controllo degli elementi che servono ad accertare la dose deve avvenire sotto la sorveglianza di un fisico che dispone di una formazione in fisica medica con riconoscimento in fisica medica delle radiazioni della Società svizzera di radiobiologia e di fisica medica o di un'altra formazione equivalente.60 5 Il titolare della licenza deve assumere uno o più fisici con specializzazione in fisica medica conformemente al capoverso 4 per poter garantire il corretto funzionamento degli acceleratori e delle unità di irradiazione impiegati in medicina, nonché per la dosimetria nell'ambito della pianificazione delle irradiazioni.
6
Il DFI stabilisce i requisiti minimi del collaudo e del programma di garanzia di qualità tenendo conto delle norme internazionali relative alla garanzia di qualità.
58 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
59 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
60 Nuovo testo del per. giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
Protezione dell'equilibrio ecologico 28
814.501
7
Per le applicazioni di medicina nucleare e di radiologia interventistica con impiego di radioscopia nonché per la tomografia computerizzata il titolare della licenza deve rivolgersi regolarmente a un esperto in fisica medica giusta il capoverso 4.61 Sezione 7:
Immagazzinamento, trasporto, importazione, esportazione e transito di sorgenti radioattive
Art. 75
Immagazzinamento
1
Le sorgenti radioattive la cui attività supera i limiti di licenza di cui all'appendice 3, colonna 10, devono essere immagazzinate in modo da essere accessibili solo al personale autorizzato a utilizzarle.
2
Nel quadro delle loro competenze, il DFI e il DATEC disciplinano il tipo di immagazzinamento e le esigenze in materia di depositi.62
Art. 76
Trasporti al di fuori del perimetro aziendale 1
Chi trasporta o fa trasportare sorgenti radioattive al di fuori del perimetro aziendale deve osservare le prescrizioni federali concernenti il trasporto di merci pericolose.
2
Deve dimostrare di disporre di un programma di garanzia di qualità appropriato e di applicarlo.
3
Lo speditore e il trasportatore di sorgenti radioattive devono designare un responsabile per la garanzia di qualità e fissare per scritto i provvedimenti in materia di garanzia di qualità.
4
Lo speditore o il trasportatore che dispongono di un sistema di garanzia di qualità per il trasporto di sorgenti radioattive certificato da un servizio accreditato sono ritenuti applicare un programma di garanzia di qualità appropriato.
5
Coloro che spediscono o trasportano devono assicurarsi che i contenitori o gli imballaggi usati per il trasporto siano conformi alle prescrizioni in materia e siano debitamente mantenuti.
6
Lo speditore deve verificare che la persona incaricata del trasporto è in possesso di un'autorizzazione per il trasporto di sorgenti radioattive.
Art. 77
63
61 Introdotto dal n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
62 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
63 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
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814.501
Art. 78
Importazione, esportazione e transito 1
Le sorgenti radioattive possono essere importate, esportate o fatte transitare esclusivamente tramite gli uffici doganali designati dalla Direzione generale delle dogane.64 2
La dichiarazione doganale per l'importazione e l'esportazione deve presentare le indicazioni seguenti:65 a. la designazione esatta della merce; b. i radionuclidi;
c. l'attività totale per radionuclide in Becquerel; d. il numero della licenza del destinatario o del mittente in Svizzera.
3
Per ogni immagazzinamento in un deposito doganale aperto o in un deposito franco doganale è richiesta un'autorizzazione, la quale va presentata all'ufficio doganale.66 Capitolo 6: Scorie radioattive Sezione 1: Immissione nell'ambiente
Art. 79
Principio
1
L'immissione di scorie radioattive nell'ambiente può avvenire soltanto se il titolare della licenza è in possesso della relativa autorizzazione e sotto il controllo di quest'ultimo.
2
Possono essere immesse nell'ambiente soltanto scorie radioattive di bassa attività.
Art. 80
Immissione di scorie sotto forma di gas, di aerosol o di liquidi 1
Le scorie radioattive sotto forma di gas, di aerosol o di liquidi possono essere immesse nell'ambiente solo mediante l'aria espulsa nell'atmosfera, oppure per mezzo delle acque di scarico riversate nelle acque di superficie.
2
L'autorità cui compete il rilascio delle licenze stabilisce per ogni azienda le quote massime ammissibili dell'immissione e, eventualmente, la sua concentrazione.
3
L'autorità cui compete il rilascio delle licenze stabilisce le quote e le concentrazioni dell'immissione in modo che il valore operativo di dose riferito alla sorgente di cui all'articolo 7 e i valori limite d'immissione di cui all'articolo 102 non siano superati.
64 Nuovo testo giusta il n. 44 dell'all. 4 all'O del 1° nov. 2006 sulle dogane, in vigore dal 1° mag. 2007 (RU 2007 1469).
65 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
66 Nuovo testo giusta il n. 44 dell'all. 4 all'O del 1° nov. 2006 sulle dogane, in vigore dal 1° mag. 2007 (RU 2007 1469).
Protezione dell'equilibrio ecologico 30
814.501
Art. 81
Misure di controllo
1
L'autorità cui compete il rilascio della licenza stabilisce in quest'ultima una sorveglianza delle emissioni. Può prevedere l'obbligo di annunciare.
2
La sorveglianza delle immissioni è disciplinata dall'articolo 103.
3
Il titolare della licenza può rivolgersi a servizi esterni, riconosciuti dall'autorità di sorveglianza, per lo svolgimento delle misurazioni67 di vigilanza.
4
L'autorità cui compete il rilascio delle licenze o l'autorità di sorveglianza possono esigere che, prima della messa in esercizio, siano svolte perizie meteorologiche e misurazioni68 del livello di fondo.
Art. 82
69
Le scorie radioattive solide la cui attività specifica non è superiore a cento volte il limite di esenzione giusta l'appendice 3 colonna 9 possono essere eccezionalmente immesse nell'ambiente con il consenso dell'autorità cui compete il rilascio delle licenze, se si può assicurare che, miscelandole con materiali non radioattivi, i valori giusta l'appendice 2 non sono superati.
2
Con il consenso dell'autorità cui compete il rilascio delle licenze, possono essere immessi nell'ambiente anche materiali provenienti da insediamenti abitati, contenenti radio e uranio la cui attività specifica non è superiore a mille volte il limite di esenzione giusta l'appendice 3 colonna 9, se: a. sono stati prodotti prima dell'entrata in vigore della LRaP; b. uno smaltimento attraverso i canali consueti è impossibile, o possibile solo con un onere sproporzionato; c. la rimozione rappresenta la soluzione complessivamente più favorevole all'uomo e all'ambiente rispetto al mantenimento della situazione esistente; e
d. è possibile assicurare che, dopo la miscelazione con materiali non radioattivi, i valori giusta l'appendice 2 non sono superati.
Art. 83
Combustione di scorie nelle aziende 1
Le scorie radioattive combustibili possono essere combuste nelle aziende in cui sono state prodotte oppure, con il consenso dell'autorità cui compete il rilascio delle licenze, in altre aziende, se: 67 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
68 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
69 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
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814.501
a. l'azienda dispone di un impianto di combustione di rifiuti conforme alle disposizioni dell'ordinanza del 16 dicembre 198570 contro l'inquinamento atmosferico e dell'ordinanza tecnica del 10 dicembre 199071 sui rifiuti.
b. esiste un programma di vigilanza corrispondente.72 2
Le scorie possono contenere solo i radionuclidi H-3, C-14 o S-35. In casi motivati e con il consenso dell'autorità cui compete il rilascio delle licenze, possono essere combuste scorie contenenti altri radionuclidi.73 3 L'attività ammessa settimanalmente per la combustione non deve superare di mille volte il limite di licenza di cui all'appendice 3, colonna 10.
4
I residui radioattivi risultanti dalla combustione e dalla depurazione dei gas di scarico devono essere trattati come scorie radioattive.
Sezione 2: Trattamento delle scorie nelle aziende
Art. 84
Registrazione
Il detentore di scorie radioattive deve controllare le proprie giacenze e documentare le attività determinanti per il loro successivo trattamento e la loro composizione.
Art. 85
Scorie a tempo di dimezzamento breve 1
Le scorie contenenti esclusivamente radionuclidi il cui tempo di dimezzamento è uguale o inferiore a 60 giorni devono essere immagazzinate nelle aziende in cui sono state prodotte, finché la loro attività sia scesa ad un valore tale per cui non rientrano più nel campo d'applicazione dell'articolo 1 o si situano al di sotto della quota di immissione nell'ambiente autorizzata conformemente all'articolo 80.
2
Le scorie, che al più tardi entro 30 anni dalla loro generazione non rientrano più nel campo di applicazione dell'articolo 1 a causa del decadimento radioattivo, devono venire separate dalle scorie radioattive sempre che non esista in generale un'alternativa più favorevole per l'uomo e l'ambiente. In caso di separazione le scorie devono essere: a. imballate e conservate in modo tale da evitare fughe incontrollate di sostanze radioattive e ridurre il pericolo d'incendio; b. contrassegnate e accompagnate da una documentazione relativa al tipo e al tenore di radioattività.74 70 RS
814.318.142.1 71 RS
814.600
72 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
73 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
74 Introdotto dal n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
Protezione dell'equilibrio ecologico 32
814.501
3
L'attività delle scorie deve essere controllata in modo adeguato nel periodo immediatamente precedente la loro eliminazione.75 4
Il titolare della licenza deve fare in modo che le etichette, i segnali di pericolo o qualsiasi altra iscrizione che faccia riferimento alla radioattività siano tolti dopo la riduzione dell'attività delle scorie, ma prima dell'eliminazione quali scorie non radioattive.76
Art. 86
Gas, polveri, aerosol e liquidi In quanto ragionevole e realizzabile con un onere adeguato: a. le scorie radioattive sotto forma di gas, polveri o aerosol devono essere trattenute con appositi dispositivi, quali filtri o torri di lavaggio;
b. le scorie radioattive liquide devono essere solidificate.
Sezione 3: Consegna
Art. 87
77
2 Il centro di raccolta della Confederazione è l'IPS.
3
Non soggiacciono all'obbligo di consegna all'IPS: a. le scorie radioattive che possono essere rilasciate nell'ambiente; b. le scorie radioattive con tempo di dimezzamento breve secondo l'articolo 85;
4
Il DFI determina i dettagli tecnici relativi al trattamento delle scorie radioattive che devono essere consegnate fino al momento in cui vengono ritirate dal centro di raccolta della Confederazione.
a78 Compiti dell'IPS
L'IPS prende in consegna le scorie radioattive che vanno consegnate, provvede al loro immagazzinamento, trattamento e collocamento in un deposito intermedio.
75 Originario
cpv.
2.
76 Originario
cpv.
3.
77 Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
78
Introdotto dal n. I dell'O del 3 giu. 1996 (RU 1996 2129). Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
Radioprotezione
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814.501
b79 Commissione di coordinamento Una Commissione di coordinamento composta da rappresentanti dell'UFSP, dell'IFSN e dell'IPS stabilisce, all'attenzione delle autorità di vigilanza e delle autorità che rilasciano licenze, raccomandazioni sulla procedura da seguire quando è necessario concedere licenze o nulla osta nuovi o supplementari.
Sezione 4: …
Art. 88
a 9280 Sezione 5: …
Art. 93
81
Art. 94
Prevenzione
1
Il titolare della licenza deve adottare misure idonee a evitare incidenti.
2
L'esercizio deve essere concepito in modo che il valore operativo di dose riferito alla sorgente di cui all'articolo 7 possa essere osservato anche in caso di incidenti la cui probabilità annua è superiore a 10-1.
3
Per gli incidenti, la cui probabilità annua è compresa tra 10-1 e 10-2, l'esercizio deve essere concepito in modo che la dose supplementare dovuta a un singolo incidente non superi il valore operativo annuo di dose riferito alla sorgente, stabilito per l'azienda interessata.
4
Per gli incidenti la cui frequenza annua è compresa fra 10-2 e 10-4 , l'esercizio deve essere concepito in modo che, per le persone non professionalmente esposte a radiazioni la dose derivante da un singolo incidente non superi 1 mSv.82 5 Per gli incidenti la cui frequenza annua è compresa fra 10-4 e 10-6 , l'esercizio deve essere concepito in modo che, per le persone non professionalmente esposte a radia79
Introdotto dal n. I dell'O del 3 giu. 1996 (RU 1996 2129). Nuovo testo giusta il n. 22 dell'all. all'O del 12 nov. 2008 sull'Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).
80 Abrogati dal n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, con effetto dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
81 Abrogato dal n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, con effetto dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
82 Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
Protezione dell'equilibrio ecologico 34
814.501
zioni, la dose derivante da un singolo incidente non superi 100 mSv. In singoli casi l'autorità che rilascia la licenza può anche stabilire una dose inferiore.83 6 L'esercizio deve essere concepito in modo che gli incidenti di cui ai capoversi 4 e 5 possano verificarsi soltanto raramente.84 7 Per gli incidenti di cui ai capoversi 4 e 5 e per quelli la cui frequenza di accadimento è inferiore a 10-6 per anno, ma le cui conseguenze possono essere gravi, l'autorità di sorveglianza esige le misure preventive necessarie.85 8
L'autorità di sorveglianza stabilisce, nel caso concreto, i metodi e le condizioni per l'analisi degli incidenti come pure l'assegnazione degli incidenti alle categorie di frequenza giusta i capoversi 3-5. La dose efficace o le dosi relative agli organi causate da irradiazioni accidentali di persone devono essere accertate mediante le grandezze di apprezzamento e i fattori di dose di cui alle appendici 3, 4 e 7 conformemente allo stato della scienza e della tecnica.86
Art. 95
Rapporto sulla sicurezza 1
L'autorità di sorveglianza può esigere dal titolare della licenza un rapporto sulla sicurezza.
2
Il rapporto sulla sicurezza deve indicare: a. i sistemi e i dispositivi di sicurezza; b. le misure adottate per garantire la sicurezza; c. l'organizzazione aziendale determinante per la sicurezza e la radioprotezione;
d. gli incidenti, le loro ripercussioni sull'azienda e sulle adiacenze, nonché la loro presumibile frequenza; e. il piano di protezione della popolazione in caso di emergenza per le aziende di cui all'articolo 101 capoverso 1.
3
L'autorità di sorveglianza può esigere ulteriore documentazione.
Art. 96
Misure preventive
1
Il titolare della licenza deve predisporre le misure preventive necessarie nella sua azienda per far fronte agli incidenti.
2
Emana istruzioni relative ai provvedimenti d'urgenza.
83 Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
84 Introdotto dal n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
85 Introdotto dal n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
86 Originario cpv. 6. Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
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814.501
3
Deve fare in modo che siano disponibili in qualsiasi momento i mezzi idonei per far fronte agli incidenti. Questa prescrizione si applica anche alla lotta contro gli incendi nei locali in cui sono manipolate sostanze radioattive.
4
Il titolare della licenza deve provvedere ad istruire il personale regolarmente in merito alle regole di comportamento, a formarlo per quanto concerne i provvedimenti d'urgenza e a familiarizzarlo circa l'ubicazione e l'impiego dei mezzi d'intervento.
5
Deve prendere le misure adeguate affinché il personale intervenuto in caso di incidente non accumuli, nel primo anno dopo l'evento, una dose efficace superiore a 50 mSv e, per le operazioni destinate alla protezione della popolazione, in particolare al salvataggio di vite umane, superiore a 250 mSv.87 5bis L'autorità di sorveglianza può chiedere alle aziende in cui possono verificarsi gli incidenti menzionati nell'articolo 94 capoverso 5 di: a. rilevare i parametri d'impianto necessari per seguire l'evoluzione dell'incidente, per elaborare diagnosi o previsioni e per individuare provvedimenti protettivi a favore della popolazione;
b. trasmettere costantemente alle autorità di sorveglianza questi parametri d'impianto mediante canali di trasmissione sicuri anche in caso d'incidente.88 6
L'autorità di sorveglianza può esigere che i mezzi di informazione, il funzionamento dei mezzi d'intervento e la formazione del personale siano controllati mediante esercitazioni pratiche. Può organizzare essa stessa le esercitazioni.
7
Il titolare della licenza è tenuto ad informare gli organi competenti e i servizi d'intervento cantonali circa le sorgenti radioattive presenti nella sua azienda.
Sezione 2: Provvedimenti volti a far fronte agli incidenti
Art. 97
Provvedimenti d'urgenza 1
Il titolare della licenza deve intraprendere tutti gli sforzi necessari, volti a superare gli incidenti.
2
In particolare, deve immediatamente: a. contenere gli effetti dell'incidente, segnatamente mediante provvedimenti all'origine;
b. fare in modo che tutte le persone non impegnate nel superamento dell'incidente non penetrino nella zona di pericolo o la abbandonino immediatamente;
87 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
88 Introdotto dal n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
Protezione dell'equilibrio ecologico 36
814.501
c. adottare provvedimenti protettivi per il personale d'intervento, quali la sorveglianza delle dosi e l'istruzione;
d. censire tutte le persone che hanno partecipato all'intervento e controllarle per quanto concerne la contaminazione e l'incorporazione e, se del caso, sottoporle a decontaminazione.
3
Subito dopo l'incidente, il titolare della licenza deve: a. eliminare le contaminazioni risultanti dall'incidente; b. adottare le misure necessarie per un'analisi dell'incidente.
Art. 98
Obbligo di annunciare 1
Il titolare della licenza deve annunciare ogni incidente all'autorità di sorveglianza.
2
Deve annunciare immediatamente gli incidenti radiologici anche alla Centrale nazionale d'allarme (CENAL).
3
In caso di incidente con radiazioni, il titolare della licenza deve informare immediatamente l'autorità di sorveglianza. L'infortunio che concerne un lavoratore deve inoltre essere immediatamente comunicato all'INSAI.
Art. 99
Inchiesta
1
Dopo un incidente, il titolare della licenza deve incaricare immediatamente un perito di svolgere un'inchiesta.
2
Il risultato dell'inchiesta deve essere notificato in un rapporto. Il rapporto deve contenere:
a. la descrizione dell'incidente, le cause, le ulteriori conseguenze accertate e quelle ipotizzate, le misure adottate; b. la descrizione dei provvedimenti previsti o già adottati per evitare che incidenti analoghi si ripetano.
3
Il titolare della licenza trasmette il rapporto all'autorità di sorveglianza al più tardi entro sei settimane dalla data dell'incidente.
Art. 100
89
89 Nuovo testo giusta il n. II 3 dell'all. 2 all'O del 20 ott. 2010 sugli interventi NBCN, in vigore dal 1° gen. 2011 (RU 2010 5395).
90 RS
520.17
Radioprotezione
37
814.501
Sezione 3: Protezione d'emergenza nelle adiacenze dell'azienda
Art. 101
1 L'autorità cui compete il rilascio delle licenze stabilisce, nel caso concreto, in quale misura le aziende per le quali, in seguito a incidente, il valore limite di dose di cui all'articolo 37 può essere superato, sono tenute a partecipare alla preparazione e alla realizzazione dei provvedimenti protettivi di emergenza nelle loro adiacenze o ad adottarli esse stesse.
2
L'autorità cui compete il rilascio delle licenze si avvale della collaborazione degli organi competenti e dei servizi d'intervento cantonali per la preparazione dei provvedimenti protettivi di emergenza e li informa in merito alle misure adottate.
3
La messa in guardia e l'allarme, la preparazione e l'esecuzione dei provvedimenti protettivi in caso di aumento della radioattività nei dintorni degli impianti nucleari sono disciplinati dall'ordinanza del 20 ottobre 201091 sulla protezione d'emergenza in prossimità degli impianti nucleari e dall'ordinanza del 18 agosto 201092 sull'allarme.93 Capitolo 8: Sorveglianza dell'ambiente e delle derrate alimentari Sezione 1: Sorveglianza dell'ambiente
Art. 102
Valori limite di immissione 1
Le immissioni di sostanze radioattive nell'aria, al di fuori del perimetro aziendale, non devono superare, nella media annua, un trecentesimo del valore operativo di cui all'appendice 3, colonna 11.
2
Le immissioni di sostanze radioattive nelle acque pubblicamente accessibili non devono superare, nella media settimanale, un cinquantesimo del limite di esenzione relativo all'attività specifica, di cui all'appendice 3, colonna 9.
Art. 103
94
L'autorità cui compete il rilascio delle licenze può obbligare il titolare della licenza a sorvegliare, mediante misure tecniche di misurazione, le immissioni di sostanze radioattive e l'irradiazione diretta emessa dalla sua azienda, e a comunicare i risultati all'autorità di sorveglianza.
2
Per l'esecuzione di misurazioni di vigilanza, il titolare della licenza può avvalersi della collaborazione di servizi esterni, riconosciuti dall'autorità di sorveglianza.
91 RS
732.33
92 RS
520.12
93 Nuovo testo giusta l'art. 20 n. 4 dell'O del 20 ott. 2010 sulla protezione d'emergenza in prossimità degli impianti nucleari, in vigore dal 1° gen. 2011 (RU 2010 5191).
94 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Protezione dell'equilibrio ecologico 38
814.501
Art. 104
Sorveglianza della radioattività ambientale 1
L'UFSP sorveglia le radiazioni ionizzanti e la radioattività ambientale.
2
L'IFSN sorveglia inoltre le radiazioni ionizzanti e la radioattività in prossimità degli impianti nucleari e dell'IPS.95 3 LʼUFSP collabora con lʼUfficio federale della sicurezza alimentare e di veterinaria (USAV) e i Cantoni per la sorveglianza della radioattività nelle derrate alimentari.96
Art. 105
Programma di prelievo di campioni e di misurazioni97 1
L'UFSP allestisce un programma di prelievo di campioni e di misurazioni in collaborazione con l'IFSN, l'INSAI, la CENAL ed i Cantoni.98 2 I laboratori della Confederazione, segnatamente l'IPS, l'Istituto federale per l'approvvigionamento, la depurazione e la protezione delle acque e il Laboratorio AC di Spiez, sono tenuti a partecipare alla realizzazione del programma di prelievo di campioni e di misurazioni99, come pure a mettere a disposizione il personale e il materiale necessari. Si può ricorrere all'aiuto di terzi.
Art. 106
Raccolta dei dati e rapporto 1
L'IFSN, l'INSAI, la CENAL, i Cantoni e gli altri laboratori interessati mettono a disposizione dell'UFSP i dati raccolti nel quadro della sorveglianza, dopo averli interpretati.100 2 In base a questi dati, l'UFSP allestisce annualmente un rapporto in merito ai risultati della sorveglianza e alle dosi di irradiazione che ne risultano per la popolazione.
Pubblica il rapporto.
Art. 107
101
96 Nuovo testo giusta il n. I 5 dell'O del 4 set. 2013 (Riorganizzazione del settore della sicurezza alimentare e della veterinaria), in vigore dal 1° gen. 2014 (RU 2013 3041).
97 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
98 Nuovo testo giusta il n. 22 dell'all. all'O del 12 nov. 2008 sull'Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).
99 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
100 Nuovo testo giusta il n. 22 dell'all. all'O del 12 nov. 2008 sull'Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).
101 Abrogato dal n. I dell'O del 15 nov. 2000, con effetto dal 1° gen. 2001 (RU 2000 2894).
Radioprotezione
39
814.501
Sezione 2: Sorveglianza delle derrate alimentari
Art. 108
Valori limite e di tolleranza per i radionuclidi nelle derrate alimentari Per i radionuclidi nelle derrate alimentari si applicano i valori limite e le tolleranze definiti nell'ordinanza del 27 febbraio 1986102 sulle sostanze estranee e sui componenti nelle derrate alimentari.
Art. 109
103
1
Gli organi di controllo informano lʼUSAV qualora accertino il superamento di un valore limite o di un valore di tolleranza. 2 LʼUSAV informa lʼUFSP e gli organi di controllo sulle notifiche, di cui al capoverso 1, che gli sono state trasmesse.
Sezione 3: Concentrazioni elevate di radon
Art. 110
Valori limite e valore operativo 1
Per le concentrazioni di radon nei locali di abitazione e di soggiorno si applica un valore limite di 1000 Becquerel per metro cubo (Bq/m3), calcolato come media annua.
2
Per le concentrazioni di radon nelle aree di lavoro si applica un valore limite di 3000 Bq/ m3, calcolato come media sulla durata mensile del lavoro.
3
Se una persona professionalmente esposta a radiazioni è esposta nell'esercizio della sua professione a ulteriori concentrazioni di radon che superano 1000 Bq/ m3, nel calcolo della dose annua ammissibile giusta l'articolo 35 si deve tener conto anche della dose supplementare accumulata dovuta al radon.
4
Per le nuove costruzioni e le ristrutturazioni (art. 114), come pure per i risanamenti (art. 113 e 116) è applicabile un valore operativo di 400 Bq/ m3, nella misura in cui ciò sia realizzabile con misure architettoniche semplici.
Art. 111
Misurazioni104
1
La concentrazione di radon deve essere rilevata da servizi di misurazione105 riconosciuti.
102 [RU 1986 647, 1987 1288, 1988 1235 1302, 1989 1197, 1990 1094, 1991 1878, 1994 2051 art. 2. RU 1995 2893 art. 6]. Ora definiti nell'O del 26 giu. 1995 sulle sostanze e sui componenti (RS 817.021.23).
103 Nuovo testo giusta il n. I 5 dell'O del 4 set. 2013 (Riorganizzazione del settore della sicurezza alimentare e della veterinaria), in vigore dal 1° gen. 2014 (RU 2013 3041).
104 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
105 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Protezione dell'equilibrio ecologico 40
814.501
1bis
Le misurazioni nei locali di abitazione e di soggiorno devono protrarsi per almeno un mese.106 2
Le misurazioni107 possono essere richieste dal proprietario o da qualsiasi altra persona interessata.
3
Se una misurazione108 non è svolta conformemente al capoverso 2, essa viene ordinata dai Cantoni su richiesta dell'interessato. I Cantoni provvedono affinché il risultato della misurazione109 sia comunicato all'interessato.
4
Per Ğinteressatiğ s'intendono le persone per le quali si può presumere che, in seguito alla permanenza in locali o aree di cui all'articolo 110, i valori limite siano superati. Questa disposizione si applica, in particolare, alle persone che soggiornano in aree a concentrazione elevata di radon giusta l'articolo 115.
5
Gli utenti degli edifici sono tenuti a rendere i locali accessibili per le misurazioni110.
6
I costi delle misurazioni111 ordinate dai Cantoni sono a carico del proprietario.
Art. 112
112
L'UFSP riconosce un servizio di misurazione per le misurazioni relative al radon a condizione che tale servizio: a. disponga del personale specializzato e dei sistemi di misura necessari per adempiere correttamente i compiti affidatigli; b. garantisca un adempimento dei compiti ineccepibile; in particolare che il personale, nell'esercizio delle sue funzioni, non subisca alcun influsso che possa condurre a conflitti di interesse.
2
Il Dipartimento federale di giustizia e polizia disciplina i requisiti tecnici concernenti i sistemi di misura e le procedure per garantirne la costanza dei valori.
3
I servizi di misurazione sono tenuti a immettere i loro dati nella banca dati radon (art. 118a).
4
L'UFSP sottopone i servizi di misurazione alla sua sorveglianza.
106 Introdotto dal n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
107 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
108 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
109 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
110 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
111 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
112 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
41
814.501
Art. 113
Provvedimenti di protezione 1
In caso di superamento del valore limite di cui all'articolo 110, il proprietario, su richiesta di un interessato, deve intraprendere i risanamenti necessari entro un termine di tre anni.
2
Se il termine non è osservato o in caso di rifiuto da parte del proprietario, i Cantoni ordinano i risanamenti necessari. Essi impartiscono un termine di tre anni al massimo, a seconda dell'urgenza nel caso concreto, per la realizzazione dei risanamenti.
3
I costi per i risanamenti sono a carico del proprietario.
4
Sono fatte salve le misure di risanamento adottate dall'INSAI in conformità con la legge del 20 marzo 1981113 sull'assicurazione contro gli infortuni.
Art. 114
Prescrizioni in materia di costruzione 1
I Cantoni adottano i provvedimenti necessari affinché le nuove costruzioni e le ristrutturazioni siano realizzate in modo da non superare il valore limite di 1000 Bq/m3. Essi si adoperano per assicurare che, mediante misure architettoniche appropriate, la concentrazione di radon non superi il valore operativo di 400 Bq/m3.
2
Al termine dei lavori di costruzione i Cantoni controllano per campionatura, se il valore limite è stato osservato.
Art. 115
Aree a concentrazione radon 1
I Cantoni provvedono affinché, sul loro territorio, sia svolto un numero sufficiente di misurazioni114.
2
Determinano le aree ad elevata concentrazione di radon e adeguano costantemente la situazione sulla base dei dati forniti dalle misurazioni115.
3
Provvedono affinché, nelle aree ad elevata concentrazione di radon, sia svolto un numero sufficiente di misurazioni116 nei locali di abitazione, di soggiorno e di lavoro negli edifici pubblici.
4
Chiunque può consultare le mappe delle aree ad alta concentrazione di radon.
Art. 116
Programmi di risanamento 1
Nelle aree ad elevata concentrazione di radon, i Cantoni determinano le misure di risanamento da adottare per i locali in cui il valore limite giusta l'articolo 110 capoverso 1 è superato.
2
Stabiliscono il termine entro il quale devono essere realizzate le misure di risanamento in funzione dell'urgenza nel caso concreto e dell'aspetto economico.
113 RS
832.20
114 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
115 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
116 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Protezione dell'equilibrio ecologico 42
814.501
3
Le misure di risanamento devono essere realizzate al più tardi entro 20 anni dall'entrata in vigore della presente ordinanza.
4
I costi delle misure di risanamento sono a carico dei proprietari.
Art. 117
Informazione
1
I Cantoni trasmettono regolarmente all'UFSP le mappe aggiornate delle aree a concentrazione di radon.117 2 Informano regolarmente l'UFSP in merito allo stato di avanzamento dei risanamenti.
Art. 118
Servizio tecnico e d'informazione sul radon 1
L'UFSP gestisce un servizio tecnico e d'informazione sul radon.
2
Esso svolge i seguenti compiti: a. regolarmente, emana raccomandazioni e conduce campagne di misurazione, in collaborazione con i Cantoni; b. consiglia i Cantoni, i proprietari di case e gli altri interessati circa i problemi legati al radon;
c. informa regolarmente l'opinione pubblica sulla problematica del radon in Svizzera;
d. consiglia le persone e i servizi interessati sui provvedimenti protettivi adeguati;
e. svolge regolarmente valutazioni sugli effetti delle misure; f.
può svolgere indagini in merito alla provenienza e agli effetti del radon; g. fornisce regolarmente ai Cantoni una panoramica delle aree a concentrazione di radon che gli sono state comunicate giusta l'articolo 115.
3
L'UFSP mette a disposizione dei Cantoni, in procedura di richiamo, le misurazioni raccolte.118 4
Può organizzare corsi di formazione.
a119 Banca dati sul radon 1 L'UFSP gestisce una banca dati centralizzata sul radon. Esso vi memorizza le informazioni necessarie in modo da poter costantemente valutare l'esecuzione delle misurazioni e dei risanamenti e in modo da acquisire dati per scopi statistici e scientifici.
2
Nella banca dati centralizzata sul radon possono essere memorizzati i seguenti dati: 117 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
118 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
119 Introdotto dal n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
43
814.501
a. localizzazione dell'edificio (coordinate, numero di particella); b. dati concernenti l'edificio; c. dati concernenti il locale; d. misurazioni; e. dati concernenti il risanamento.
f. proprietari e/o inquilini degli edifici (nome, indirizzo, numero postale di avviamento, località).
3
I collaboratori del Servizio tecnico e d'informazione sul radon sono autorizzati a elaborare i dati della banca dati conformemente al disciplinamento specifico.
4
I servizi di misurazione riconosciuti, i punti vendita di dosimetri e le autorità competenti sono tenute a registrare nella banca dati radon centralizzata i dati che hanno raccolto. A questo scopo, possono essere messi loro a disposizione tutti i dati in procedura di richiamo.
5
Le persone incaricate delle misurazioni e del risanamento possono accedere ai dati concernenti gli edifici e sono autorizzate a registrare le informazioni da loro raccolte. A questo scopo, possono essere messi loro a disposizione tutti i dati in procedura di richiamo.
6
I dati memorizzati nella banca dati sono eliminati dopo 100 anni.
Capitolo 9:
Protezione della popolazione in caso di aumento della radioattività Sezione 1: Organizzazione dell'intervento
Art. 119
120 Per gli eventi che possono presentare un pericolo per la popolazione a causa di un aumento della radioattività, oltre alle disposizioni della presente ordinanza si applicano quelle dell'ordinanza del 20 ottobre 2010121 sugli interventi NBCN.
Sezione 2: Persone ed imprese mobilitate
Art. 120
Categorie di persone
1
In caso di pericolo in seguito ad aumento della radioattività, sono chiamate a svolgere i compiti di cui all'articolo 20 capoverso 2 lettera b LRaP:
120 Nuovo testo giusta il n. II 3 dell'all. 2 all'O del 20 ott. 2010 sugli interventi NBCN, in vigore dal 1° gen. 2011 (RU 2010 5395).
121 RS
520.17
Protezione dell'equilibrio ecologico 44
814.501
a. le persone e le imprese, quali le squadre di misurazione122 e di radioprotezione, per la lotta contro i danni immediati;
b. le persone e le imprese di trasporto pubblico e privato, per effettuare trasporti di persone e di merci e per le operazioni di evacuazione;
c. le persone e le imprese per la lotta contro i danni indiretti, p. es. l'adozione di provvedimenti all'origine volti ad impedire un'ulteriore propagazione della contaminazione nelle adiacenze; d. gli organi doganali per i controlli alla frontiera; e. i medici e il personale sanitario specializzato per l'assistenza alle persone irradiate o ad altre persone interessate.
2
Sono esonerate dagli interventi di cui al capoverso 1 le persone di età inferiore ai 18 anni e le gestanti.
Art. 121
Protezione della salute 1
Le persone mobilitate possono essere chiamate a svolgere solo i lavori che non dovrebbero comportare, nel primo anno dopo l'evento, l'accumulo di una dose efficace superiore a 50 mSv, e superiore a 250 mSv per le operazioni di salvataggio di vite umane.
2
Se una persona mobilitata ha ricevuto una dose efficace superiore a 250 mSv, deve essere sottoposta a controllo medico. Il medico curante comunica il risultato della visita alla persona interessata e all'UFSP, proponendo le misure da adottare. Informa l'INSAI, se si tratta di un lavoratore.
3
La comunicazione dei dati da parte del medico è disciplinata dall'articolo 39 capoverso 3.
4
L'irradiazione delle persone mobilitate deve essere accertata ad intervalli appropriati, mediante misure adeguate.
5
Se vengono mobilitate persone che fanno parte dell'esercito, della protezione civile o dei servizi d'intervento ai sensi della LRaP, la protezione della salute è disciplinata dal capoverso 1.
Art. 122
Equipaggiamento
1
Lo Stato maggiore federale competente in materia di eventi NBCN (SMF NBCN) secondo l'articolo 5 dell'ordinanza del 20 ottobre 2010123 sugli interventi NBCN come pure gli organi della Confederazione e dei Cantoni secondo l'articolo 4 dell'ordinanza del 20 ottobre 2010 sugli interventi NBCN provvedono affinché le persone mobilitate dispongano dell'equipaggiamento necessario allo svolgimento dei loro compiti e alla protezione della loro salute.124 122 Nuova espr. giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
123 RS
520.17
124 Nuovo testo giusta il n. II 3 dell'all. 2 all'O del 20 ott. 2010 sugli interventi NBCN, in vigore dal 1° gen. 2011 (RU 2010 5395).
Radioprotezione
45
814.501
2
Fanno parte dell'equipaggiamento necessario, in particolare: a. un numero sufficiente di apparecchi di misura per accertare l'irradiazione; b. i mezzi di protezione contro le incorporazioni o le contaminazioni.
Art. 123
Istruzione e formazione 1
Lo SMF NBCN e gli organi federali e cantonali secondo l'articolo 4 dell'ordinanza del 20 ottobre 2010125 sugli interventi NBCN provvedono affinché le persone mobilitate siano istruite in modo adeguato prima di svolgere il loro compito e siano informate sui pericoli connessi con lo stesso.126 2 L'istruzione deve comprendere almeno: a. il comportamento nel campo di radiazione (protezione personale); b. i rischi legati alle irradiazioni; c. i metodi di lavoro e di misura in caso d'intervento.
3
Le persone mobilitate possono essere chiamate a partecipare a esercitazioni.
Art. 124
Copertura assicurativa e indennizzo 1
In caso di aumento della radioattività le persone mobilitate sono assicurate contro gli infortuni e la malattia. Se l'assicurazione obbligatoria contro gli infortuni e le assicurazioni private non offrono una copertura sufficiente, la Confederazione garantisce la concessione delle prestazioni conformemente alle disposizioni della legge federale del 19 giugno 1992127 sull'assicurazione militare. Per l'esecuzione si può ricorrere, in caso di necessità, alla collaborazione dell'assicurazione militare.128 2 La Confederazione indennizza le persone e le aziende mobilitate per i costi scoperti causati dalla loro attività. Il DFI definisce le modalità per la concessione delle indennità.
Capitolo 10: Licenze e sorveglianza Sezione 1: Obbligo della licenza e procedura
Art. 125
Obbligo della licenza 1
L'obbligo della licenza è disciplinato dall'articolo 28 LRaP.
125 RS
520.17
126 Nuovo testo giusta il n. II 3 dell'all. 2 all'O del 20 ott. 2010 sugli interventi NBCN, in vigore dal 1° gen. 2011 (RU 2010 5395).
127 RS 833.1 128 Nuovo testo del per. giusta il n. 7 dell'all. all'O del 27 apr. 2005, in vigore dal 1° lug. 2005 (RU 2005 2885).
Protezione dell'equilibrio ecologico 46
814.501
2
E' sottoposto all'obbligo della licenza anche chi impiega persone professionalmente esposte a radiazioni in un'altra azienda che non sia la propria.129 3
Non soggiacciono all'obbligo della licenza: a.130 le attività con sostanze radioattive, la cui attività impiegata giornalmente o applicata non supera il limite di licenza di cui all'allegato 3 colonna 10; b. la manipolazione di sorgenti radioattive ammesse in conformità dell'articolo 128, fatta eccezione del commercio; c.131 il commercio, l'utilizzazione, il deposito, il trasporto, lo smaltimento, l'importazione, l'esportazione e il transito di strumenti di cronometria finiti provvisti di sostanze radioattive, se corrispondenti alle norme ISO132 3157133 e 4168134, nonché di un massimo di 1000 componenti di strumenti di cronometria contenenti pittura luminescente radioattiva;
d.135 il trasporto di sostanze radioattive sotto forma di colli esonerati (numeri UN 2908, 2909, 2910 e 2911 conformemente all'all. A, sez. 3.2.1, tabella A ADR136/SDR137, RID/RSD138, LTrR139, O del 10 gen. 1973140 concernente il trasporto marittimo di merci pericolose, ADNR141); 129 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
130 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
131 Introdotta dal n. I dell'O del 3 giu. 1996 (RU 1996 2129). Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
132 International
Organization for Standardization Le norme tecniche della ISO concernenti la presente ordinanza possono essere consultate gratuitamente presso l'UFSP, 3003 Berna, oppure possono essere ottenute, contro rimborso, presso il Centro d'informazione svizzera sulle regole tecniche della SNV,
Bürglistrasse 29, 8400 Winterthur o sul sito Internet www.snv.ch 133 ISO 3157, versione 1991-11, Radioluminescenza per strumenti orari, specifiche.
134 SN ISO 4168, versione 2003-09, Strumenti orari - Condizioni per l'esecuzione di controlli dei depositi radioluminescenti.
135 Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
136 RS
0.741.621
137 RS
741.621
138 RS
742.412
139 RS
748.411
140 [RU
1973 121. RU 2007 4477 n. I 88] 141 [RU
2002 3649, 2004 3939, 2007 7069, 2008 5747 all. n. 20. RU 2010 1667 art. 5]. Vedi ora l'O del DATEC del 2 mar. 2010 sulla messa in vigore dell'Acc. europeo sul trasporto internazionale di merci pericolose per via navigabile interna (RS 747.224.141).
Radioprotezione
47
814.501
e.142 il trasporto di sostanze radioattive nell'aria (numeri UN 2912, 2915, 2916, 3321 e 3332 conformemente all'all. 18 della Conv. del 7 dic. 1944143 relativa all'aviazione civile internazionale e alle relative disposizioni tecniche144).
Art. 126
Rilascio e durata limitata della licenza 1
Le domande intese ad ottenere il rilascio della licenza devono essere presentate all'autorità cui compete il rilascio, assieme ai documenti richiesti.
2
L'autorità cui compete il rilascio delle licenze limita la validità a un massimo di dieci anni.
3
L'autorizzazione per l'importazione o l'esportazione di sorgenti radioattive, la cui attività supera di oltre 10 000 000 di volte il limite di licenza, è rilasciata per ogni singola importazione o esportazione.
4
L'autorità cui compete il rilascio della licenza comunica la sua decisione ai Cantoni interessati, all'autorità di sorveglianza e, per le aziende sottoposte alla legge del 13 marzo 1964145 sul lavoro, anche al competente Ispettorato federale del lavoro.
Art. 127
Autorità cui compete il rilascio delle licenze 1
All'IFSN compete il rilascio delle licenze per:146 a. le attività svolte negli impianti nucleari; b.147 … c.148 … d.149 gli esperimenti con sostanze radioattive nel quadro di indagini geologiche secondo l'articolo 35 della legge federale del 21 marzo 2003150 sull'energia nucleare.
e.151 l'importazione rispettivamente l'esportazione di sostanze radioattive destinate a impianti nucleari o provenienti da essi;
142 Introdotta dal n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
143 RS
0.748.0. Questo all. non è pubblicato nella RU né nella RS. Può essere consultato presso l'Ufficio federale dell'aviazione civile, 3003 Berna.
144 Le norme e le prescrizioni tecniche non sono pubblicate nella RU né nella RS. Possono essere consultate in francese o in inglese presso l'Ufficio federale dell'aviazione civile, 3003 Berna, e presso i servizi d'informazione degli aeroporti nazionali; non sono tradotte né in italiano né in tedesco.
145 RS 822.11 146 Nuovo testo giusta il n. 22 dell'all. all'O del 12 nov. 2008 sull'Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).
147 Abrogata dal n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, con effetto dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
148 Abrogata dal n. II 2 dell'O del 15 nov. 1995, con effetto dal 1° dic. 1995 (RU 1995 4959).
149 Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
150 RS
732.1
151 Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
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f.152 il trasporto di sostanze radioattive provenienti da impianti nucleari o a essi destinate.
2
In tutti gli altri casi, l'autorità cui compete il rilascio delle licenze è l'UFSP.
Sezione 2: Ammissione
Art. 128
Condizioni
1
Gli impianti e le sorgenti radioattive possono essere ammessi dall'UFSP a condizione che:
a. si impedisca, mediante misure riguardanti la costruzione, che le persone siano irradiate o contaminate in modo inammissibile da sorgenti di radiazioni;
b.153 sia garantita la loro consegna al centro di raccolta della Confederazione quali scorie radioattive, consegna che potrebbe rendersi eventualmente necessaria al termine del loro periodo d'impiego; c. l'intensità di dose ambientale, misurata a una distanza di 10 cm dalla superficie, non superi 1 µSv all'ora.
2
Il DFI può emanare prescrizioni circa l'ammissione di determinati impianti e sorgenti radioattive.
Art. 129
Omologazione
L'UFSP sottopone ad omologazione gli impianti e le sorgenti radioattive per cui è prevista l'ammissione. A tale scopo, esso può chiedere la collaborazione di altri servizi.
Art. 130
Effetti dell'ammissione 1
Chi manipola impianti e sorgenti radioattive ammessi non necessita di una licenza; fa eccezione il commercio con gli stessi.
2
Mediante l'ammissione, l'UFSP stabilisce: a. a quali condizioni sorgenti radioattive possono essere manipolate come sostanze non radioattive;
b.154 il modo in cui, al termine del periodo d'impiego, le sorgenti radioattive devono eventualmente essere consegnate al centro di raccolta della Confederazione quali scorie radioattive;
c. quali sono gli impianti e le sorgenti radioattive che devono essere muniti di un'iscrizione di pericolo.
152 Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
153 Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
154 Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
Radioprotezione
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3
L'UFSP limita la validità dell'ammissione a un massimo di dieci anni.
Art. 131
Obblighi del titolare dell'ammissione 1
Il titolare dell'ammissione è sottoposto all'obbligo di registrazione e di rapporto giusta l'articolo 134.
2
Deve apporre un contrassegno definito dall'UFSP sugli impianti e sulle sorgenti radioattive ammessi.
3
L'UFSP può esonerare, completamente o parzialmente, dall'obbligo del contrassegno determinate categorie di impianti e di sorgenti radioattive ammessi.
Sezione 3: Obblighi del titolare della licenza
Art. 132
Obblighi di carattere organizzativo 1
Il titolare della licenza deve stabilire per la sua azienda istruzioni relative ai metodi di lavoro e ai provvedimenti protettivi e sincerarsi che siano osservate.
2
Fissa per scritto le competenze dei diversi superiori gerarchici e dei periti in radioprotezione, come pure di coloro che manipolano sorgenti radioattive. Delega ai periti la competenza di intervenire, qualora motivi di protezione lo richiedano.
3
Deve provvedere affinché tutte le persone occupate nella sua azienda siano informate in modo appropriato sui pericoli che il loro lavoro a contatto con le radiazioni ionizzanti può comportare per la loro salute.
4
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. 133
Obbligo di annunciare 1
Il titolare della licenza deve annunciare le modifiche all'autorità di sorveglianza, prima della loro attuazione, in particolare: a. le modifiche relative alla potenza dell'impianto, alle caratteristiche riguardanti l'architettura e la costruzione e alla direzione del fascio radiante;
b.155 … c. la sostituzione del perito in radioprotezione.
2
Deve annunciare annualmente all'autorità di sorveglianza l'esatta ubicazione di ogni sorgente radioattiva, la cui attività supera di 100 000 volte il limite di licenza giusta l'appendice 3 colonna 10 oppure la cui intensità di dose, senza schermo, supera 1 mSv/h a un metro di distanza.156 155 Abrogata dal n. I dell'O del 24 ott. 2007, con effetto dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
156 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
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3
Lo smarrimento di una sorgente radioattiva, la cui attività è superiore al limite di licenza di cui all'appendice 3, colonna 10, dev'essere annunciato immediatamente all'autorità di sorveglianza.
Art. 134
Obbligo di tenere un registro e di allestire un rapporto 1
Chi manipola sorgenti radioattive, la cui attività è superiore al limite di licenza di cui all'appendice 3, colonna 10, deve tenerne un inventario.
2
Chi manipola sorgenti radioattive non sigillate, la cui attività è superiore al limite di licenza di cui all'appendice 3, colonna 10, deve tenerne un registro.
3
Chi commercia con sorgenti radioattive deve, su richiesta, presentare all'autorità di sorveglianza un rapporto contenente le seguenti indicazioni:157 a. la designazione dei radionuclidi e la loro forma chimica e fisica; b. la designazione degli apparecchi o degli oggetti contenenti sostanze radioattive, con indicazione dei radionuclidi e della loro attività;
c. la designazione degli impianti e dei loro parametri; d. gli indirizzi dei fornitori nazionali; e. gli indirizzi degli acquirenti nazionali e l'attività dei singoli radionuclidi acquistati.
4
Per tutte le altre forme di manipolazione, la tenuta del registro e la forma del rapporto possono essere disciplinati, nel caso concreto, nella licenza.158
Art. 135
Obbligo di diligenza del commerciante Il commerciante è autorizzato a vendere in Svizzera impianti o sorgenti radioattive, la cui attività supera il limite di licenza di cui all'appendice 3, colonna 10, soltanto a persone o aziende in possesso della relativa licenza.
Sezione 4: Sorveglianza
Art. 136
Autorità di sorveglianza 1
L'UFSP, l'INSAI e l'IFSN sono competenti per la sorveglianza della protezione delle persone e delle adiacenze.159 2 L'UFSP sorveglia le aziende nelle quali si rende necessaria soprattutto la protezione della popolazione, in particolare gli esercizi medici e gli istituti di ricerca e di insegnamento presso le università.
157 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
158 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
159 Nuovo testo giusta il n. 22 dell'all. all'O del 12 nov. 2008 sull'Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).
Radioprotezione
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L'INSAI sorveglia le aziende nelle quali si rende necessaria soprattutto la protezione dei lavoratori, in particolare le aziende industriali e artigianali.
4
L'IFSN sorveglia:160 a. gli impianti nucleari; b.161 le indagini geologiche secondo l'articolo 35 della legge federale del 21 marzo 2003162 sull'energia nucleare;
c.163 … d.164 … e.165 la ricezione rispettivamente la spedizione di sostanze radioattive negli o dagli impianti nucleari.
5
In caso di dubbio circa le competenze, le autorità di sorveglianza si accordano tra di loro.
6
Le autorità di sorveglianza considerano che il titolare della licenza ottemperi ai suoi obblighi organizzativi di cui all'articolo 132, se dispone di un sistema di garanzia di qualità certificato da un servizio accreditato.
Art. 137
166
L'autorità di sorveglianza svolge, per campionatura, controlli di radioprotezione in aziende con impianti medici o installazioni mediche contenenti sorgenti radioattive sigillate.
2
L'UFSP può incaricare terzi, che effettuano manutenzioni giusta l'articolo 74 capoverso 3, di svolgere controlli degli impianti di diagnostica presso studi medici, dentistici e veterinari come pure studi chiropratici o di dentisti titolari di un'abilitazione cantonale.
Art. 138
Controllo delle importazioni, delle esportazioni e dei transiti 1
La Direzione generale delle dogane, di comune accordo con l'UFSP e l'IFSN, emana direttive relative al controllo delle importazioni, delle esportazioni e del transito di sorgenti radioattive.167 160 Nuovo testo giusta il n. 22 dell'all. all'O del 12 nov. 2008 sull'Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).
161 Nuovo testo giusta il n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
162 RS
732.1
163 Abrogata dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, con effetto dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
164 Abrogata dal n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, con effetto dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
165 Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
166 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
167 Nuovo testo giusta il n. 22 dell'all. all'O del 12 nov. 2008 sull'Ispettorato federale della sicurezza nucleare, in vigore dal 1° gen. 2009 (RU 2008 5747).
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2
L'Amministrazione federale delle dogane riserva all'UFSP l'accesso alla banca dati in cui registra le dichiarazioni doganali con le indicazioni giusta l'articolo 78 capoverso 2.168 Nel caso di immagazzinamento in un deposito doganale aperto o in un deposito franco doganale, essi annullano l'autorizzazione d'importazione e la trasmettono all'UFSP.169 3 Nel caso di importazione e di transito, gli uffici doganali verificano, nell'ambito dei loro controlli, se il trasporto è stato autorizzato dall'UFSP.
4
L'UFSP decide circa l'approvazione della convenzione sulla ripresa delle scorie radioattive secondo l'articolo 25 capoverso 3 lettera d LRaP.170 Capitolo 11: Disposizioni penali e finali
Art. 139
Disposizioni penali
1
Chiunque, intenzionalmente o per negligenza: a. mescola sostanze radioattive con materiali non radioattivi, senza il consenso dell'autorità di sorveglianza, al solo scopo di eludere l'applicazione della presente ordinanza (art. 3 cpv. 1); b.171 esercita un'attività che può costituire un pericolo dovuto a radiazioni ionizzanti, senza disporre della formazione richiesta a tale scopo giusta gli articoli 10-18;
c. mette in circolazione o applica sul corpo umano radiofarmaci senza l'autorizzazione dell'UFSP (art. 30 cpv. 1); d. non annuncia immediatamente all'autorità di sorveglianza il superamento di un valore limite di dose sospettato o costatato (art. 38); e. esercita un servizio di dosimetria individuale non omologato (art. 45); f. esercita un servizio di dosimetria individuale, contravvenendo agli obblighi imposti a tale attività giusta gli articoli 49-51; g. nella dichiarazione doganale, omette i dati richiesti dall'articolo 78 capoverso 2;
h. provoca un incidente nello svolgimento di un'attività, è punito conformemente all'articolo 44 capoverso 1 lettera f LRaP.
2
Chiunque, intenzionalmente o per negligenza: 168 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
169 Nuovo testo giusta il n. 44 dell'all. 4 all'O del 1° nov. 2006 sulle dogane, in vigore dal 1° mag. 2007 (RU 2007 1469).
170 Introdotto dal n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare, in vigore dal 1° feb. 2005 (RU 2005 601).
171 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
Radioprotezione
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a. non assume i compiti che gli sono stati assegnati giusta l'articolo 20 capoverso 2 lettera b LRaP (art. 120);
b. non partecipa, senza giustificazione, alle esercitazioni per le quali è stato mobilitato giusta l'articolo 123 capoverso 3, è punito con la multa fino a 20 000 franchi.172
Art. 140
Diritto previgente. Abrogazione e modificazione 1
Sono abrogate:
1. l'ordinanza del 30 giugno 1976173 sulla radioprotezione; 2. l'ordinanza dell'11 novembre 1981174 sull'omologazione e l'esercizio dei laboratori di dosimetria individuale; 3. l'ordinanza del 30 agosto 1978175 sulla formazione e il perfezionamento nel campo della radioprotezione.
2
L'ordinanza del 19 dicembre 1983 sulla prevenzione degli infortuni e delle malattie professionali è modificata come segue:
...176
Art. 141
Disposizioni transitorie 1
I medici, i dentisti e i veterinari che non dispongono di una formazione giusta l'articolo 18 capoverso 2 sono considerati periti:
a. al più tardi fino al 30 settembre 2004 se, al momento dell'entrata in vigore della presente ordinanza, sono in possesso di una licenza per le applicazioni di cui agli articoli 11 e 14; b. al più tardi fino al 30 settembre 1997 se ottengono una licenza per le applicazioni di cui agli articoli 11 e 14 dopo l'entrata in vigore della presente ordinanza.
2
I medici e i veterinari che, al momento dell'entrata in vigore della presente ordinanza, eseguono applicazioni di cui agli articoli 11 capoverso 2 e 12-14 senza disporre della competenza richiesta nelle relative disposizioni, devono dimostrare entro il 30 settembre 2004 di averla acquisita.
3
Le ammissioni per radiofarmaci, concesse in base al diritto previgente, rimangono valide fino al 30 settembre 1999.
4
I valori limite di dose di cui all'articolo 35 capoversi 1 e 2 si applicano soltanto a partire dal 1° gennaio 1995.
172 Nuova comminatoria giusta il n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
173 [RU 1976 1573,1979 256, 1981 537, 1983 1964, 1984 876, 1987 652 art. 21 n. 4, 1988 1561, 1991 1459 art. 22 n. 2] 174 [RU 1981 1872] 175 [RU 1978 1404] 176 La mod. può essere consultata alla RU 1994 1947.
Protezione dell'equilibrio ecologico 54
814.501
5
Schermatura e ubicazione di impianti omologati o di sorgenti radioattive devono essere conformi agli articoli 59 e 60 al più tardi entro il 1° ottobre 2004.
6
Le radioscopie possono essere effettuate negli impianti omologati non muniti di amplificatore d'immagine e di regolazione automatica dell'intensità di dose fino al 30 settembre 1996 al più tardi.
7
Gli esami radiologici su vasta scala possono essere effettuati negli impianti debitamente omologati per procedimenti di schermografia non muniti di amplificatore d'immagine, fino al 30 settembre 1999 al più tardi. L'articolo 27 capoverso 1 è applicabile agli esami su vasta scala del torace per mezzo di sistemi con amplificatore d'immagine o con placche fotostimolabili.177 8
Le licenze a tempo indeterminato, le omologazioni di cui all'articolo 45 o le ammissioni di cui all'articolo 128, rilasciate in base al diritto previgente, rimangono valide fino al 30 settembre 2004. Sono fatti salvi i capoversi 6 e 7.
9
Per i procedimenti pendenti al momento dell'entrata in vigore della presente ordinanza si applica il nuovo diritto.
10
Se l'uomo e l'ambiente non sono minacciati e se non sono pregiudicati gli interessi legittimi degli interessati, l'autorità di sorveglianza può, nel caso concreto, esprimere un giudizio conformemente al diritto previgente, fino al 30 settembre 1997, per quanto concerne:
a. le esigenze minime in materia di sistemi di misura di un servizio di dosimetria individuale, la precisione delle misure e il valore soglia per le comunicazioni accelerate (art. 52);
b. l'ubicazione degli impianti medici e delle sorgenti radioattive (art. 61); c. il metodo di immagazzinamento delle sorgenti radioattive e le esigenze in materia di depositi (art. 75); d. il trasporto di sorgenti radioattive entro il perimetro aziendale (art. 77).
a178 Disposizioni transitorie concernenti la modifica del 24 ottobre 2007 1 I prodotti finali radiofarmacologici devono essere preparati o sintetizzati nel rispetto dell'articolo 31a al più tardi fino al 1° gennaio 2012.
2
L'esperto in fisica medica giusta l'articolo 74 capoverso 7 deve essere consultato al più tardi fino al 1° gennaio 2012.
Art. 142
Entrata in vigore
La presente ordinanza entra in vigore il 1° ottobre 1994.
177 Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 3 giu. 1996, in vigore dal 1° ago. 1996 (RU 1996 2129).
178 Introdotto dal n. I dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Radioprotezione
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Appendice 1179 (art. 4)
Definizioni
Applicazioni diagnostiche e interventistiche a dosi elevate Esami dello scheletro assiale, del bacino e dell'addome nonché gli esami per i quali
sono preparate diverse lastre mediante radiografia diretta o indiretta. Tali applicazioni si estendono anche alle radioscopie, agli esami eseguiti con mezzi di contrasto e a interventi, questi ultimi due con il supporto della radioscopia. Non rientrano nelle applicazioni diagnostiche eseguite con dosi elevate le radioscopie delle estremità periferiche, inclusi i gomiti, rispettivamente l'articolazione talocalcaneare superiore.
Attività Numero di disintegrazioni per unità di tempo. L'unità di misura dell'attività è il
Becquerel (Bq); 1 Bq = 1 s-1.
Attività specific
Attività per unità di massa. L'attività specifica si esprime in Becquerel per chilogrammo (Bq/kg).
Attività volumetrica Attività per unità di volume. L'attività volumetrica si esprime in Becquerel per
metro cubo (Bq/m3).
Becquerel (Bq) Unità di misura dell'attività di un radionuclide. 1 Bq = 1 disintegrazione al secondo.
Il Becquerel sostituisce il Curie (Ci), unità usata precedentemente. (1 Ci = 3,7 1010 Bq).
Campione di riferimento Dispositivo di misura, o la realizzazione di una grandezza di misura, che serve di
base per il controllo di altri sistemi di misura.
Collaudo Controllo effettuato su un prodotto fornito o destinato ad essere fornito, al fine di
stabilire se l'applicazione prevista è conforme ai requisiti tecnici e alle esigenze in materia di sicurezza.
179 Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999 (RU 2000 107). Aggiornata dal n. 3 dell'all. 7 all'O del 10 dic. 2004 sull'energia nucleare (RU 2005 601), dal n. 44 dell'all. 4 all'O del 1° nov. 2006 sulle dogane (RU 2007 1469), dai n. I e III cpv. 1 dell'O del 24 ott. 2007 (RU 2007 5651) e dal n. 3 dell'all. 6 all'O del 20 set. 2013 sulle sperimentazioni cliniche, con effetto dal 1° gen. 2014 (RU 2013 3407).
Protezione dell'equilibrio ecologico 56
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Contaminazione radioattiva Stato di contaminazione di un materiale dovuto a sostanze radioattive.
Controlli di stabilità Controlli di determinati parametri, volti a stabilire le divergenze rispetto a valori
operativi ed effettuati a intervalli regolari.
Dispositivo di schermatura totale
Schermatura di un impianto generatore di radiazioni ionizzanti e di unità che contengono sorgenti radioattive sigillate, la quale durante l'esercizio dell'impianto, confina completamente le radiazioni primarie, diffuse e parassitarie in modo tale da ridurre l'intensità di dose ambientale, a 10 cm di distanza dalla superficie dell'impianto, a meno di 1 microsievert all'ora e da impedire che, in ogni punto accessibile, i valori limite di dose per le persone non professionalmente esposte a radiazioni siano superati.
Dose
Grandezza usata per la valutazione dei rischi per la salute dovuti a radiazioni ionizzanti. Se la presente ordinanza non specifica in altro modo, s'intende la dose efficace.
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 poco penetrante.
Dose assorbita L'energia assorbita da una massa unitaria in seguito all'interazione delle radiazioni
ionizzanti con la materia. L'unità di misura della dose assorbita è il Gray (Gy); l Gy = 1 J/kg.
Dose efficace E
Somma degli equivalenti di dose, moltiplicati per il fattore di ponderazione del tessuto wT, estesa a tutti i tessuti ed organi.
E =
T wT.HT = T wT R wR.DT,R DT, R
= dose assorbita nel tessuto T esposto alla radiazione wR
= fattore di ponderazione della radiazione R wT
= fattore di ponderazione per il tessuto (quota del rischio totale per organo o tessuto T) HT
= equivalente di dose dell'organo o tessuto T L'unità di misura della dose efficace è il sievert (Sv); 1 Sv = 1 J/kg.
Radioprotezione
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Fattori di ponderazione delle radiazioni Tipo di radiazione e intervallo di energia Fattore di ponderazione delle radiazio-
ni, wR
Fotoni, tutte le energie 1
Elettroni e muoni, tutte le energie 1
Neutroni, energia:
- inferiore a 10 keV 5
- 10 keV fino a 100 keV 10
- 100 keV fino a 2 MeV 20
- 2 MeV fino a 20 MeV 10
- superiore a 20 MeV 5
Protoni, senza protoni di rinculo, energia superiore a 2 MeV 5
Particelle alfa, frammenti di fissione, nuclei pesanti 20
Fattori di ponderazione del tessuto Tessuto o organo
Fattori di ponderazione del tessuto , wT gonadi
0,20
midollo osseo (rosso) 0,12
colon
0,12
polmoni
0,12
stomaco
0,12
vescica
0,05
petto
0,05
fegato
0,05
esofago
0,05
tiroide
0,05
pelle
0,01
periostio
0,01
altri organi e tessuti 0,05
Dose efficace impegnata E50
Dose efficace accumulata nell'organismo sull'arco di 50 anni, in seguito all'incorporazione di un nuclide.
Dose profonda, individuale Hp(10) [Sigla Hp] Equivalente di dose nel tessuto molle a una profondità di 10 mm nella zona toracica.
Dose superficiale individuale Hp(0,07) [Sigla Hs]
Equivalente di dose nel tessuto molle a una profondità di 0,07 mm nella zona toracica.
Protezione dell'equilibrio ecologico 58
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Dosimetro Strumento che serve alla misurazione della dose ambientale o della dose individuale.
Equivalente di dose H Prodotto della dose assorbita DT,R nel tessuto T esposto alla radiazione R e del fattore di ponderazione di radiazione wR (cfr. anche dose efficace). L'unità di misura
dell'equivalente di dose è il sievert (Sv); 1 Sv = 1 J/kg.
HT,R = wR · DT,R; per una miscela di radiazioni: HT = wR DT,R Equivalente di dose ambientale H*(10)
L'equivalente di dose ambientale H*(10) nel punto interessato del campo di radiazione effettivo corrisponde all'equivalente di dose nel relativo campo di radiazione, allineato ed espanso nella sfera ICRU centrata in questo punto, a 10 mm di profondità lungo il raggio della sfera opposto alla direzione del campo allineato.
Equivalente di dose direzionale H'(0,07)
L'equivalente di dose direzionale H'(0,07) nel punto interessato del campo di radiazione effettivo corrisponde all'equivalente di dose nel relativo campo di radiazione espanso nella sfera ICRU a una profondità di 0,07 mm lungo un raggio in una specificata direzione.
Esame del funzionamento Esame del funzionamento di un prodotto utilizzato e verifica dell'adempimento dei
requisiti.
Esame radiologico su vasta scala Esame radiologico, svolto sistematicamente su un numero elevato di persone, senza
indicazione individuale. Gli esami preventivi di medicina del lavoro non sono considerati esami su vasta scala.
Fascio parassitario Radiazione ionizzante emessa da un apparecchio, o da parti di esso, la cui funzione
primaria non è quella di emettere radiazioni ionizzanti, quale effetto secondario durante l'esercizio o in seguito a difetto.
Garanzia di qualità
Pianificazione, sorveglianza, controllo e correzione nella realizzazione di un prodotto, oppure dello svolgimento di un'attività, allo scopo di soddisfare i requisiti di qualità richiesti.
Generatori di radionuclidi Sorgente radioattiva con un nuclide padre fissato chimicamente, che produce un
nuclide figlio, il quale può essere estratto mediante elusione o un altro processo.
Radioprotezione
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Gray (Gy) Denominazione dell'unità di misura della dose assorbita. 1 Gy = 1 J/kg.
Immissione nell'ambiente Liberazione controllata di sostanze radioattive nell'ambiente, in prevalenza sotto
forma di gas e aerosol - mediante la condotta di scarico dell'aria -, e di liquidi - mediante le acque di scarico. L'immagazzinamento di scorie radioattive in un deposito definitivo non è considerato un'immissione nell'ambiente ai sensi dell'articolo 79.
Impianti generatori di radiazioni ionizzanti
Installazioni e apparecchi che servono a generare radiazioni fotogeniche o corpuscolari di energia superiore a 5 keV.
Importazione/Esportazione
Per importazione o esportazione s'intende sia l'importazione o l'esportazione definitiva, sia quella temporanea. È considerato importazione anche l'immagazzinamento in un deposito doganale aperto, in un deposito di merci di gran consumo o in un deposito franco doganale.
Inalazione Assorbimento di sostanze radioattive attraverso le vie respiratorie.
Incidente Evento durante il quale un impianto si discosta dalle normali condizioni d'esercizio
e che:
a. pregiudica la sicurezza di un impianto o di un oggetto (incidente di natura tecnica), o
b. può provocare il superamento di un valore limite di immissione o di un valore limite di dose per le persone non professionalmente esposte a radiazioni (incidente radiologico), o
c. espone qualcuno a una dose superiore a 50 mSv (incidente con radiazioni).
Incorporazione Assorbimento di sostanze radioattive nell'organismo umano mediante ingestione,
inalazione o attraverso la pelle o le ferite.
Ingestione Assorbimento di sostanze radioattive nell'organismo attraverso gli organi digestivi.
Manutenzione
Garanzia della funzionalità e della sicurezza di un impianto mediante misure preventive.
Protezione dell'equilibrio ecologico 60
814.501
Misure di sondaggio
Procedimento di misurazione volto a rilevare incorporazioni, effettuato senza stabilire la dose efficace corrispondente. In caso di superamento di un valore soglia predeterminato, dev'essere svolta una misura dell'incorporazione, stabilendo la dose efficace impegnata.
Oggetti di uso quotidiano Oggetti quali biancheria e capi d'abbigliamento, mobili, impianti casalinghi e simili,
non compresi i materiali da costruzione.
Persone professionalmente esposte a radiazioni Persone che, a. nel corso della loro attività professionale o della loro formazione, possono accumulare una dose efficace superiore a 1 mSv all'anno in seguito a esposizione controllata a radiazioni, oppure b. lavorano o sono in formazione regolarmente all'interno delle zone controllate.
Persone non professionalmente esposte a radiazioni Persone che, per circostanze che non hanno attinenza con l'attività professionale o la
formazione, possono trovarsi esposte a radiazioni controllabili di intensità superiore a quella terrestre.
Preparazione di un radiofarmaco
Procedimento grazie al quale, nel rispetto delle disposizioni per la marcatura e conformemente all'autorizzazione di uno strumento di marcatura per la diagnosi, viene fabbricato un prodotto finale radiofarmacologico.
Radiazioni ionizzanti Radiazioni la cui energia è sufficiente a liberare elettroni dall'atomo (ionizzazione).
Radioattività Disintegrazione spontanea di nuclidi con emissione di radiazioni ionizzanti.
Radiofarmaci
Medicinali contenenti radionuclidi le cui radiazioni trovano un'applicazione diagnostica o terapeutica.
Sono considerati radiofarmaci ai sensi della presente ordinanza: a. i farmaci contenenti uno o più radionuclidi nella loro forma d'impiego come medicinali;
b. i composti non radioattivi (kit) utilizzati, immediatamente prima dell'applicazione al paziente, per la preparazione di radiofarmaci mediante la formazione di nuovi radionuclidi o la combinazione con radionuclidi;
Radioprotezione
61
814.501
c. generatori di radionuclidi con un nuclide padre fissato, sulla cui base è prodotto un nuclide figlio, estratto mediante eluizione o un altro procedimento e utilizzato per la preparazione di un prodotto radiofarmaceutico;
d. radionuclidi che servono alla marcatura radioattiva diretta o preliminare di altre sostanze (combinazioni portatrici, cellule, proteine plasmatiche) prima della loro somministrazione.
Radiofarmaci a rischio elevato Strumenti di marcatura per la terapia, radiofarmaci per la tomografia a emissione di
positroni (PET) e radiofarmaci prodotti secondo standard interni (in house reference preparation) destinati o meno a kit.
Radionuclide Nuclide che si disintegra spontaneamente emettendo radiazioni.
Regola di addizione Regola che permette di controllare l'osservanza dei valori limite di attività per le
miscele di nuclidi. Ad ogni nuclide viene attribuito un peso in funzione della sua tossicità. Se sono soddisfatte le disequazioni seguenti, le miscele si situano al di sotto del limite di esenzione e del valore operativo per la contaminazione superficiale.
1
2
2
1
1
n
n
LE
a
LE
a
LE
a
a1, a2,...an: attività specifiche dei nuclidi 1, 2,....n in Bq/kg.
LE1,LE2,...LEn: limiti di esenzione dei nuclidi 1, 2,...n in Bq/kg conformemente all'appendice 3, colonna 9.
1
2
2
1
1
n
n
CS
c
CS
c
CS
c
c1,c2,...cn: valori di contaminazione dei nuclidi 1, 2,...n in Bq/ cm2 CS1, CS2...CSn:valori operativi di contaminazione dei nuclidi 1, 2,...n in Bq/cm2 conformemente all'appendice 3, colonna 12 Riferibilità Proprietà del risultato di una misurazione o proprietà del valore di un campione di
essere riferibile a campioni appropriati, generalmente nazionali od internazionali, attraverso una catena ininterrotta di confronti con incertezze di misura indicate.
Scorie radioattive Sostanze radioattive o materiali contaminati, che non possono più essere utilizzati.
Sfera ICRU La sfera ICRU è definita come una 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;
Protezione dell'equilibrio ecologico 62
814.501
carbonio 11,1 per cento; idrogeno 10,1 per cento e azoto 2,6 per cento (approssimazione per il tessuto delle parti molli).
Sievert (Sv) Denominazione dell'unità di equivalente di dose o di dose efficace. 1 Sv = 1 J/kg.
Sintesi di un prodotto finale radiofarmacologico
Tutte le tappe della sintesi volta a produrre un radiofarmaco pronto per la somministrazione (prodotto finale radiofarmacologico), in particolare la legatura dell'isotopo radioattivo a una molecola (p. es. formare un legame covalente, una struttura complessa oppure raggiungere il necessario stadio di ossidazione del radionuclide mediante riduzione/ossidazione).
Sorgenti di radiazioni Apparecchi e oggetti contenenti sostanze radioattive (sorgenti radioattive sigillate e
non sigillate), nonché impianti che possono emettere radiazioni ionizzanti.
Sorgenti radioattive Sorgenti radioattive sigillate e non sigillate.
Sorgenti radioattive non sigillate Sorgenti di radiazioni, contenenti sostanze radioattive, che possono espandersi e
provocare una contaminazione.
Sorgenti radioattive sigillate Sorgenti di radiazioni, contenenti sostanze radioattive, costruite in modo tale da
impedire completamente la fuoriuscita di sostanze radioattive in condizioni normali, escludendo l'eventualità di una contaminazione. L'involucro della sorgente deve soddisfare le esigenze delle norme ISO per l'impiego previsto ed essere debitamente classificato.
Sostanze radioattive Sostanze contenenti radionuclidi, la cui attività supera i limiti di esenzione di cui
all'appendice 3, colonna 9.
Taratura
Verifica ufficiale e conferma che un singolo strumento di misurazione delle radiazioni (mezzo di misura) soddisfa le prescrizioni legali in materia.
Tempo di dimezzamento Periodo di tempo entro il quale l'attività di un radionuclide si riduce della metà.
Trattamento di scorie radioattive Attività di preparazione delle scorie radioattive in vista della consegna al centro di
raccolta della Confederazione
Radioprotezione
63
814.501
Unità di irradiazione
Apparecchio contenente una sorgente radioattiva sigillata, utilizzato a scopo di irradiazione. La sorgente radioattiva è rinchiusa in un involucro schermato, con il quale resta meccanicamente collegata in ogni condizione d'esercizio.
Valore operativo
Designazione generale che indica un valore dedotto da un valore limite, il cui superamento implica l'adozione di determinati provvedimenti, oppure la cui osservanza costituisce anche l'osservanza del valore limite corrispondente.
Il valore operativo per le concentrazioni di radon è considerato un valore auspicabile. Il suo superamento non implica conseguenze giuridiche.
Zona controllata Sono zone controllate: a. le aree di lavoro nelle quali vengono manipolate sorgenti radioattive non sigillate giusta l'articolo 69;
b. le aree entro le quali la concentrazione dell'aria può superare di 1/20 i valori operativi di cui all'appendice 3, colonna 11; c. le aree entro le quali la contaminazione superficiale può superare i valori operativi di cui all'appendice 3, colonna 12;
d. le aree entro le quali le persone possono accumulare, in seguito ad esposizione a radiazioni esterne, una dose efficace superiore a 1 mSv all'anno;
e. le aree in cui sono in funzione impianti non dotati di schermatura totale; f.
le aree definite come tali dall'autorità di sorveglianza.
Protezione dell'equilibrio ecologico 64
814.501
Appendice 2180 (art. 1 cpv. 1 e 2 cpv. 1) Campo di applicazione 1. Sostanze e oggetti L'ordinanza si applica se tutti i valori concernenti una sostanza o un oggetto sono
superati almeno su una linea.
Per i minerali, le collezioni di minerali e di pietre è determinante unicamente la linea corrispondente.
Sostanze, oggetti
Attività specifica
Attività assoluta, massa Concentrazione,
contaminazione,
intensità di dose
Sostanze solide
Limite di esenzione di cui all'app. 3,
colonna 9
Limite di esenzione di cui all'app. 3,
colonna 9
Sostanze solide
Intensità di dose
ambientale a 10 cm
di distanza dalla
superficie dopo deduzione del valore di
fondo: 0,1 µSv all'ora Sostanze
solide
Valore
operativo
di
cui all'app. 3,
colonna 12
Liquidi Limite
di
esenzione
di cui all'app. 3,
colonna 9
Limite di esenzione di cui all'app. 3,
colonna 9
Acqua
1% del limite di
esenzione di cui
all'app. 3, colonna 9 Limite di esenzione
di cui all'app. 3,
colonna 9
Gas e aria
(radon compreso)
1/300 del valore
operativo di cui
all'app. 3, colonna 11 Derrate
alimentari
Valori limite e di
tolleranza secondo
l'Ordinanza del 26 giugno 1995181 sulle sostanze estranee e sui componenti nelle derrate alimentari Oggetti di uso
quotidiano
1% del limite di esenzione di cui all'app. 3, colonna 9, per i radio-nuclidi prodotti artificialmente Limite di esenzione
di cui all'app. 3,
colonna 9
Minerali,
collezioni di
minerali e
di pietre
Limite di esenzione di cui all'app. 3,
colonna 9 moltiplicato per 1000
10 g di torio nat. o 100 g di uranio nat.
180 Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
181 RS
817.021.23
Radioprotezione
65
814.501
2. Rifiuti e acque di scarico L'ordinanza si applica se tutti i valori concernenti rifiuti o acque di scarico sono
superati almeno su una linea.
L'indicazione mensile si riferisce all'immissione nell'ambiente.
Rifiuti,
acque di scarico
Attività specifica
Attività assoluta
per licenza
Contaminazione,
intensità di dose
Rifiuti solidi
Limite di esenzione di cui all'app. 3,
colonna 9
Limite
di
esenzione
mensile di cui all'app.
3, colonna 9, moltiplicato per 100
Rifiuti
solidi
Intensità
di
dose
ambientale a 10 cm
di distanza dalla
superficie dopo
deduzione del
valore di fondo: 0,1 µSv all'ora
Rifiuti
solidi
Valore
operativo
di cui all'app. 3,
colonna 12
Rifiuti liquidi
Limite di esenzione di cui all'app. 3,
colonna 9
Limite
di
esenzione
mensile di cui all'app.
3, colonna 9,
moltiplicato per 100 Acque di scarico 1% del limite di esenzione di cui all'app.
3, colonna 9 (nella media settimanale nelle acque di scarico dell'area
di lavoro)
Limite
di
esenzione
mensile di cui all'app.
3, colonna 9,
moltiplicato per 100 Rifiuti sotto forma
di gas, racchiusi
Limite di licenza di cui all'app. 3, colonna 10
Protezione dell'equilibrio ecologico 66
814.501
Appendice 3182 Dati per la radioprotezione operazionale Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
H-3 12.35
a
4.1 E-11
4.2 E-11
<0.001
<1
<0.1
2 E+05
1 E+08
2 E+05
1000
H-3, HTO
12.35 a
1.8 E-11
1.8 E-11
<0.001
<1
<0.1
6 E+05
3 E+08 5 E+05
1000
H-3, gas [7] 12.35
a
1.8 E-15
<0.001
<1
<0.1
3 E+12
5 E+09
Be-7 53.3
d
4.6 E-11
2.8 E-11
0.008
<1
0.1
4 E+05 1 E+08 1 E+05 1000
Be-10 1.6
E6
a
1.9 E-08
1.1 E-09
<0.001
2000
1.6
9 E+03 3 E+05 9 E+01 3
C-11 20.38
m
3.2 E-12
2.4 E-11
0.160
1000
1.7
4 E+05 7 E+07 7 E+04 [3] 3
C-11 monossido 20.38 m 1.2 E-12
1.2 E-12
7 E+07 7 E+04 [3]
C-11 biossido
20.38 m
2.2 E-12
2.2 E-12
7 E+07 7 E+04 [3]
C-14 5730
a
5.8 E-10
5.8 E-10
<0.001
200
0.3
2 E+04 9 E+06 1 E+04 30
C-14 monossido 5730 a 8.0 E-13
8.0 E-13
6 E+09 1 E+07
C-14 biossido
5730 a
6.5 E-12
6.5 E-12
8 E+08 1 E+06
N-13 9.965
m
0.160
1000
1.7
7 E+07 7 E+04 [3]
3
O-15 122.24
s
0.161
1000
1.7
7 E+07 7 E+04 [3]
3
F-18 109.77
m
9.3 E-11
4.9 E-11
0.160
2000
1.7
2 E+05 5 E+07 7 E+04 [3] 3
Na-22 2.602
a
2.0 E-09
3.2 E-09
0.330
2000
1.6
3 E+03 3 E+06 4 E+03 3
Na-24 15
h
5.3 E-10
4.3 E-10
0.506
1000
1.9
2 E+04 9 E+06 3 E+04 3
Mg-28 / Al-28
20.91 h
1.7 E-09
2.2 E-09
0.529
2000
3.1
5 E+03 3 E+06 6 E+03 3
Al-26
7.16 E5 a
1.4 E-08
3.5 E-09
0.382
1000
1.5
3 E+03 4 E+05 4 E+02 3
Si-31 157.3
m
1.1 E-10
1.6 E-10
<0.001
1000
1.6
6 E+04 5 E+07 1 E+05 3
Si-32 450
a
5.5 E-08
5.6 E-10
<0.001
500
0.6
2 E+04 9 E+04 3 E+01 3 -> P-32
182 Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999 (RU 2000 107 934). Aggiornata giusta il n. II dell'O del 15 nov. 2000, in vigore dal 1° gen. 2001 (RU 2000 2894).
Radioprotezione
67
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
P-30 2.499
m
0.371
900
1.7
3
P-32 14.29
d
2.9 E-09
2.4 E-09
<0.001
1000
1.6
4 E+03 2 E+06 2 E+03 3
P-33 25.4
d
1.3 E-09
2.4 E-10
<0.001
700
0.8
4 E+04 4 E+06 1 E+04 10
S-35 (inorg.) 87.44 d
1.1 E-09
1.9 E-10
<0.001
200
0.3
5 E+04 5 E+06 1 E+04 30
S-35 (org.) 87.44
d
1.2 E-10
7.7 E-10
<0.001
200
0.3
1 E+04 4 E+07 7 E+04 30
Cl-36
3.01 E5 a
5.1 E-09
9.3 E-10
<0.001
1000
1.5
1 E+04 1 E+06 1 E+03 3
Cl-38 37.21
m
7.3 E-11
1.2 E-10
1.551
1000
1.8
8 E+04 7 E+07 4 E+04 [3] 3
Cl-39 55.6
m
7.6 E-11
8.5 E-11
0.241
1000
1.7
1 E+05 7 E+07 2 E+05 3 -> Ar-39
Ar-37 35.
02
d
<0.001
<1
<0.1
1 E+14 1 E+11
Ar-39 269
a
<0.001
2000
1.5
3 E+10 7 E+06 [4]
Ar-41 1.827
h
0.188
1000
1.7
5 E+07 5 E+04
K-38 7.636
m
0.480
1000
1.8
3
K-40
1.28 E9 a
3.0 E-09
6.2 E-09
0.022
1000
1.5
2 E+03 2 E+06 3 E+03 3
K-42 12.36
h
2.0 E-10
4.3 E-10
0.464
1000
1.7
2 E+04 3 E+07 2 E+04 3
K-43 22.6
h
2.6 E-10
2.5 E-10
0.152
1000
1.6
4 E+04 2 E+07 4 E+04 3
K-44 22.13
m
3.7 E-11
8.4 E-11
1.553
1000
1.8
1 E+05 1 E+08 3 E+05 3
K-45 20
m
2.8 E-11
5.4 E-11
0.302
1000
1.7
2 E+05 2 E+08 5 E+05 3
Ca-41 1.4
E5
a
1.9 E-10
2.9 E-10
<0.001
<1
<0.1
3 E+04 3 E+07 3 E+04 300
Ca-45 163
d
2.3 E-09
7.6 E-10
<0.001
700
0.8
1 E+04 2 E+06 5 E+03 10
Ca-47
4.53 d
2.1 E-09
1.6 E-09
0.156
1000
1.6
6 E+03 2 E+06 4 E+03 3 -> Sc-47
Sc-43 3.891
h
1.8 E-10
1.9 E-10
0.174
1000
1.4
5 E+04 3 E+07 1 E+05 3
Sc-44 3.927
h
3.0 E-10
3.5 E-10
0.324
1000
1.7
3 E+04 2 E+07 7 E+04 3
Sc-44m 58.6
h
2.0 E-09
2.4 E-09
0.045
200
0.2
4 E+03 3 E+06 4 E+03 3 -> Sc-44 [6]
Sc-46 83.83
d
4.8 E-09
1.5 E-09
0.299
1000
1.2
7 E+03 1 E+06 1 E+03 3
Sc-47 3.351
d
7.3 E-10
5.4 E-10
0.017
1000
1.3
2 E+04 7 E+06 1 E+04 3
Sc-48 43.7
h
1.6 E-09
1.7 E-09
0.495
2000
1.7
6 E+03 3 E+06 7 E+03 3
Sc-49 57.4
m
6.1 E-11
8.2 E-11
0.001
1000
1.6
1 E+05 8 E+07 3 E+05 3
Ti-44 47.3
a
7.2 E-08
5.8 E-09
0.026
2
<0.1
2 E+03 7 E+04 3 E+02 30 -> Sc-44 [6]
Protezione dell'equilibrio ecologico 68
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Ti-45 3.08
h
1.5 E-10
1.5 E-10
0.136
1000
1.5
7 E+04 3 E+07 2 E+05 3
V-47 32.6
m
5.0 E-11
6.3 E-11
0.156
1000
1.7
2 E+05 1 E+08 4 E+05 3
V-48 16.238
d
2.7 E-09
2.0 E-09
0.432
900
1.0
5 E+03 2 E+06 3 E+03 3
V-49 330
d
2.6 E-11
1.8 E-11
<0.001
<1
<0.1
6 E+05 2 E+08 9 E+04 100
Cr-48 22.96
h
2.5 E-10
2.0 E-10
0.071
50
0.1
5 E+04 2 E+07 3 E+04 100 -> V-48 [6]
Cr-49 42.09
m
5.9 E-11
6.1 E-11
0.166
1000
1.7
2 E+05 8 E+07 1 E+05 3 -> V-49
Cr-51 27.704
d
3.6 E-11
3.8 E-11
0.005
3
<0.1
3 E+05 1 E+08 2 E+05 100
Mn-51 46.2
m
6.8 E-11
9.3 E-11
0.159
1000
1.7
1 E+05 7 E+07 1 E+05 3 -> Cr-51
Mn-52 5.591
d
1.8 E-09
1.8 E-09
0.510
600
0.7
6 E+03 3 E+06 5 E+03 10
Mn-52m 21.1
m
5.0 E-11
6.9 E-11
0.389
1000
1.7
1 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Mn-52
Mn-53 3.7
E6
a
3.6 E-11
3.0 E-11
<0.001
20
<0.1
3 E+05 1 E+08 2 E+05 1000
Mn-54 312.5
d
1.2 E-09
7.1 E-10
0.126
10
0.1
1 E+04 4 E+06 7 E+03 100
Mn-56 2.5785
h
2.0 E-10
2.5 E-10
0.275
1000
1.7
4 E+04 3 E+07 4 E+04 3
Fe-52 8.275
h
9.5 E-10
1.4 E-09
0.116
900
1.0
7 E+03 5 E+06 9 E+03 3 -> Mn-52m [6]
Fe-55 2.70
a
9.2 E-10
3.3 E-10
<0.001
20
<0.1
3 E+04 5 E+06 9 E+03 300
Fe-59 44.529
d
3.2 E-09
1.8 E-09
0.175
1000
1.1
6 E+03 2 E+06 3 E+03 3
Fe-60 1
E5
a
3.3 E-07
1.1 E-07
<0.001
90
0.3
9 E+01 2 E+04 3 E+01 3 -> Co-60m
Co-55 17.54
h
8.3 E-10
1.1 E-09
0.302
1000
1.4
9 E+03 6 E+06 1 E+04 3 -> Fe-55
Co-56 78.76
d
4.9 E-09
2.5 E-09
0.485
300
0.6
4 E+03 1 E+06 2 E+03 10
Co-57 270.9
d
6.0 E-10
2.1 E-10
0.021
100
0.1
5 E+04 8 E+06 1 E+04 100
Co-58 70.80
d
1.7 E-09
7.4 E-10
0.147
300
0.3
1 E+04 3 E+06 5 E+03 30
Co-58m 9.15
h
1.7 E-11
2.4 E-11
<0.001
10
<0.1
4 E+05 3 E+08 5 E+05 1000 -> Co-58 [6]
Co-60 5.271
a
1.7 E-08
3.4 E-09
0.366
1000
1.1
1 E+03 9 E+04 5 E+02 3
Co-60m 10.47
m
1.2 E-12
1.7 E-12
0.001
20
<0.1
6 E+06 4 E+09 7 E+06 300 -> Co-60 [6]
Co-61 1.65
h
7.5 E-11
7.4 E-11
0.017
1000
1.6
1 E+05 7 E+07 1 E+05 3
Co-62m 13.91
m
3.7 E-11
4.7 E-11
0.436
1000
1.8
2 E+05 1 E+08 2 E+05 3
Ni-56 6.10
d
9.6 E-10
8.6 E-10
0.260
60
0.1
1 E+04 5 E+06 9 E+03 30 -> Co-56 [6]
Ni-57 36.08
h
7.6 E-10
8.7 E-10
0.278
700
0.8
1 E+04 7 E+06 1 E+04 10 -> Co-57
Radioprotezione
69
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Ni-59 7.5
E4
a
2.2 E-10
6.3 E-11
<0.001
10
<0.1
2 E+05 2 E+07 4 E+04 1000
Ni-63 96
a
5.2 E-10
1.5 E-10
<0.001
<1
<0.1
7 E+04 1 E+07 2 E+04 1000
Ni-65 2.520
h
1.3 E-10
1.8 E-10
0.081
1000
1.6
6 E+04 4 E+07 6 E+04 3
Ni-66 / Cu-66
54.6 h
1.9 E-09
3.0 E-09
0.039
2000
2.2
3 E+03 3 E+06 4 E+03 3
Cu-60 23.2
m
6.2 E-11
7.0 E-11
0.596
1000
1.8
1 E+05 8 E+07 1 E+05 3
Cu-61 3.408
h
1.2 E-10
1.2 E-10
0.128
900
1.1
8 E+04 4 E+07 7 E+04 3
Cu-64 12.701
h
1.5 E-10 1.2 E-10
0.030
900
0.8
8 E+04 3 E+07 6 E+04 10
Cu-67 61.86
h
5.8 E-10
3.4 E-10
0.018
1000
1.4
3 E+04 9 E+06 1 E+04 3
Zn-62 / Cu-62
9.26 h
6.6 E-10
9.4 E-10
0.319
1000
1.9
1 E+04 8 E+06 1 E+04 3
Zn-63 38.1
m
6.1 E-11
7.9 E-11
0.175
1000
1.6
1 E+05 8 E+07 1 E+05 3
Zn-65 243.9
d
2.8 E-09
3.9 E-09
0.086
40
0.1
3 E+03 2 E+06 3 E+03 30
Zn-69 57
m
4.3 E-11
3.1 E-11
<0.001
1000
1.6
3 E+05 1 E+08 2 E+05 3
Zn-69m 13.76
h
3.3 E-10
3.3 E-10
0.067
70
0.1
3 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> Zn-69
Zn-71m 3.92
h
2.4 E-10
2.4 E-10
0.240
1000
1.7
4 E+04 2 E+07 3 E+04 3
Zn-72 46.5
h
1.5 E-09
1.4 E-09
0.026
900
0.9
7 E+03 3 E+06 6 E+03 3 -> Ga-72 [6]
Ga-65 15.2
m
2.9 E-11
3.7 E-11
0.183
1000
1.6
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Zn-65
Ga-66 9.40
h
7.1 E-10
1.2 E-09
0.877
600
1.1
8 E+03 7 E+06 1 E+04 3
Ga-67 78.26
h
2.8 E-10
1.9 E-10
0.025
30
0.3
5 E+04 2 E+07 3 E+04 30
Ga-68 68.0
m
8.1 E-11
1.0 E-10
0.149
1000
1.5
1 E+05 6 E+07 1 E+05 3
Ga-70 21.15
m
2.6 E-11
3.1 E-11
0.001
1000
1.6
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3
Ga-72 14.1
h
8.4 E-10
1.1 E-09
0.386
1000
1.7
9 E+03 6 E+06 1 E+04 3
Ga-73 4.91
h
2.0 E-10
2.6 E-10
0.052
1000
1.6
4 E+04 3 E+07 4 E+04 3
Ge-66 2.27
h
1.3 E-10
1.0 E-10
0.108
400
0.5
1 E+05 4 E+07 6 E+04 10 -> Ga-66 [6]
Ge-67 18.7
m
4.2 E-11
6.5 E-11
0.407
1000
1.7
2 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Ga-67
Ge-68 288d
7.9 E-09
1.3 E-09
<0.001
10
<0.1
8 E+03 6 E+05 1 E+03 3 -> Ga-68 [6]
Ge-69 39.05
h
3.7 E-10
2.4 E-10
0.132
500
0.6
4 E+04 1 E+07 2 E+04 10
Ge-71 11.8
d
1.1 E-11
1.2 E-11
<0.001
10
<0.1
8 E+05 5 E+08 8 E+05 1000
Ge-75 82.78
m
5.4 E-11
4.6 E-11
0.006
1000
1.6
2 E+05 9 E+07 2 E+05 3
Protezione dell'equilibrio ecologico 70
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Ge-77 11.3
h
4.5 E-10
3.3 E-10
0.163
1000
1.6
3 E+04 1 E+07 2 E+04 3
Ge-78 87
m
1.4 E-10
1.2 E-10
0.045
1000
1.5
8 E+04 4 E+07 6 E+04 3 -> As-78 [6]
As-69 15.2
m
3.5 E-11
5.7 E-11
0.250
900
1.7
2 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Ge-69
As-70 52.6
m
1.2 E-10
1.3 E-10
0.603
1000
1.7
8 E+04 4 E+07 7 E+04 3
As-71 64.8
h
5.0 E-10
4.6 E-10
0.088
700
0.7
2 E+04 1 E+07 2 E+04 10 -> Ge-71
As-72 26.0
h
1.3 E-09
1.8 E-09
0.339
900
1.6
6 E+03 4 E+06 6 E+03 3
As-73 80.30
d
6.5 E-10
2.6 E-10
0.003
20
<0.1
4 E+04 8 E+06 1 E+04 300
As-74 17.76
d
1.8 E-09 1.3 E-09
0.117
900
1.1
8 E+03 3 E+06 5 E+03 3
As-76 26.32
h
9.2 E-10
1.6 E-09
0.132
1000
1.6
6 E+03 5 E+06 9 E+03 3
As-77 38.8
h
4.2 E-10
4.0 E-10
0.001
1000
1.5
3 E+04 1 E+07 2 E+04 3
As-78 90.7
m
1.4 E-10
2.1 E-10
0.804
1000
1.7
5 E+04 4 E+07 6 E+04 3
Se-70 41.0
m
1.2 E-10
1.4 E-10
0.158
900
1.3
7 E+04 4 E+07 7 E+04 3 -> As-70 [6]
Se-73 7.15
h
2.4 E-10
3.9 E-10
0.174
900
1.2
3 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> As-73
Se-73m 39
m
2.7 E-11
4.1 E-11
0.038
300
0.4
2 E+05 2 E+08 3 E+05 10 -> Se-73
Se-75 119.8
d
1.7 E-09
2.6 E-09
0.064
80
0.1
4 E+03 3 E+06 5 E+03 30
Se-79 6.5
E4
a
3.1 E-09
2.9 E-09
<0.001
200
0.4
3 E+03 2 E+06 3 E+03 10
Se-81 18.5
m
2.4 E-11
2.7 E-11
0.002
1000
1.6
4 E+05 2 E+08 3 E+05 3
Se-81m 57.25
m
6.8 E-11
5.9 E-11
0.004
100
1.1
2 E+05 7 E+07 1 E+05 3 -> Se-81
Se-83 22.5
m
5.3 E-11
5.1 E-11
0.362
1000
1.7
2 E+05 9 E+07 2 E+05 3 -> Br-83
Br-74 25.3
m
6.8 E-11
8.4 E-11
1.022
1000
1.8
1 E+05 7 E+07 1 E+05 3
Br-74m 41.5
m
1.1 E-10
1.4 E-10
1.347
900
1.8
7 E+04 5 E+07 8 E+04 3
Br-75 98
m
8.5 E-11
7.9 E-11
0.189
900
1.3
1 E+05 6 E+07 1 E+05 3 -> Se-75
Br-76 16.2
h
5.8 E-10
4.6 E-10
0.503
700
1.1
2 E+04 9 E+06 1 E+04 3
Br-77 56
h
1.3 E-10
9.6 E-11
0.051
60
0.1
1 E+05 4 E+07 6 E+04 100
Br-80 17.4
m
1.7 E-11 3.1 E-11
0.013
1000
1.5
3 E+05 3 E+08 5 E+05 3
Br-80m 4.42
h
1.0 E-10
1.1 E-10
0.012
10
<0.1
9 E+04 5 E+07 8 E+04 3 -> Br-80
Br-82 35.30
h
8.8 E-10
5.4 E-10
0.395
1000
1.4
2 E+04 6 E+06 9 E+03 3
Br-83 2.39
h
6.7 E-11
4.3 E-11
0.001
1000
1.5
2 E+05 7 E+07 1 E+05 3
Radioprotezione
71
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Br-84 31.80
m
6.2 E-11
8.8 E-11
0.923
1000
1.7
1 E+05 8 E+07 1 E+05 3
Kr-79 35.04
h
0.042
100
0.2
3 E+08 3 E+05
Kr-81 2.1
E5
a
0.004
8
<0.1
7 E+09 7 E+06
Kr-83m 1.83
h
0.002
3
<0.1
1 E+12 1 E+09
Kr-85 10.72
a
0.001
1000
1.5
5 E+07 5 E+06 [4]
Kr-85m 4.48
h
0.026
1000
1.4
5 E+08 5 E+05
-> Kr-85
Kr-87 76.3
m
0.501
1000
1.7
8 E+07 8 E+04
-> Rb-87
Kr-88 2.84
h
0.264
1000
1.5
2 E+07 2 E+04 [1]
-> Rb-88 [6]
Kr-89 3.18
m
2.047
900
1.8
3 E+07 3 E+04
-> Rb-89 [6]
Rb-79 22.9
m
3.0 E-11
5.0 E-11
0.217
2000
2.1
2 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Kr-79
Rb-81 4.58
h
6.8 E-11
5.4 E-11
0.101
1000
1.2
2 E+05 7 E+07 1 E+05 3 -> Kr-81
Rb-81m 32
m
1.3 E-11
9.7 E-12
0.006
5
0.3
1 E+06 4 E+08 6 E+05 30 -> Rb-81 [6]
Rb-82m 6.2
h
2.2 E-10
1.3 E-10
0.436
400
0.6
8 E+04 2 E+07 4 E+04 10
Rb-83 86.2
d
1.0 E-09
1.9 E-09
0.082
20
<0.1
5 E+03 5 E+06 8 E+03 100
Rb-84 32.77
d
1.5 E-09 2.8 E-09
0.141
400
0.6
4 E+03 3 E+06 6 E+03 10
Rb-86 18.66
d
1.3 E-09
2.8 E-09
0.014
1000
1.6
4 E+03 4 E+06 6 E+03 3
Rb-87
4.7 E10 a
7.6 E-10
1.5 E-09
<0.001
1000
1.2
7 E+03 7 E+06 1 E+04 3
Rb-88 17.8
m
2.8 E-11
9.0 E-11
2.314
900
1.7
1 E+05 2 E+08 3 E+05 3
Rb-89 15.2
m
2.5 E-11
4.7 E-11
0.659
1000
1.8
2 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Sr-89
Sr-80 / Rb-80
100m
2.1 E-10
3.5 E-10
1.750
900
1.7
3 E+04 2 E+07 4 E+04 3
Sr-81 25.5
m
6.1 E-11
7.8 E-11
0.247
1000
1.6
1 E+05 8 E+07 1 E+05 3 -> Rb-81 [6]
Sr-82 / Rb-82
25.0 d
7.7 E-09
6.1 E-09
0.434
900
1.6
2 E+03 6 E+05 1 E+03 3
Sr-83 32.4
h
4.9 E-10
5.8 E-10
0.127
400
0.5
2 E+04 1 E+07
2 E+04
10 -> Rb-83
Sr-85 64.84
d
6.4 E-10
5.6 E-10
0.086
20
0.1
2 E+04 8 E+06 1 E+04 100
Sr-85m 69.5
m
7.4 E-12
6.1 E-12
0.035
70
0.1
2 E+06 7 E+08 1 E+06 100 -> Sr-85
Sr-87m 2.805
h
3.5 E-11
3.3 E-11
0.053
300
0.3
3 E+05 1 E+08 2 E+05 30 -> Rb-87
Sr-89 50.5
d
5.6 E-09
2.6 E-09
<0.001
1000
1.6
4 E+03 9 E+05 1 E+03 3
Sr-90 29.12
a
7.7 E-08
2.8 E-08
<0.001
1000
1.4
4 E+02 6 E+04 1 E+02 3 -> Y-90 [6]
Protezione dell'equilibrio ecologico 72
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Sr-91 9.5
h
5.7 E-10
7.6 E-10
0.117
1000
1.6
1 E+04 9 E+06 1 E+04 3 -> Y-91m, Y-91
Sr-92 2.71
h
3.4 E-10
4.9 E-10
0.194
1000
1.4
2 E+04 1 E+07 2 E+04 3 -> Y-92 [6]
Y-86 14.74
h
8.1 E-10
9.6 E-10
0.515
500
0.8
1 E+04 6 E+06 1 E+04 10
Y-86m 48
m
4.9 E-11
5.6 E-11
0.034
200
0.1
2 E+05 1 E+08 2 E+05 30 -> Y-86 [6]
Y-87 80.3
h
5.3 E-10
5.5 E-10
0.080
20
<0.1
2 E+04 9 E+06 2 E+04 100
Y-88 106.64
d
3.3 E-09
1.3 E-09
0.380
40
0.2
8 E+03 2 E+06 3 E+03 30
Y-90 64.0
h
1.7 E-09
2.7 E-09
0.007
1000
1.6
4 E+03 3 E+06 5 E+03 3
Y-90m 3.19
h
1.3 E-10
1.7 E-10
0.098
200
0.2
6 E+04 4 E+07 6 E+04 30 -> Y-90
Y-91 58.51
d
6.1 E-09
2.4 E-09
0.001
1000
1.6
4 E+03 8 E+05 1 E+03 3
Y-91m 49.71
m
1.5 E-11
1.1 E-11
0.082
70
0.1
9 E+05 3 E+08 6 E+05 30 -> Y-91
Y-92 3.54
h
2.8 E-10
4.9 E-10
0.546
1000
1.7
2 E+04 2 E+07 3 E+04 3
Y-93 10.1
h
6.0 E-10
1.2 E-09
0.098
1000
1.6
8 E+03 8 E+06 1 E+04 3 -> Zr-93
Y-94 19.1
m
4.6 E-11
8.1 E-11
1.111
900
1.7
1 E+05 1 E+08 2 E+05 3
Y-95 10.7
m
2.6 E-11
4.6 E-11
1.219
1000
1.7
2 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Zr-95 [6]
Zr-86 16.5
h
7.0 E-10
8.6 E-10
0.069
100
0.1
1 E+04 7 E+06 1 E+04 30 -> Y-86 [6]
Zr-88 83.4
d
4.1 E-09
3.3 E-10
0.076
50
0.1
3 E+04 1 E+06 2 E+03 100 -> Y-88 [6]
Zr-89 78.43
h
7.5 E-10
7.9 E-10
0.182
400
0.5
1 E+04 7 E+06 1 E+04 10
Zr-93
1.53 E6 a
2.9 E-08
2.8 E-10
<0.001
<1
<0.1
4 E+04 2 E+05 3 E+02 100 -> Nb-93m
Zr-95 63.98
d
4.2 E-09
8.8 E-10
0.112
1000
1.1
1 E+04 1 E+06 2 E+03 3 -> Nb-95 [6]
Zr-97 16.90
h
1.4 E-09
2.1 E-09
0.027
1000
1.6
5 E+03 4 E+06 6 E+03 3 -> Nb-97
Nb-88 14.3
m
5.0 E-11
6.3 E-11
0.719
1000
1.8
2 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Zr-88
Nb-89-1 [2]
66 m
1.2 E-10
1.4 E-10
0.306
900
1.5
7 E+04 4 E+07 7 E+04 3 -> Zr-89
Nb-89-2 [2]
122 m
1.9 E-10
3.0 E-10
0.392
700
1.3
3 E+04 3 E+07 4 E+04 3 -> Zr-89
Nb-90 14.60
h
1.1 E-09
1.2 E-09
0.574
2000
1.9
8 E+03 5 E+06 8 E+03 3
Nb-91 680
a
4.1 E-09
6.4 E-11
2 E+05 1 E+06 2 E+03 Nb-91m 62
d
2.3 E-09
6.3 E-10
2 E+04 2 E+06 4 E+03 Nb-92m 10.15
d
5.9 E-10
6.0 E-10
2 E+04 8 E+06 1 E+04 Nb-93m 13.6
a
8.6 E-10
1.2 E-10
0.003
<1
<0.1
8 E+04 6 E+06 1 E+04 1000
Radioprotezione
73
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Nb-94
2.03 E4 a
2.5 E-08
1.7 E-09
0.237
1000
1.5
6 E+03 2 E+05 3 E+02 3
Nb-95 35.15
d
1.3 E-09
5.8 E-10
0.116
100
0.3
2 E+04 4 E+06 6 E+03 30
Nb-95m 86.6
h
8.5 E-10
5.6 E-10
0.021
2000
1.4
2 E+04 6 E+06 1 E+04 3 -> Nb-95 [6]
Nb-96 23.35
h
9.7 E-10
1.1 E-09
0.372
1000
1.6
9 E+03 5 E+06 9 E+03 3
Nb-97 72.1
m
7.2 E-11
6.8 E-11
0.099
1000
1.6
1 E+05 7 E+07 1 E+05 3
Nb-98 51.5
m
9.9 E-11
1.1 E-10
0.393
1000
1.8
9 E+04 5 E+07 8 E+04 3
Mo-90 5.67
h
5.6 E-10
6.2 E-10
0.147
1000
1.4
2 E+04 9 E+06 1 E+04 3 -> Nb-90 [6]
Mo-93 3.5
E3
a
1.4 E-09
2.6 E-09
0.016
4
<0.1
4 E+03 4 E+06 6 E+03 300
Mo-93m 6.85
h
3.0 E-10
2.8 E-10
0.330
800
0.8
4 E+04 2 E+07 3 E+04 10 -> Mo-93
Mo-99 66.0
h
1.1 E-09
1.2 E-09
0.024
1000
1.6
8 E+03 5 E+06 8 E+03 3 -> Tc-99m, Tc-99 Mo-101 14.62
m
4.5 E-11
4.2 E-11
0.196
1000
1.7
2 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Tc-101
Tc-93 2.75
h
6.5 E-11
4.9 E-11
0.222
20
0.1
2 E+05 8 E+07 1 E+05 100 -> Mo-93
Tc-93m 43.5
m
3.1 E-11
2.4 E-11
0.098
300
0.4
4 E+05 2 E+08 3 E+05 10 -> Tc-93, Mo-93 Tc-94 293
m
2.2 E-10
1.8 E-10
0.414
200
0.4
6 E+04 2 E+07 4 E+04 10
Tc-94m 52
m
8.0 E-11
1.1 E-10
0.285
700
1.3
9 E+04 6 E+07 1 E+05 3
Tc-95 20.0
h
1.8 E-10
1.6 E-10
0.135
20
0.1
6 E+04 3 E+07 5 E+04 100
Tc-95m 61
d
8.6 E-10
6.2 E-10
0.117
100
0.1
2 E+04 6 E+06 1 E+04 30 -> Tc-95
Tc-96 4.28
d
1.0 E-09
1.1 E-09
0.388
40
0.2
9 E+03 5 E+06 8 E+03 30
Tc-96m 51.5
m
1.1 E-11
1.3 E-11
0.016
3
<0.1
8 E+05 5 E+08 8 E+05 1000 -> Tc-96
Tc-97 2.6
E6
a
1.6 E-10
8.3 E-11
0.017
4
<0.1
1 E+05 3 E+07 5 E+04 1000
Tc-97m 87
d
2.7 E-09
6.6 E-10
0.014
30
0.7
2 E+04 2 E+06 3 E+03 10 -> Tc-97
Tc-98 4.2
E6
a
6.1 E-09
2.3 E-09
0.215
2000
1.5
4 E+03 8 E+05 1 E+03 3
Tc-99
2.13 E5 a
3.2 E-09
7.8 E-10
<0.001
1000
1.1
1 E+04 2 E+06 3 E+03 3
Tc-99m 6.02
h
2.9 E-11
2.2 E-11
0.022
300
0.2
5 E+05 2 E+08 3 E+05 30 -> Tc-99
Tc-101 14.2
m
2.1 E-11
1.9 E-11
0.055
1000
1.6
5 E+05 2 E+08 4 E+05 3
Tc-104 18.2
m
4.8 E-11
8.1 E-11
1.219
1000
1.8
1 E+05 1 E+08 2 E+05 3
Ru-94 51.8
m
7.4 E-11
9.4 E-11
0.100
20
0.1
1 E+05 7 E+07 1 E+05 100 -> Tc-94
Ru-97 2.9
d
1.6 E-10
1.5 E-10
0.055
100
0.1
7 E+04 3 E+07 5 E+04 100 -> Tc-97
Protezione dell'equilibrio ecologico 74
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Ru-103 39.28
d
2.2 E-09
7.3 E-10
0.073
500
0.6
1 E+04 2 E+06 4 E+03 10
Ru-105 4.44
h
2.5 E-10
2.6 E-10
0.119
1000
1.6
4 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> Rh-105
Ru-106/Rh-106 368.2 d
3.5 E-08
7.0 E-09
0.357
1000
1.6
1 E+03 1 E+05 2 E+02 3
Rh-99 16
d
8.9 E-10
5.1 E-10
0.115
100
0.2
2 E+04 6 E+06 9 E+03 30
Rh-99m 4.7
h
7.3 E-11
6.6 E-11
0.122
100
0.2
2 E+05 7 E+07 1 E+05 30
Rh-100 20.8
h
6.3 E-10
7.1 E-10
0.392
100
0.3
1 E+04 8 E+06 1 E+04 30
Rh-101 3.200
a
3.1 E-09
5.5 E-10
0.062
300
0.4
2 E+04 2 E+06 3 E+03 10
Rh-101m 4.34
d
2.7 E-10
2.2 E-10
0.066
200
0.2
5 E+04 2 E+07 3 E+04 30 -> Rh-101
Rh-102 2.900
a
9.0 E-09
2.6 E-09
0.339
50
0.2
4 E+03 6 E+05 9 E+02 30
Rh-102m 207
d
4.2 E-09 1.2 E-09
0.085
400
0.6
8 E+03 1 E+06 2 E+03 10 -> Rh-102
Rh-103m 56.12
m
2.5 E-12
3.8 E-12
0.002
<1
<0.1
3 E+06 2 E+09 3 E+06 1000
Rh-105 35.36
h
4.4 E-10
3.7 E-10
0.013
1000
1.2
3 E+04 1 E+07 2 E+04 3
Rh-106m 132
m
1.9 E-10
1.6 E-10
0.436
1000
1.7
6 E+04 3 E+07 4 E+04 3
Rh-107 21.7
m
2.8 E-11
2.4 E-11
0.051
1000
1.6
4 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Pd-107
Pd-100 3.63
d
9.7 E-10
9.4 E-10
0.050
20
0.1
1 E+04 5 E+06 9 E+03 100 -> Rh-100 [6]
Pd-101 8.27
h
1.0 E-10
9.4 E-11
0.081
100
0.2
1 E+05 5 E+07 8 E+04 30 -> Rh-101m
Pd-103 16.96
d
3.0 E-10
1.9 E-10
0.019
3
<0.1
5 E+04 2 E+07 3 E+04 300 -> Rh-103m
Pd-107 6.5
E6
a
2.9 E-10
3.7 E-11
<0.001
<1
<0.1
3 E+05 2 E+07 3 E+04 1000
Pd-109 13.427
h
5.0 E-10
5.5 E-10
0.010
1000
2.0
2 E+04 1 E+07 2 E+04 3
Ag-102 12.9
m
3.2 E-11
4.0 E-11
0.546
800
1.4
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3
Ag-103 65.7
m
4.5 E-11
4.3 E-11
0.125
500
0.8
2 E+05 1 E+08 2 E+05 10 -> Pd-103
Ag-104 69.2
m
7.1 E-11
6.0 E-11
0.410
300
0.5
2 E+05 7 E+07 1 E+05 10
Ag-104m 33.5
m
4.5 E-11
5.4 E-11
0.188
400
0.8
2 E+05 1 E+08 2 E+05 10 -> Ag-104 [6]
Ag-105 41.0
d
8.0 E-10
4.7 E-10
0.102
50
0.1
2 E+04 6 E+06 1 E+04 100
Ag-106 23.96
m
2.7 E-11
3.2 E-11
0.117
700
1.0
3 E+05 2 E+08 3 E+05 10
Ag-106m 8.41
d
1.6 E-09
1.5 E-09
0.435
60
0.2
7 E+03 3 E+06 5 E+03 30
Ag-108m/Ag-108 127 a 1.9 E-08 2.3 E-09
0.263
100
0.3
4 E+03 3 E+05 4 E+02 30
Ag-110m/Ag-110 249.9 d 7.3 E-09
2.8 E-09
0.409
500
0.6
4 E+03 7 E+05 1 E+03 10
Radioprotezione
75
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Ag-111 7.45
d
1.6 E-09
1.3 E-09
0.004
1000
1.6
8 E+03 3 E+06 5 E+03 3
Ag-112 3.12
h
2.6 E-10
4.3 E-10
0.640
1000
1.7
2 E+04 2 E+07 3 E+04 3
Ag-115 20.0
m
4.4 E-11
6.0 E-11
0.181
1000
1.7
2 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Cd-115,
Cd-115m
Cd-104 57.7
m
6.3 E-11
5.8 E-11
0.062
20
0.1
2 E+05 8 E+07 1 E+05 100 -> Ag-104 [6]
Cd-107 6.49
h
1.1 E-10
6.2 E-11
0.030
20
0.6
2 E+05
5 E+07 8 E+04
10
Cd-109 464
d
9.6 E-09
2.0 E-09
0.027
5
0.4
5 E+03 5 E+05 9 E+02 10
Cd-113
9.3 E15 a
1.4 E-07
2.5 E-08
<0.001
1000
0.9
4 E+02 4 E+04 6 E+01 10
Cd-113m 13.6
a
1.3 E-07
2.3 E-08
<0.001
1000
1.4
4 E+02 4 E+04 6 E+01 3
Cd-115 53.46
h
1.3 E-09
1.4 E-09
0.037
1000
1.5
7 E+03 4 E+06 6 E+03 3 -> In-115
Cd-115m 44.6
d
6.4 E-09
3.3 E-09
0.003
1000
1.6
3 E+03 8 E+05 1 E+03 3 -> In-115
Cd-117 2.49
h
2.5 E-10
2.8 E-10
0.158
1000
1.5
4 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> In-117m, In-117 Cd-117m 3.36
h
3.2 E-10
2.8 E-10
0.282
1000
1.5
4 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> In-117, In-117m In-109 4.2
h
, , 7.3 E-11
6.6 E-11
0.117
300
0.3
2 E+05 7 E+07 1 E+05 30 -> Cd-109
In-110L [2]
4.9 h
, 2.5 E-10
2.4 E-10
0.468
60
0.2
4 E+04 2 E+07 3 E+04 30
In-110S [2]
69.1 m
8.1 E-11
1.0 E-10
0.238
700
1.1
1 E+05 6 E+07 1 E+05 3
In-111 2.83
d
3.1 E-10
2.9 E-10
0.082
400
0.3
3 E+04 2 E+07 3 E+04 10
In-112 14.4
m
1.3 E-11 1.0 E-11
0.047
900
1.0
1 E+06 4 E+08 6 E+05 10
In-113m 1.658
h
3.2 E-11
2.8 E-11
0.047
500
0.6
4 E+05 2 E+08 3 E+05 10
In-114m/In-114 49.51 d
1.1 E-08 4.1 E-09
0.023
3000
3.2
2 E+03 5 E+05 8 E+02 3
In-115
5.1 E14 a
4.5 E-07
3.2 E-08
<0.001
1000
1.3
3 E+02 1 E+04 2 E+01 3
In-115m 4.486
h
8.7 E-11
8.6 E-11
0.033
900
1.0
1 E+05 6 E+07 1 E+05 10 -> In-115
In-116m 54.15
m
8.0 E-11
6.4 E-11
0.356
1000
1.7
2 E+05 6 E+07 1 E+05 3
In-117 43.8
m
4.8 E-11
3.1 E-11
0.109
2000
1.8
3 E+05 1 E+08 2 E+05 3
In-117m 116.5
m
1.1 E-10
1.2 E-10
0.019
1000
1.4
8 E+04 5 E+07 8 E+04 3 -> In-117 [6]
In-119m/In-119 18.0 m
2.9 E-11
4.7 E-11
0.033
1000
1.7
2 E+05 2 E+08 3 E+05 3
Sn-110 4.0
h
2.6 E-10
3.5 E-10
0.064
70
0.1
3 E+04 2 E+07 3 E+04 100 -> In-110S [6] Sn-111 35.3
m
2.2 E-11
2.3 E-11
0.087
400
0.6
4 E+05 2 E+08 4 E+05 10 -> In-111
Protezione dell'equilibrio ecologico 76
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Sn-113 115.1
d
1.9 E-09
7.3 E-10
0.019
4
<0.1
1 E+04 3 E+06 4 E+03 100 -> In-113m
Sn-117m 13.61
d
2.2 E-09
7.1 E-10
0.038
3000
2.4
1 E+04 2 E+06 4 E+03 3
Sn-119m 293.0
d
1.5 E-09
3.4 E-10
0.011
1
<0.1
3 E+04 3 E+06 6 E+03 300
Sn-121 27.06
h
2.8 E-10
2.3 E-10
<0.001
1000
1.1
4 E+04 2 E+07 3 E+04 3
Sn-121m 55
a
3.3 E-09
3.8 E-10
0.004
300
0.3
3 E+04 2 E+06 3 E+03 30 -> Sn-121
Sn-123 129.2
d
5.6 E-09
2.1 E-09
0.001
1000
1.6
5 E+03 9 E+05 1 E+03 3
Sn-123m 40.08
m
4.4 E-11
3.8 E-11
0.024
2000
1.9
3 E+05 1 E+08 2 E+05 3
Sn-125 9.64
d
2.8 E-09
3.1 E-09
0.053
1000
1.5
3 E+03 2 E+06 3 E+03 3 -> Sb-125
Sn-126 1.0
E5
a
1.8 E-08
4.7 E-09
0.017
1000
1.2
2 E+03 3 E+05 5 E+02 3 -> Sb-126 [6]
Sn-127 2.10
h
2.0 E-10
2.0 E-10
0.313
1000
1.6
5 E+04 3 E+07 4 E+04 3 -> Sb-127 [6]
Sn-128 59.1
m
1.5 E-10
1.5 E-10
0.138
1000
1.5
7 E+04 3 E+07 6 E+04 3 -> Sb-128S [6]
Sb-115 31.8
m
2.3 E-11
2.4 E-11
0.151
400
0.6
4 E+05 2 E+08 4 E+05 10
Sb-116 15.8
m
2.3 E-11
2.6 E-11
0.321
500
0.9
4 E+05 2 E+08 4 E+05 10
Sb-116m 60.3
m
8.5 E-11
6.7 E-11
0.487
400
0.9
1 E+05 6 E+07 1 E+05 10
Sb-117 2.80
h
2.7 E-11
1.8 E-11
0.045
400
0.3
6 E+05 2 E+08 3 E+05 10
Sb-118m 5.00
h
2.3 E-10
2.1 E-10
0.411
200
0.3
5 E+04 2 E+07 4 E+04 30
Sb-119 38.1
h
5.9 E-11
8.1 E-11
0.022
3
<0.1
1 E+05 8 E+07 1 E+05 1000
Sb-120-1 [2] 15.89
m
1.2 E-11
1.4 E-11
0.079
500
0.7
7 E+05 4 E+08 7 E+05 10
Sb-120-2 [2]
5.76 d
1.3 E-09
1.2 E-09
0.386
400
0.4
8 E+03 4 E+06 6 E+03 10
Sb-122 2.70
d
1.2 E-09
1.7 E-09
0.068
1000
1.6
6 E+03 4 E+06 7 E+03 3
Sb-124 60.20
d
4.7 E-09
2.5 E-09
0.261
1000
1.5
4 E+03 1 E+06 2 E+03 3
Sb-124m-2 [2] 20.2 m
8.3 E-12
8.0 E-12
<0.001
<1
<0.1
1 E+06 6 E+08 1 E+06 100 -> Sb-124 [6]
Sb-125 2.77
a
3.3 E-09
1.1 E-09
0.076
700
0.7
9 E+03 2 E+06 3 E+03 10 -> Te-125m
Sb-126 12.4
d
3.2 E-09
2.4 E-09
0.434
1000
1.5
4 E+03 2 E+06 3 E+03 3
Sb-126m 19.0
m
3.3 E-11
3.6 E-11
0.239
1000
1.5
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Sb-126 [6]
Sb-127 3.85
d
1.7 E-09
1.7 E-09
0.106
1000
1.6
6 E+03 3 E+06 5 E+03 3 -> Te-127,
Te-127m
Sb-128S [2]
10.4 m
2.6 E-11
3.3 E-11
0.313
1000
1.8
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3
Radioprotezione
77
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Sb-128L [2]
9.01 h
6.7 E-10
7.6 E-10
0.472
1000
1.8
1 E+04 7 E+06 1 E+04 3
Sb-129 4.32
h
3.5 E-10
4.2 E-10
0.212
1000
1.6
2 E+04 1 E+07 2 E+04 3 -> Te-129,
Te-129m
Sb-130 40
m
9.1 E-11
9.1 E-11
0.505
2000
2.1
1 E+05 5 E+07 9 E+04 3
Sb-131 23
m
8.3 E-11
1.0 E-10
0.278
1000
1.7
1 E+05 6 E+07 1 E+05 3 -> Te-131,
Te-131m
Te-116 2.49
h
1.7 E-10
1.7 E-10
0.033
8
0.2
6 E+04 3 E+07 5 E+04 10 -> Sb-116 [6]
Te-119m 16
h
6.3 E-10
8.3 E-10
1 E+04 8 E+06 1 E+04 10
Te-121 17
d
4.4 E-10
4.3 E-10
0.104
20
0.1
2 E+04 1 E+07 2 E+04 100
Te-121m 154
d
3.6 E-09
2.3 E-09
0.043
200
0.4
4 E+03 1 E+06 2 E+03 10 -> Te-121 [6]
Te-123
1 E13 a
5.0 E-09
4.4 E-09
0.017
2
<0.1
2 E+03 1 E+06 2 E+03 300
Te-123m 119.7
d
3.4 E-09
1.4 E-09
0.032
400
0.8
7 E+03 1 E+06 2 E+03 10 -> Te-123
Te-125m 58
d
2.9 E-09
8.7 E-10
0.027
500
1.1
1 E+04 2 E+06 3 E+03 3
Te-127 9.35
h
1.8 E-10
1.7 E-10
0.001
1000
1.4
6 E+04 3 E+07 5 E+04 3
Te-127m 109
d
6.2 E-09
2.3 E-09
0.009
40
0.5
4 E+03 8 E+05 1 E+03 10 -> Te-127
Te-129 69.6
m
5.7 E-11
6.3 E-11
0.012
1000
1.6
2 E+05 9 E+07 1 E+05 3 -> I-129
Te-129m 33.6
d
5.4 E-09
3.0 E-09
0.011
600
1.2
3 E+03 9 E+05 2 E+03 3 -> Te-129
Te-131 25
m
6.1 E-11
8.7 E-11
0.067
2000
2.0
1 E+05 8 E+07 1 E+05 3 -> I-131
Te-131m 30
h
1.6 E-09
1.9 E-09
0.208
2000
1.5
5 E+03 3 E+06 5 E+03 3 -> I-131, Te-131 Te-132 78.2
h
3.0 E-09
3.7 E-09
0.050
700
0.7
3 E+03 2 E+06 3 E+03 10 -> I-132 [6]
Te-133 12.45
m
4.4 E-11
7.2 E-11
0.151
1000
1.7
1 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> I-133
Te-133m 55.4
m
1.9 E-10
2.8 E-10
0.344
1000
1.8
4 E+04 3 E+07 4 E+04 3 -> I-133, Te-133 Te-134 41.8
m
1.1 E-10
1.1 E-10
0.142
2000
1.7
9 E+04 5 E+07 8 E+04 3 -> I-134 [6]
I-120 81.0
m
1.9 E-10
3.4 E-10
1.155
800
1.5
3 E+04 3 E+07 4 E+04 3
I-120m 53
m
1.4 E-10
2.1 E-10
1.108
800
1.7
5 E+04 4 E+07 6 E+04 3
I-121 2.12
h
3.9 E-11
8.2 E-11
0.077
400
0.4
1 E+05 1 E+08 2 E+05 10 -> Te-121
I-123 13.2
h
1.1 E-10
2.1 E-10
0.043
400
0.3
5 E+04 5 E+07 8 E+04 10 -> Te-123
I-124 4.18
d
6.3 E-09
1.3 E-08
0.170
300
0.5
8 E+02 8 E+05 1 E+03 10
Protezione dell'equilibrio ecologico 78
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
I-125 60.14
d
7.3 E-09
1.5 E-08
0.033
4
<0.1
7 E+02 7 E+05 1 E+03 10
I-126 13.02
d
1.4 E-08 2.9 E-08
0.078
700
0.7
3 E+02 4 E+05 6 E+02 3
I-128 24.99
m
2.2 E-11 4.6 E-11
0.016
1000
1.5
2 E+05 2 E+08 4 E+05 3
I-129
1.57 E7 a
5.1 E-08
1.1 E-07
0.016
100
0.3
9 E+01 1 E+05 2 E+02 1 -> Xe-129
I-130 12.36
h
9.6 E-10
2.0 E-09
0.325
1000
1.6
5 E+03 5 E+06 9 E+03 3
I-131 8.04
d
1.1 E-08
2.2 E-08
0.062
1000
1.4
5 E+02 5 E+05 8 E+02 3 -> Xe-131m
I-132 2.30
h
2.0 E-10
2.9 E-10
0.338
1000
1.7
3 E+04 3 E+07 4 E+04 3
I-132m 83.6
m
1.1 E-10
2.2 E-10
0.055
300
1.0
5 E+04 5 E+07 8 E+04 10 -> I-132 [6]
I-133 20.8
h
2.1 E-09
4.3 E-09
0.093
1000
1.6
2 E+03 2 E+06 4 E+03 3 -> Xe-133,
Xe-133m
I-134 52.6
m
7.9 E-11
1.1 E-10
0.385
1000
1.8
9 E+04 6 E+07 1 E+05 3
I-135 6.61
h
4.6 E-10
9.3 E-10
0.223
1000
1.6
1 E+04 1 E+07 2 E+04 3 -> Xe-135,
Xe-135m
Xe-122 / I-122
20.1 h
0.284
800
1.3
7 E+07 7 E+04
Xe-123 2.08
h
0.107
800
0.9
1 E+08 1 E+05
-> I-123
Xe-125 17.0
h
0.060
300
0.2
3 E+08 3 E+05
-> I-125
Xe-127 36.41
d
0.059
400
0.3
3 E+08 3 E+05
Xe-129m 8.0
d
0.030
3000
1.9
4 E+09 4 E+06
Xe-131m 11.9
d
0.012
3000
2.1
9 E+09 9 E+06
Xe-133 5.245
d
0.016
1000
1.0
2 E+09 2 E+06
Xe-133m 2.188
d
0.016
2000
1.7
2 E+09 2 E+06
-> Xe-133
Xe-135 9.09
h
0.040
2000
1.6
3 E+08 3 E+05
-> Cs-135
Xe-135m 15.29
m
0.069
200
0.4
2 E+08 2 E+05
-> Cs-135
Xe-137 3.83
m
1.167
2
1.7
3 E+08 3 E+05
Xe-138 14.17
m
0.166
1000
1.7
6 E+07 6 E+04
-> Cs-138 [6]
Cs-125 45
m
2.3 E-11
3.5 E-11
0.114
500
0.7
3 E+05 2 E+08 4 E+05 10 -> Xe-125
Cs-127 6.25
h
4.0 E-11
2.4 E-11
0.079
100
0.2
4 E+05 1 E+08 2 E+05 30 -> Xe-127
Cs-129 32.06
h
8.1 E-11
6.0 E-11
0.063
30
<0.1
2 E+05 6 E+07 1 E+05 100
Radioprotezione
79
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Cs-130 29.9
m
1.5 E-11
2.8 E-11
0.087
500
0.8
4 E+05 3 E+08 6 E+05 10
Cs-131 9.69
d
4.5 E-11
5.8 E-11
0.016
2
<0.1
2 E+05 1 E+08 2 E+05 1000
Cs-132 6.475
d
3.8 E-10 5.0 E-10
0.119
50
0.1
2 E+04 1 E+07 2 E+04 100
Cs-134 2.062
a
9.6 E-09
1.9 E-08
0.236
1000
1.1
5 E+02 5 E+05 9 E+02 3
Cs-134m 2.90
h
2.6 E-11
2.0 E-11
0.009
1000
1.5
5 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Cs-134 [6]
Cs-135 2.3
E6
a
9.9 E-10
2.0 E-09
0.000
600
0.7
5 E+03 5 E+06 8 E+03 10
Cs-135m 53
m
2.4 E-11
1.9 E-11
0.239
70
0.2
5 E+05 2 E+08 3 E+05 30 -> Cs-135
Cs-136 13.1
d
1.9 E-09
3.0 E-09
0.327
1000
1.5
3 E+03 3 E+06 4 E+03 3
Cs-137/Ba-137m 30.0 a 6.7 E-09
1.3 E-08
0.092
2000
1.5
8 E+02 7 E+05 1 E+03 3
Cs-138 32.2
m
4.6 E-11
9.2 E-11
0.445
1000
1.8
1 E+05 1 E+08 2 E+05 3
Ba-126/Cs-126 96.5
m
1.2 E-10
2.6 E-10
0.805
900
1.6
4 E+04 4 E+07 7 E+04 3
Ba-128/Cs-128 2.43
d
1.3 E-09
2.7 E-09
0.209
700
1.2
4 E+03 4 E+06 6 E+03 3
Ba-131 11.8
d
3.5 E-10
4.5 E-10
0.087
300
0.4
2 E+04 1 E+07 2 E+04 10 -> Cs-131
Ba-131m 14.6
m
6.4 E-12
4.9 E-12
0.019
50
0.4
2 E+06 8 E+08 1 E+06 10 -> Ba-131
Ba-133 10.74
a
1.8 E-09
1.0 E-09
0.085
70
0.1
1 E+04 3 E+06 5 E+03 30
Ba-133m 38.9
h
2.8 E-10
5.5 E-10
0.019
2000
1.5
2 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> Ba-133
Ba-135m 28.7
h
2.3 E-10
4.5 E-10
0.018
2000
1.5
2 E+04 2 E+07 4 E+04 3
Ba-139 82.7
m
5.5 E-11
1.2 E-10
0.012
1000
1.7
8 E+04 9 E+07 2 E+05 3
Ba-140 12.74
d
1.6 E-09
2.5 E-09
0.031
1000
1.5
4 E+03 3 E+06 5 E+03 3 -> La-140 [6]
Ba-141 18.27
m
3.5 E-11
7.0 E-11
0.152
1000
1.9
1 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> La-141
Ba-142 10.6
m
2.7 E-11
3.5 E-11
0.160
1000
1.7
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> La-142 [6]
La-131 59
m
3.6 E-11
3.5 E-11
0.116
400
0.6
3 E+05 1 E+08 2 E+05 10 -> Ba-131
La-132 4.8
h
2.8 E-10
3.9 E-10
0.379
400
0.8
3 E+04 2 E+07 3 E+04 10
La-135 19.5
h
2.5 E-11
3.0 E-11
0.017
2
<0.1
3 E+05 2 E+08 3 E+05 1000
La-137 6
E4
a
1.0 E-08
8.1 E-11
0.014
2
<0.1
1 E+05 5 E+05 8 E+02 1000
La-138 1.35E11
a
1.8 E-07
1.1 E-09
0.185
400
0.4
9 E+03 3 E+04 5 E+01 10
La-140 40.272
h
1.5 E-09
2.0 E-09
0.332
1000
1.8
5 E+03 3 E+06 6 E+03 3
La-141 3.93
h
2.2 E-10
3.6 E-10
0.016
1000
1.6
3 E+04 2 E+07 4 E+04 3 -> Ce-141
Protezione dell'equilibrio ecologico 80
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
La-142 92.5
m
1.5 E-10
1.8 E-10
0.490
1000
1.8
6 E+04 3 E+07 6 E+04 3
La-143 14.23
m
3.3 E-11
5.6 E-11
0.219
1000
1.6
2 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Ce-143
Ce-134/La -134 72.0 h 1.6 E-09
2.5 E-09
0.149
600
1.0
4 E+03 3 E+06 5 E+03 10
Ce-135 17.6
h
7.6 E-10
7.9 E-10
0.271
2000
1.8
1 E+04 7 E+06 1 E+04 3 -> La-135
Ce-137 9.0
h
1.9 E-11
2.5 E-11
0.016
10
<0.1
4 E+05 3 E+08 4 E+05 1000 -> La-137
Ce-137m 34.4
h
5.9 E-10
5.4 E-10
0.016
2000
1.6
2 E+04 8 E+06 1 E+04 3 -> Ce-137, La-137 Ce-139 137.66
d
1.4 E-09
2.6 E-10
0.036
500
0.5
4 E+04 4 E+06 6 E+03 10
Ce-141 32.501
d
3.1 E-09
7.1 E-10
0.014
2000
1.6
1 E+04 2 E+06 3 E+03 3
Ce-143 33.0
h
1.0 E-09
1.1 E-09
0.053
1000
1.6
9 E+03 5 E+06 8 E+03 3 -> Pr-143
Ce-144/Pr-144m 284.3 d 2.9 E-08
5.2 E-09
0.005
800
0.9
2 E+03 2 E+05 3 E+02 10 -> Pr-144
Pr-136 13.1
m
2.5 E-11
3.3 E-11
0.375
600
1.1
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3
Pr-137 76.6
m
3.5 E-11
4.0 E-11
0.083
300
0.5
3 E+05 1 E+08 2 E+05 10 -> Ce-137
Pr-138m 2.1
h
1.3 E-10
1.3 E-10
0.379
600
0.8
8 E+04 4 E+07 6 E+04 10
Pr-139 4.51
h
3.0 E-11
3.1 E-11
0.028
100
0.1
3 E+05 2 E+08 3 E+05 30 -> Ce-139
Pr-142 19.13
h
7.4 E-10
1.3 E-09
0.011
1000
1.6
8 E+03 7 E+06 1 E+04 3
Pr-142m 14.6
m
9.4 E-12
1.7 E-11
<0.001
<1
<0.1
6 E+05 5 E+08 9 E+05 10 -> Pr-142
Pr-143 13.56
d
2.2 E-09
1.2 E-09
0.000
1000
1.5
8 E+03 2 E+06 4 E+03 3
Pr-144 17.28
m
3.0 E-11
5.0 E-11
0.099
1000
1.6
2 E+05 2 E+08 3 E+05 3
Pr-145 5.98
h
2.6 E-10
3.9 E-10
0.002
1000
1.6
3 E+04 2 E+07 3 E+04 3
Pr-147 13.6
m
3.0 E-11
3.3 E-11
0.144
1000
1.8
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Nd-147
Nd-136 50.65
m
8.9 E-11
9.9 E-11
0.061
200
0.3
1 E+05 6 E+07 9 E+04 30 -> Pr-136 [6]
Nd-138/Pr-138 5.04
h
3.8 E-10
6.4 E-10
0.398
700
1.3
2 E+04
1 E+07 2 E+04
3
Nd-139 29.7
m
1.7 E-11
2.0 E-11
0.070
300
0.4
5 E+05 3 E+08 5 E+05 10 -> Pr-139
Nd-139m 5.5
h
2.5 E-10
2.5 E-10
0.246
500
0.6
4 E+04 2 E+07 3 E+04 10 -> Pr-139, Nd-139 Nd-140 3.37
d
2.0 E-09
2.8 E-09
4 E+03 3 E+06 4 E+03 3
Nd-141 2.49
h
8.8 E-12
8.3 E-12
0.021
50
0.1
1 E+06 6 E+08 9 E+05 100
Nd-147 10.98
d
2.1 E-09
1.1 E-09
0.027
1000
1.5
9 E+03 2 E+06 4 E+03 3 -> Pm-147
Nd-149 1.73
h
1.3 E-10
1.2 E-10
0.063
2000
1.8
8 E+04 4 E+07 6 E+04 3 -> Pm-149
Radioprotezione
81
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Nd-151 12.44
m
2.9 E-11
3.0 E-11
0.137
1000
1.7
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Pm-151
Pm-141 20.90
m
2.5 E-11
3.6 E-11
0.137
500
0.9
3 E+05 2 E+08 3 E+05 10 -> Nd-141,
Nd-141m
Pm-143 265
d
9.6 E-10
2.3 E-10
0.057
7
<0.1
4 E+04 5 E+06 9 E+03 300
Pm-144 363
d
5.4 E-09
9.7 E-10
0.248
40
0.1
1 E+04 9 E+05 2 E+03 100
Pm-145 17.7
a
2.4 E-09
1.1 E-10
0.013
10
<0.1
9 E+04 2 E+06 3 E+03 1000
Pm-146 2020
d
1.3 E-08
9.0 E-10
0.122
500
0.6
1 E+04 4 E+05 6 E+02 10 -> Sm-146
Pm-147 2.6234
a
3.5 E-09
2.6 E-10
<0.001
500
0.6
4 E+04 1 E+06 2 E+03 10 -> Sm-147
Pm-148 5.37
d
2.2 E-09
2.7 E-09
0.091
1000
1.6
4 E+03 2 E+06 4 E+03 3
Pm-148m 41.3
d
4.3 E-09
1.8 E-09
0.306
1000
1.4
6 E+03 1 E+06 2 E+03 3 -> Sm-148
Pm-149 53.08
h
8.2 E-10
9.9 E-10
0.002
1000
1.6
1 E+04 6 E+06 1 E+04 3
Pm-150 2.68
h
2.1 E-10
2.6 E-10
0.226
1000
1.8
4 E+04 2 E+07 4 E+04 3
Pm-151 28.4
h
6.4 E-10
7.3 E-10
0.052
1000
1.5
1 E+04 8 E+06 1 E+04 3 -> Sm-151
Sm-141 10.2
m
2.7 E-11
3.9 E-11
0.287
500
1.0
3 E+05 2 E+08 3 E+05 10 -> Pm-141 [6]
Sm-141m 22.6
m
5.6 E-11
6.5 E-11
0.338
900
1.1
2 E+05 9 E+07 1 E+05 3 -> Pm-141, Sm-141 Sm-142/Pm-142 72.49
m
1.1 E-10
1.9 E-10
0.752
800
1.5
5 E+04 5 E+07 8 E+04 3
Sm-145 340
d
1.1 E-09
2.1 E-10
0.026
20
<0.1
5 E+04 5 E+06 8 E+03 100 -> Pm-145
Sm-146
1.03 E8 a
6.7 E-06
5.4 E-08
<0.001
<1
<0.1
2 E+02 7 E+02 1 E+00 1
Sm-147 1.06E11
a
6.1 E-06
4.9 E-08
<0.001
<1
<0.1
2 E+02 8 E+02 1 E+00 1
Sm-151 90
a
2.6 E-09
9.8 E-11
<0.001
<1
<0.1
1 E+05 2 E+06 3 E+03 100
Sm-153 46.7
h
6.8 E-10
7.4 E-10
0.016
1000
1.6
1 E+04 7 E+06 1 E+04 3
Sm-155 22.1
m
2.8 E-11
2.9 E-11
0.019
1000
1.6
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Eu-155
Sm-156 9.4
h
2.8 E-10
2.5 E-10
0.022
1000
1.4
4 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> Eu-156 [6]
Eu-145 5.94
d
7.3 E-10
7.5 E-10
0.217
60
0.2
1 E+04 7 E+06 1 E+04 30 -> Sm-145
Eu-146 4.61
d
1.2 E-09
1.3 E-09
0.375
100
0.3
8 E+03 4 E+06 7 E+03 30 -> Sm-146
Eu-147 24
d
1.0 E-09 4.4 E-10
0.085
300
0.3
2 E+04 5 E+06 8 E+03 30 -> Sm-147, Pm-143 Eu-148 54.5
d
2.3 E-09 1.3 E-09
0.327
70
0.2
8 E+03 2 E+06 4 E+03 30 -> Pm-144
Eu-149 93.1
d
2.3 E-10
1.0 E-10
0.018
20
<0.1
1 E+05 2 E+07 4 E+04 300
Protezione dell'equilibrio ecologico 82
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Eu-150-1 12.62
h
2.8 E-10 3.8 E-10
0.008
1000
1.4
3 E+04 2 E+07 3 E+04 3
Eu-150-2 34.2
a
3.4 E-08
1.3 E-09
0.238
100
0.2
8 E+03 1 E+05 2 E+02 30
Eu-152 13.33
a
2.7 E-08 1.4 E-09
0.179
700
0.8
7 E+03 2 E+05 3 E+02 10 -> Gd-152
Eu-152m 9.32
h
3.2 E-10 5.0 E-10
0.047
900
1.3
2 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> Gd-152
Eu-154 8.80
a
3.5 E-08
2.0 E-09
0.185
2000
1.8
5 E+03 1 E+05 2 E+02 3
Eu-155 4.96
a
4.7 E-09
3.2 E-10
0.012
200
0.3
3 E+04 1 E+06 2 E+03 30
Eu-156 15.19
d
3.0 E-09
2.2 E-09
0.188
1000
1.5
5 E+03 2 E+06 3 E+03 3
Eu-157 15.15
h
4.4 E-10
6.0 E-10
0.049
1000
1.6
2 E+04 1 E+07 2 E+04 3
Eu-158 45.9
m
7.5 E-11
9.4 E-11
0.220
1000
1.8
1 E+05 7 E+07 1 E+05 3
Gd-145 22.9
m
3.5 E-11
4.4 E-11
0.360
500
0.9
2 E+05 1 E+08 2 E+05 10 -> Eu-145 [6]
Gd-146 48.3
d
5.2 E-09
9.6 E-10
0.057
600
0.9
1 E+04 1 E+06 2 E+03 10 -> Eu-146 [6]
Gd-147 38.1
h
5.9 E-10
6.1 E-10
0.206
400
0.4
2 E+04 8 E+06 1 E+04 10 -> Eu-147
Gd-148 93
a
3.0 E-05
5.5 E-08
<0.001
<1
<0.1
2 E+02 2 E+02
3 E-01
1
Gd-149 9.4
d
7.9 E-10
4.5 E-10
0.076
400
0.6
2 E+04 6 E+06 1 E+04 10 -> Eu-149
Gd-151 120
d
9.3 E-10
2.0 E-10
0.018
200
0.2
5 E+04 5 E+06 9 E+03 30 -> Sm-147
Gd-152 1.08E14
a
2.2 E-05
4.1 E-08
<0.001
<1
<0.1
2 E+02 2 E+02
4 E-01
1
Gd-153 242
d
2.5 E-09
2.7 E-10
0.029
30
0.1
4 E+04 2 E+06 3 E+03 30
Gd-159 18.56
h
3.9 E-10
4.9 E-10
0.010
1000
1.5
2 E+04 1 E+07 2 E+04 3
Tb-147 1.65
h
1.2 E-10
1.6 E-10
0.356
400
0.8
6 E+04 4 E+07 7 E+04 10 -> Gd-147 [6]
Tb-149 4.15
h
3.1 E-09 2.5 E-10
0.241
400
0.6
4 E+04 2 E+06 3 E+03 10 -> Gd-149, Eu-145 Tb-150 3.27
h
1.8 E-10
2.5 E-10
0.346
400
0.8
4 E+04 3 E+07 5 E+04 10
Tb-151 17.6
h
3.3 E-10 3.4 E-10
0.147
400
0.6
3 E+04 2 E+07 3 E+04 10 -> Gd-151, Eu-147 Tb-153 2.34
d
2.4 E-10
2.5 E-10
0.045
100
0.1
4 E+04 2 E+07 3 E+04 30 -> Gd-153
Tb-154 21.4
h
6.0 E-10
6.5 E-10
0.313
400
0.6
2 E+04 8 E+06 1 E+04 10
Tb-155 5.32
d
2.5 E-10
2.1 E-10
0.031
200
0.2
5 E+04 2 E+07 3 E+04 30
Tb-156 5.34
d
1.4 E-09
1.2 E-09
0.277
500
0.8
8 E+03 4 E+06 6 E+03 10
Tb-156m-1 [2] 5.0
h
1.3 E-10
8.1 E-11
0.001
8
0.6
1 E+05 4 E+07 6 E+04 10 -> Tb-156 [6]
Tb-156m-2 [2] 24.4 h
2.3 E-10
1.7 E-10
0.007
4
<0.1
6 E+04 2 E+07 4 E+04 1000
Radioprotezione
83
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Tb-157 150
a
7.9 E-10
3.4 E-11
0.001
6
<0.1
3 E+05 6 E+06 1 E+04 1000
Tb-158 150
a
3.0 E-08
1.1 E-09
0.127
400
0.6
9 E+03 2 E+05 3 E+02 10
Tb-160 72.3
d
5.4 E-09
1.6 E-09
0.169
1000
1.7
6 E+03 9 E+05 2 E+03 3
Tb-161 6.91
d
1.2 E-09
7.2 E-10
0.013
1000
1.3
1 E+04 4 E+06 7 E+03 3
Dy-155 10.0
h
1.2 E-10
1.3 E-10
0.094
100
0.1
8 E+04 4 E+07 7 E+04 30 -> Tb-155
Dy-157 8.1
h
5.5 E-11
6.1 E-11
0.065
40
0.1
2 E+05 9 E+07 2 E+05 100 -> Tb-157
Dy-159 144.4
d
2.5 E-10
1.0 E-10
0.015
10
<0.1
1 E+05 2 E+07 3 E+04 1000
Dy-165 2.334
h
8.7 E-11
1.1 E-10
0.005
1000
1.6
9 E+04 6 E+07 1 E+05 3
Dy-166 81.6
h
1.8 E-09
1.6 E-09
0.010
1000
1.1
6 E+03 3 E+06 5 E+03 3 -> Ho-166
Ho-155 48
m
3.2 E-11
3.7 E-11
0.066
300
0.5
3 E+05 2 E+08 3 E+05 10 -> Dy-155
Ho-157 12.6
m
7.6 E-12
6.5 E-12
0.088
300
0.3
2 E+06 7 E+08 1 E+06 30 -> Dy-157
Ho-159 33
m
1.0 E-11
7.9 E-12
0.069
200
0.2
1 E+06 5 E+08 8 E+05 30 -> Dy-159
Ho-161 2.5
h
1.0 E-11
1.3 E-11
0.022
20
<0.1
8 E+05 5 E+08 8 E+05 300
Ho-162 15
m
4.5 E-12
3.3 E-12
0.032
70
0.2
3 E+06 1 E+09 2 E+06 30
Ho-162m 68
m
3.3 E-11
2.6 E-11
0.094
300
0.3
4 E+05 2 E+08 3 E+05 30 -> Ho-162
Ho-164 29
m
1.3 E-11
9.5 E-12
0.009
600
0.7
1 E+06 4 E+08 6 E+05 10
Ho-164m 37.5
m
1.6 E-11
1.6 E-11
0.014
20
<0.1
6 E+05 3 E+08 5 E+05 300 -> Ho-164
Ho-166 26.80
h
8.3 E-10
1.4 E-09
0.005
1000
1.7
7 E+03 6 E+06 1 E+04 3
Ho-166m
1.20 E3 a
7.8 E-08
2.0 E-09
0.268
800
0.9
5 E+03 6 E+04 1 E+02 10
Ho-167 3.1
h
1.0 E-10
8.3 E-11
0.061
1000
1.4
1 E+05 5 E+07 8 E+04 3
Er-161 3.24
h
8.5 E-11
8.0 E-11
0.139
400
0.4
1 E+05 6 E+07 1 E+05 10 -> Ho-161
Er-165 10.36
h
1.4 E-11
1.9 E-11
0.011
7
<0.1
5 E+05 4 E+08 6 E+05 1000
Er-169 9.3
d
9.2 E-10
3.7 E-10
<0.001
1000
1.0
3 E+04 5 E+06 9 E+03 10
Er-171 7.52
h
3.0 E-10
3.6 E-10
0.064
2000
1.9
3 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> Tm-171
Er-172 49.3
h
1.2 E-09
1.0 E-09
0.084
1000
1.0
1 E+04 4 E+06 7 E+03 10 -> Tm-172
Tm-162 21.7
m
2.7 E-11
2.9 E-11
0.261
300
0.9
3 E+05 2 E+08 3 E+05 10
Tm-166 7.70
h
2.8 E-10
2.8 E-10
0.270
200
0.4
4 E+04 2 E+07 3 E+04 10
Tm-167 9.24
d
1.0 E-09
5.6 E-10
0.029
2000
1.1
2 E+04 5 E+06 8 E+03 3
Protezione dell'equilibrio ecologico 84
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Tm-170 128.6
d
5.2 E-09
1.3 E-09
0.001
1000
1.6
8 E+03 1 E+06 2 E+03 3
Tm-171 1.92
a
9.1 E-10
1.1 E-10
<0.001
<1
<0.1
9 E+04 5 E+06 9 E+03 1000
Tm-172 63.6
h
1.4 E-09
1.7 E-09
0.069
1000
1.5
6 E+03 4 E+06 6 E+03 3
Tm-173 8.24
h
2.6 E-10
3.1 E-10
0.063
1000
1.6
3 E+04 2 E+07 3 E+04 3
Tm-175 15.2
m
3.1 E-11
2.7 E-11
0.160
2000
2.0
4 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Yb-175
Yb-162 18.9
m
2.3 E-11
2.3 E-11
0.027
60
0.1
4 E+05 2 E+08 4 E+05 100 -> Tm-162 [6]
Yb-166 56.7
h
9.5 E-10
9.5 E-10
0.022
10
0.1
1 E+04 5 E+06 9 E+03 100 -> Tm-166 [6]
Yb-167 17.5
m
9.5 E-12
6.7 E-12
0.053
200
0.4
1 E+06 5 E+08 9 E+05 10 -> Tm-167
Yb-169 32.01
d
2.4 E-09
7.1 E-10
0.061
1000
1.0
1 E+04 2 E+06 3 E+03 10
Yb-175 4.19
d
7.0 E-10
4.4 E-10
0.007
1000
1.1
2 E+04 7 E+06 1 E+04 3
Yb-177 1.9
h
9.4 E-11
9.7 E-11
0.028
1000
1.5
1 E+05 5 E+07 9 E+04 3 -> Lu-177
Yb-178 74
m
1.1 E-10
1.2 E-10
0.006
1000
1.3
8 E+04 5 E+07 8 E+04 3 -> Lu-178
Lu-169 34.06
h
4.9 E-10
4.6 E-10
0.154
100
0.2
2 E+04 1 E+07 2 E+04 30 -> Yb-169
Lu-170 2.00
d
9.5 E-10
9.9 E-10
0.281
60
0.3
1 E+04 5 E+06 9 E+03 10
Lu-171 8.22
d
9.3 E-10
6.7 E-10
0.115
30
0.1
1 E+04 5 E+06 9 E+03 100
Lu-172 6.70
d
1.8 E-09
1.3 E-09
0.283
300
0.5
8 E+03 3 E+06 5 E+03 10
Lu-173 1.37
a
1.5 E-09
2.6 E-10
0.028
30
0.1
4 E+04 3 E+06 6 E+03 100
Lu-174 3.31
a
2.9 E-09
2.7 E-10
0.024
10
<0.1
4 E+04 2 E+06 3 E+03 100
Lu-174m 142
d
2.6 E-09
5.3 E-10
0.015
30
<0.1
2 E+04 2 E+06 3 E+03 300 -> Lu-174
Lu-176 3.60E10
a
4.6 E-08
1.8 E-09
0.081
2000
2.3
6 E+03 1 E+05 2 E+02 3
Lu-176m 3.68
h
1.6 E-10
1.7 E-10
0.003
1000
1.8
6 E+04 3 E+07 5 E+04 3
Lu-177 6.71
d
1.1 E-09
5.3 E-10
0.006
1000
1.3
2 E+04 5 E+06 8 E+03 3
Lu-177m 160.9
d
1.2 E-08
1.7 E-09
0.166
2000
2.6
6 E+03 4 E+05 7 E+02 3 -> Lu-177
Lu-178 28.4
m
4.1 E-11
4.7 E-11
0.022
1000
1.8
2 E+05 1 E+08 2 E+05 3
Lu-178m 22.7
m
5.6 E-11
3.8 E-11
0.182
2000
2.8
3 E+05 9 E+07 1 E+05 3
Lu-179 4.59
h
1.6 E-10
2.1 E-10
0.005
1000
1.6
5 E+04 3 E+07 5 E+04 3
Hf-170 16.01
h
4.3 E-10
4.8 E-10
0.091
200
0.3
2 E+04 1 E+07 2 E+04 30 -> Lu-170 [6]
Hf-172 1.87
a
3.7 E-08
1.0 E-09
0.030
100
0.1
1 E+04 1 E+05 2 E+02 100 -> Lu-172 [6]
Radioprotezione
85
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Hf-173 24.0
h
2.2 E-10
2.3 E-10
0.071
300
0.3
4 E+04 2 E+07 4 E+04 30 -> Lu-173
Hf-175 70
d
8.8 E-10
4.1 E-10
0.065
200
0.2
2 E+04 6 E+06 9 E+03 30
Hf-177m 51.4
m
1.5 E-10
8.1 E-11
0.370
4000
4.5
1 E+05 3 E+07 6 E+04 1
Hf-178m 31
a
3.1 E-07
4.7 E-09
0.378
2000
2.1
2 E+03 2 E+04 3 E+01 3
Hf-179m 25.1
d
3.2 E-09
1.2 E-09
0.149
1000
1.6
8 E+03 2 E+06 3 E+03 3
Hf-180m 5.5
h
2.0 E-10
1.7 E-10
0.166
700
1.1
6 E+04 3 E+07 4 E+04 3
Hf-181 42.4
d
4.1 E-09
1.1 E-09
0.089
2000
1.9
9 E+03 1 E+06 2 E+03 3
Hf-182 9
E6
a
3.6 E-07
3.0 E-09
0.039
500
0.6
3 E+03 1 E+04 2 E+01 10 -> Ta-182 [6]
Hf-182m 61.5
m
7.1 E-11
4.2 E-11
0.150
1000
1.8
2 E+05 7 E+07 1 E+05 3 -> Ta-182 [6], Hf-182 Hf-183 64
m
8.3 E-11
7.3 E-11
0.116
1000
1.6
1 E+05 6 E+07 1 E+05 3 -> Ta-183
Hf-184 4.12
h
4.5 E-10
5.2 E-10
0.043
2000
2.2
2 E+04 1 E+07 2 E+04 3 -> Ta-184
Ta-172 36.8
m
5.7 E-11
5.3 E-11
0.244
700
1.5
2 E+05 9 E+07 1 E+05 3 -> Hf-172 [6]
Ta-173 3.65
h
1.6 E-10
1.9 E-10
0.098
500
0.7
5 E+04 3 E+07 5 E+04 10 -> Hf-173
Ta-174 1.2
h
6.6 E-11
5.7 E-11
0.106
700
1.2
2 E+05 8 E+07 1 E+05 3 -> Hf-174
Ta-175 10.5
h
2.0 E-10
2.1 E-10
0.137
200
0.3
5 E+04 3 E+07 4 E+04 30 -> Hf-175
Ta-176 8.08
h
3.3 E-10
3.1 E-10
0.280
100
0.5
3 E+04 2 E+07 3 E+04 10
Ta-177 56.6
h
1.3 E-10
1.1 E-10
0.015
100
0.2
9 E+04 4 E+07 6 E+04 30
Ta-178-1 [2]
9.31 m
0.021
10
0.2
30
Ta-178-2 [2]
2.2 h
1.1 E-10
7.8 E-11
0.172
700
1.2
1 E+05 5 E+07 8 E+04 3
Ta-179 664.9
d
2.9 E-10
6.5 E-11
0.008
6
<0.1
2 E+05 2 E+07 3 E+04 1000
Ta-180
1.0 E13 a
1.4 E-08
8.4 E-10
0.094
600
1.0
1 E+04 4 E+05 6 E+02 10
Ta-180m 8.1
h
6.2 E-11
5.4 E-11
0.011
200
0.4
2 E+05 8 E+07 1 E+05 10
Ta-182 115.0
d
7.4 E-09
1.5 E-09
0.194
1000
1.8
7 E+03 7 E+05 1 E+03 3
Ta-182m 15.84
m
3.6 E-11
1.2 E-11
0.044
3000
2.7
8 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Ta-182 [6]
Ta-183 5.1
d
2.0 E-09
1.3 E-09
0.051
2000
2.3
8 E+03 3 E+06 4 E+03 3
Ta-184 8.7
h
6.3 E-10
6.8 E-10
0.247
2000
2.8
1 E+04 8 E+06 1 E+04 3
Ta-185 49
m
7.2 E-11
6.8 E-11
0.033
2000
2.3
1 E+05 7 E+07 1 E+05 3 -> W-185
Ta-186 10.5
m
3.1 E-11
3.3 E-11
0.252
2000
2.5
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3
Protezione dell'equilibrio ecologico 86
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
W-176 2.3
h
7.6 E-11
1.1 E-10
0.036
20
0.1
9 E+04 7 E+07 1 E+05 30 -> Ta-176 [6]
W-177 135
m
4.6 E-11
6.1 E-11
0.140
300
0.4
2 E+05 1 E+08 2 E+05 10 -> Ta-177
W-178/Ta-178-1 21.7 d 1.2 E-10
2.5 E-10
0.024
20
0.2
4 E+04 4 E+07 7 E+04 30
W-179 37.5
m
1.8 E-12
3.3 E-12
0.019
10
<0.1
3 E+06 3 E+09 5 E+06 300 -> Ta-179
W-181 121.2
d
4.3 E-11
8.2 E-11
0.009
7
<0.1
1 E+05 1 E+08 2 E+05 1000
W-185 75.1
d
2.2 E-10
5.0 E-10
<0.001
1000
1.1
2 E+04 2 E+07 4 E+04 3
W-187 23.9
h
3.3 E-10
7.1 E-10
0.075
2000
1.6
1 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> Re-187
W-188 69.4
d
8.4 E-10
2.3 E-09
<0.001
1000
1.0
4 E+03 6 E+06 1 E+04 10 -> Re-188
Re-177 14.0
m
2.2 E-11
2.2 E-11
0.100
300
0.8
5 E+05 2 E+08 4 E+05 10 -> W-177 [6]
Re-178 13.2
m
2.4 E-11
2.5 E-11
0.256
700
1.6
4 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> W-178
Re-181 20
h
3.7 E-10
4.2 E-10
0.124
500
0.6
2 E+04 1 E+07 2 E+04 10 -> W-181
Re-182-1 [2] 12.7
h
3.0 E-10
2.7 E-10
0.282
900
1.7
4 E+04 2 E+07 3 E+04 3
Re-182-2 [2]
64.0 h
1.7 E-09
1.4 E-09
0.177
80
0.6
7 E+03 3 E+06 5 E+03 10
Re-183 71
d
1.8 E-09
7.6 E-10
1 E+04 3 E+06 5 E+03 10
Re-184 38.0
d
1.8 E-09
1.0 E-09
0.138
300
0.6
1 E+04 3 E+06 5 E+03 10
Re-184m 165
d
4.8 E-09
1.5 E-09
0.063
300
0.8
7 E+03 1 E+06 2 E+03 10 -> Re-184 [6]
Re-186 90.64
h
1.2 E-09
1.5 E-09
0.004
2000
1.6
7 E+03 4 E+06 7 E+03 3
Re-186m 2.0
E5
a
7.9 E-09
2.2 E-09
0.004
10
0.1
5 E+03 6 E+05 1 E+03 100 -> Re-186
Re-187
5 E10 a
4.6 E-12
5.1 E-12
<0.001
<1
<0.1
2 E+06 1 E+09 2 E+06 100
Re-188 16.98
h
7.4 E-10
1.4 E-09
0.010
1000
1.8
7 E+03 7 E+06 1 E+04 3
Re-188m 18.6
m
2.0 E-11
3.0 E-11
0.016
40
0.2
3 E+05 3 E+08 4 E+05 30 -> Re-188
Re-189 24.3
h
6.0 E-10
7.8 E-10
0.011
2000
1.6
1 E+04 8 E+06 1 E+04 3 -> Os-189m
Os-180/Re-180 22
m
2.5 E-11
1.7 E-11
0.199
300
1.0
6 E+05 2 E+08 3 E+05 10
Os-181 105
m
1.0 E-10
8.9 E-11
0.186
400
0.6
1 E+05 5 E+07 8 E+04 10 -> Re-181 [6]
Os-182 22
h
5.2 E-10
5.6 E-10
0.071
100
0.2
2 E+04 1 E+07 2 E+04 30 -> Re-182-1 [6] Os-185 94
d
1.4 E-09
5.1 E-10
0.112
40
0.1
2 E+04 4 E+06 6 E+03 100
Os-189m 6.0
h
7.9 E-12
1.8 E-11
<0.001
5
<0.1
6 E+05 6 E+08 1 E+06 1000
Os-191 15.4
d
1.5 E-09
5.7 E-10
0.015
400
0.4
2 E+04 3 E+06 6 E+03 10
Radioprotezione
87
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Os-191m 13.03
h
1.4 E-10
9.6 E-11
0.002
5
0.1
1 E+05 4 E+07 6 E+04 100 -> Os-191
Os-193 30.0
h
6.8 E-10
8.1 E-10
0.012
1000
1.6
1 E+04 7 E+06 1 E+04 3
Os-194 6.0
a
4.2 E-08
2.4 E-09
0.001
2
<0.1
4 E+03 1 E+05 2 E+02 30 -> Ir-194
Ir-182 15
m
4.0 E-11
4.8 E-11
0.584
1000
1.9
2 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Os-182
Ir-184 3.02
h
1.9 E-10
1.7 E-10
0.296
1000
1.5
6 E+04 3 E+07 4 E+04 3
Ir-185 14.0
h
2.6 E-10
2.6 E-10
0.091
300
0.5
4 E+04 2 E+07 3 E+04 10 -> Os-185 [6]
Ir-186-1 [2]
1.75 h
7.1 E-11
6.1 E-11
0.152
900
0.9
2 E+05 7 E+07 1 E+05 10
Ir-186-2 [2] 15.8
h
5.0 E-10
4.9 E-10
0.243
1000
1.0
2 E+04 1 E+07 2 E+04 10
Ir-187 10.5
h
1.2 E-10
1.2 E-10
0.059
100
0.1
8 E+04 4 E+07 7 E+04 30
Ir-188 41.5
h
6.2 E-10
6.3 E-10
0.223
500
0.5
2 E+04 8 E+06 1 E+04 10
Ir-189 13.3
d
4.6 E-10
2.4 E-10
0.016
50
0.1
4 E+04 1 E+07 2 E+04 100
Ir-190 12.1
d
2.5 E-09
1.2 E-09
0.228
800
1.3
8 E+03 2 E+06 3 E+03 3
Ir-190m-1 [2]
3.1 h
1.4 E-10
1.2 E-10
0.247
900
0.9
8 E+04 4 E+07 6 E+04 10 -> Ir-190
Ir-190m-2 [2] 1.2
h
1.1 E-11
8.0 E-12
<0.001
5
<0.1
1 E+06 5 E+08 8 E+05 100 -> Ir-190 [6]
Ir-192 74.02
d
4.9 E-09
1.4 E-09
0.131
2000
1.6
7 E+03 1 E+06 2 E+03 3
Ir-192m 241
a
1.9 E-08
3.1 E-10
0.025
2
<0.1
3 E+04 3 E+05 4 E+02 300 -> Ir-192 [6]
Ir-193m 10.6
d
1.0 E-09
2.7 E-10
4 E+04 5 E+06 8 E+03 100
Ir-194 19.15
h
7.5 E-10
1.3 E-09
0.017
1000
1.6
8 E+03 7 E+06 1 E+04 3
Ir-194m 171
d
8.2 E-09
2.1 E-09
0.367
1000
1.5
5 E+03 6 E+05 1 E+03 3
Ir-195 2.5
h
1.0 E-10
1.0 E-10
0.012
1000
1.7
1 E+05 5 E+07 8 E+04 3
Ir-195m 3.8
h
2.4 E-10
2.1 E-10
0.073
2000
2.6
5 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> Ir-195
Pt-186 2.0
h
6.6 E-11
9.3 E-11
0.115
20
0.1
1 E+05 8 E+07 1 E+05 100 -> Ir-186-1 [6], Os-182
Pt-188 10.2
d
6.3 E-10
7.6 E-10
0.035
800
0.8
1 E+04 8 E+06 1 E+04 10 -> Ir-188 [6]
Pt-189 10.87
h
7.3 E-11
1.2 E-10
0.054
200
0.2
8 E+04 7 E+07 1 E+05 30 -> Ir-189
Pt-190
6.1 E11 a
2.3 E-07
8.2 E-09
1 E+03 2 E+04 4 E+01 3
Pt-191 2.8
d
1.9 E-10
3.4 E-10
0.053
200
0.3
3 E+04 3 E+07 4 E+04 30
Pt-193 50
a
2.7 E-11
3.1 E-11
0.001
4
<0.1
3 E+05 2 E+08 3 E+05 1000
Protezione dell'equilibrio ecologico 88
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Pt-193m 4.33
d
2.1 E-10
4.5 E-10
0.003
2000
1.8
2 E+04 2 E+07 4 E+04 3 -> Pt-193
Pt-195m 4.02
d
3.1 E-10
6.3 E-10
0.016
2000
2.1
2 E+04 2 E+07 3 E+04 3
Pt-197 18.3
h
1.6 E-10
4.0 E-10
0.005
1000
1.5
3 E+04 3 E+07
5 E+04
3
Pt-197m 94.4
m
4.3 E-11
8.4 E-11
0.015
2000
1.6
1 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Pt-197
Pt-199 30.8
m
2.2 E-11
3.9 E-11
0.031
1000
1.7
3 E+05 2 E+08 4 E+05 3 -> Au-199
Pt-200 12.5
h
4.0 E-10
1.2 E-09
0.011
1000
1.5
8 E+03 1 E+07 2 E+04 3 -> Au-200
Au-193 17.65
h
1.6 E-10
1.3 E-10
0.029
400
0.5
8 E+04 3 E+07 5 E+04 10 -> Pt-193
Au-194 39.5
h
3.8 E-10
4.2 E-10
0.157
200
0.2
2 E+04 1 E+07 2 E+04 30
Au-195 183
d
1.2 E-09
2.5 E-10
0.017
40
0.2
4 E+04 4 E+06 7 E+03 30
Au-196 6.2
d
3.7 E-10
4.4 E-10
2 E+04 1 E+07 2 E+04 10
Au-198 2.696
d
1.1 E-09
1.0 E-09
0.065
1000
1.6
1 E+04 5 E+06 8 E+03 3
Au-198m 2.30
d
2.0 E-09
1.3 E-09
0.094
3000
3.9
8 E+03 3 E+06 4 E+03 1 -> Au-198
Au-199 3.139
d
7.6 E-10
4.4 E-10
0.015
2000
1.5
2 E+04 7 E+06 1 E+04 3
Au-200 48.4
m
5.6 E-11
6.8 E-11
0.044
1000
1.6
1 E+05 9 E+07 1 E+05 3
Au-200m 18.7
h
1.0 E-09
1.1 E-09
0.323
2000
2.1
9 E+03 5 E+06 8 E+03 3 -> Au-200
Au-201 26.4
m
2.9 E-11
2.4 E-11
0.008
1000
1.6
4 E+05 2 E+08 3 E+05 3
Hg-193 3.5
h
1.0 E-10
8.2 E-11
0.037
800
1.1
1 E+05 5 E+07 8 E+04 3 -> Au-193
Hg-193m 11.1
h
3.8 E-10
4.0 E-10
0.162
1000
0.9
3 E+04 1 E+07 2 E+04 10 -> Hg-193
Hg-194 260
a
1.9 E-08
5.1 E-08
0.001
4
<0.1
2 E+02 3 E+05 4 E+02 3 -> Au-194 [6]
Hg-195 9.9
h
9.2 E-11
9.7 E-11
0.034
60
0.1
1 E+05 5 E+07 9 E+04 100 -> Au-195
Hg-195m 41.6
h
6.5 E-10
5.6 E-10
0.037
1000
1.3
2 E+04 8 E+06 1 E+04 3 -> Hg-195, Au-195 Hg-197 64.1
h
2.8 E-10
2.3 E-10
0.014
20
0.1
4 E+04 2 E+07 3 E+04 100
Hg-197m 23.8
h
6.6 E-10
4.7 E-10
0.017
3000
2.7
2 E+04 8 E+06 1 E+04 3 -> Hg-197
Hg-199m 42.6
m
5.2 E-11
3.1 E-11
0.032
2000
2.3
3 E+05 1 E+08 2 E+05 3
Hg-203 46.60
d
1.9 E-09
1.9 E-09
0.039
800
0.9
5 E+03 3 E+06 4 E+03 10
Tl-194 33
m
8.9 E-12
8.1 E-12
0.125
90
0.1
1 E+06 6 E+08 9 E+05 30 -> Hg-194
Tl-194m 32.8
m
3.6 E-11
4.0 E-11
0.368
700
1.3
3 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Hg-194
Tl-195 1.16
h
3.0 E-11
2.7 E-11
0.159
200
0.3
4 E+05 2 E+08 3 E+05 30 -> Hg-195
Radioprotezione
89
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Tl-197 2.84
h
2.7 E-11
2.3 E-11
0.065
300
0.3
4 E+05 2 E+08 3 E+05 30 -> Hg-197
Tl-198 5.3
h
1.2 E-10
7.3 E-11
0.280
100
0.2
1 E+05 4 E+07 7 E+04 30
Tl-198m 1.87
h
7.3 E-11
5.4 E-11
0.188
2000
1.5
2 E+05 7 E+07 1 E+05 3 -> Tl-198 [6]
Tl-199 7.42
h
3.7 E-11
2.6 E-11
0.042
600
0.5
4 E+05 1 E+08 2 E+05 10
Tl-200 26.1
h
2.5 E-10
2.0 E-10
0.198
100
0.2
5 E+04 2 E+07 3 E+04 30
Tl-201 3.044
d
7.6 E-11
9.5 E-11
0.018
100
0.2
1 E+05 7 E+07 1 E+05 30
Tl-202 12.23
d
3.1 E-10
4.5 E-10
0.077
60
0.1
2 E+04 2 E+07 3 E+04 100
Tl-204 3.779
a
6.2 E-10
1.3 E-09
<0.001
1000
1.4
8 E+03 8 E+06 1 E+04 3 -> Pb-204
Tl-209 2.20
m
0.296
1000
1.9
3 -> Pb-209
Pb-195m 15.8
m
3.0 E-11
2.9 E-11
0.254
600
1.9
3 E+05 2 E+08 3 E+05 3 -> Tl-195 [6]
Pb-198 2.4
h
8.7 E-11
1.0 E-10
0.073
600
0.6
1 E+05 6 E+07 1 E+05 10 -> Tl-198 [6]
Pb-199 90
m
4.8 E-11
5.4 E-11
0.218
200
0.3
2 E+05 1 E+08 2 E+05 30 -> Tl-199
Pb-200 21.5
h
2.6 E-10
4.0 E-10
0.037
1000
1.0
3 E+04 2 E+07 3 E+04 10 -> Tl-200 [6]
Pb-201 9.4
h
1.2 E-10
1.6 E-10
0.120
300
0.3
6 E+04 4 E+07 7 E+04 30 -> Tl-201
Pb-202 3
E5
a
1.4 E-08
8.7 E-09
0.001
4
<0.1
1 E+03 4 E+05 6 E+02 10 -> Tl-202
Pb-202m 3.62
h
1.2 E-10
1.3 E-10
0.310
900
1.0
8 E+04 4 E+07 7 E+04 10 -> Pb-202, Tl-202 Pb-203 52.05
h
1.6 E-10
2.4 E-10
0.054
500
0.4
4 E+04 3 E+07 5 E+04 10
Pb-205
1.43 E7 a
4.1 E-10
2.8 E-10
0.001
4
<0.1
4 E+04 1 E+07 2 E+04 300
Pb-209 3.253
h
3.2 E-11
5.7 E-11
<0.001
1000
1.4
2 E+05 2 E+08 3 E+05 3
Pb-210 22.3
a
1.1 E-06
6.8 E-07
0.003
3
<0.1
1 E+01 5 E+03 8 E+00 0.3 -> Bi-210
Pb-211/Bi-211 36.1
m
5.6 E-09
1.8 E-10
0.016
1000
1.7
6 E+04 9 E+05 1 E+03 3
Pb-212 10.64
h
3.3 E-08
5.9 E-09
0.025
2000
1.8
2 E+03 2 E+05 3 E+02 3 -> Bi-212 [6]
Pb-214 26.8
m
4.8 E-09
1.4 E-10
0.041
2000
1.9
7 E+04 1 E+06 2 E+03 3 -> Bi-214 [6]
Bi-200 36.4
m
5.6 E-11
5.1 E-11
0.371
600
0.7
2 E+05 9 E+07 1 E+05 10 -> Pb-200
Bi-201 108
m
1.1 E-10
1.2 E-10
0.205
500
0.8
8 E+04 5 E+07 8 E+04 10 -> Pb-201 [6]
Bi-202 1.67
h
1.0 E-10
8.9 E-11
0.367
500
0.6
1 E+05 5 E+07 8 E+04 10 -> Pb-202
Bi-203 11.76
h
4.5 E-10
4.8 E-10
0.310
200
0.4
2 E+04 1 E+07 2 E+04 10 -> Pb-203
Bi-205 15.31
d
1.0 E-09
9.0 E-10
0.239
100
0.2
1 E+04 5 E+06 8 E+03 30 -> Pb-205
Protezione dell'equilibrio ecologico 90
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Bi-206 6.243
d
2.1 E-09
1.9 E-09
0.487
600
1.0
5 E+03 2 E+06 4 E+03 10
Bi-207 38
a
3.2 E-09
1.3 E-09
0.233
100
0.3
8 E+03 2 E+06 3 E+03 30
Bi-208
3.68 E5 a
4.0 E-09
1.4 E-09
7 E+03 1 E+06 2 E+03 10
Bi-210 5.012
d
6.0 E-08
1.3 E-09
<0.001
1000
1.6
8 E+03 8 E+04 1 E+02 3 -> Po-210
Bi-210m 3.0
E6
a
2.1 E-06
1.5 E-08
0.042
500
0.4
7 E+02 2 E+03 4 E+00 10 -> Tl-206
Bi-212 / Po-212,
Tl-208
60.55 m
3.9 E-08
2.6 E-10
0.180
1000
1.7
4 E+04 1 E+05 2 E+02 3
Bi-213 / Po-213,
Tl-209
45.65 m
4.1 E-08
2.0 E-10
0.027
1000
1.6
5 E+04 1 E+05 2 E+02 3
Bi-214 19.9
m
2.1 E-08
1.1 E-10
0.239
1000
1.7
9 E+04 2 E+05 4 E+02 3 -> Po-214
-> Pb-210
Po-203 36.7
m
6.1 E-11
5.2 E-11
0.245
1000
1.0
2 E+05 8 E+07 1 E+05 10 ->Bi-203 [6]
Po-205 1.80
h
8.9 E-11 5.9 E-11
0.233
200
0.3
2 E+05 6 E+07 9 E+04 30 -> Bi-205 [6],
Pb-201
Po-206 8.8
d
3.7 E-07
1.3 E-07
8 E+01 1 E+04 2 E+01 1 -> Bi-206 [6]
Po-207 350
m
1.5 E-10
1.4 E-10
0.201
200
0.3
7 E+04 3 E+07 6 E+04 30 -> Bi-207 [6]
Po-208 2.898
a
2.4 E-06
7.7 E-07
1 E+01
2 E+03 3 E+00
0.3 -> Bi-208
Po-209 102
a
2.4 E-06
7.7 E-07
1 E+01 2 E+03 3 E+00 0.3 -> Pb-205
Po-210 138.38
d
2.2 E-06
2.4 E-07
<0.001
<1
<0.1
4 E+01 2 E+03 4 E+00 1.0
At-207 1.80
h
1.9 E-09
2.3 E-10
0.198
500
0.5
4 E+04 3 E+06 4 E+03 10 -> Po-207 [6],
Bi-203
At-211 7.214
h
1.1 E-07
1.1 E-08
0.008
3
<0.1
9 E+02 5 E+04 5 E+01 10 -> Po-211,
Bi-207 [6]
Rn-220 55.6
s
<0.001
<1
<0.1
1 E+03
-> Po-216
-> Pb-212
Rn-222 3.8235
d
<0.001
<1
<0.1
3 E+03
-> Po-218
-> Pb-214
Fr-222 14.4
m
2.1 E-08
7.1 E-10
0.001
1000
1.6
1 E+04 2 E+05 4 E+02 3 -> Ra-222 etc.
Radioprotezione
91
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Fr-223 21.8
m
1.3 E-09
2.3 E-09
0.017
2000
1.8
4 E+03 4 E+06 6 E+03 3 -> Ra-223
Ra-223 11.434
d
5.7 E-06
1.0 E-07
0.024
600
0.5
1 E+02 9 E+02 1 E+00 1 ->Rn-219->Po-215 ->Pb-211
Ra-224 3.66
d
2.4 E-06
6.5 E-08
0.002
30
<0.1
2 E+02 2 E+03 3 E+00 3 -> Rn-220 etc.
Ra-225 14.8
d
4.8 E-06
9.5 E-08
0.007
1000
0.9
1 E+02 1 E+03 2 E+00 3 -> Ac-225
Ra-226 1600
a
2.2 E-06
2.8 E-07
0.001
50
<0.1
4 E+01 2 E+03 4 E+00 1 -> Rn-222
Ra-226 figli incl. 1600 a 0.283
5000
5.2
4 E+01 2 E+03 4 E+00 1
Ra-227 42.2
m
2.1 E-10
8.4 E-11
0.038
2000
1.8
1 E+05 2 E+07 4 E+04 3 -> Ac-227
Ra-228 5.75
a
1.7 E-06
6.7 E-07
<0.001
<1
<0.1
1 E+01 3 E+03 5 E+00 0.3 -> Ac-228
Ac-224 2.9
h
9.9 E-08
7.0 E-10
0.038
100
0.2
1 E+04 5 E+04 8 E+01 30 -> Ra-224, Fr-220 etc.
Ac-225 10.0
d
6.5 E-06
2.4 E-08
0.005
20
0.1
4 E+02 8 E+02 1 E+00 3 -> Fr-221 etc.
Ac-226 29
h
1.0 E-06 1.0 E-08
0.024
1000
1.3
1 E+03 5 E+03 8 E+00 3 -> Th-226, Ra-226, Fr-222
Ac-227 21.773
a
6.3 E-04
1.1 E-06
<0.001
<1
<0.1
9 E+00 9 E+00
1 E-02
0.1 -> Th-227, Fr-223 Ac-228 6.13
h
2.9 E-08
4.3 E-10
0.145
2000
1.8
2 E+04 2 E+05 3 E+02 3 -> Th-228
Th-226 30.9
m
7.8 E-08
3.6 E-10
0.002
100
0.3
3 E+04 6 E+04
1 E+02
30 -> Ra-222 etc.
Th-227 18.718
d
7.6 E-06
8.9 E-09
0.023
200
0.2
1 E+03 1 E+03 1 E+00 10 -> Ra-223
Th-228 1.9131
a
3.2 E-05
7.0 E-08
0.002
3
<0.1
1 E+02 2 E+02
3 E-01
0.1 -> Ra-224
Th-229 7340
a
6.9 E-05
4.8 E-07
0.027
300
0.5
2 E+01 7 E+01
1 E-01
0.1 -> Ra-225
Th-230 7.7
E4
a
2.8 E-05
2.1 E-07
0.001
3
<0.1
5 E+01 2 E+02
3 E-01
0.1 -> Ra-226
Th-231 25.52
h
4.0 E-10
3.4 E-10
0.019
700
0.8
3 E+04 1 E+07 2 E+04 10 -> Pa-231
Th-232 1.4
E10
a
2.9 E-05
2.2 E-07
0.001
3
<0.1
5 E+01 2 E+02
3 E-01
0.1 -> Ra-228
Th-234/Pa-234m 24.10 d 5.8 E-09
3.4 E-09
0.008
1000
1.9
3 E+03 9 E+05 1 E+03 3 -> Pa-234
Th nat figli incl. (1.4 E10 a) 0.355
6000
5.4
6 E+00 2 E+01
4 E-02
0.1
Pa-227 38.3
m
9.7 E-08
4.5 E-10
0.007
5
<0.1
2 E+04 5 E+04 9 E+01 100 -> Ac-223
Pa-228 22
h
5.1 E-08 7.8 E-10
0.168
400
0.9
1 E+04 1 E+05 2 E+02 10 -> Th-228, Ac-224
Protezione dell'equilibrio ecologico 92
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Pa-230 17.4
d
5.7 E-07 9.2 E-10
0.108
200
0.3
1 E+04 1 E+04 1 E+01 30 -> Th-230, U-230, Ac-226
Pa-231 3.3
E4
a
8.9 E-05
7.1 E-07
0.020
40
0.1
1 E+01 6 E+01
9 E-02
0.3 -> Ac-227
Pa-232 1.31
d
6.8 E-09
7.2 E-10
0.151
1000
1.3
1 E+04 7 E+05 1 E+03 3 -> U-232
Pa-233 27.0
d
3.2 E-09
8.7 E-10
0.041
2000
1.4
1 E+04 2 E+06 3 E+03 3 -> U-233
Pa-234 6.70
h
5.8 E-10
5.1 E-10
0.281
2000
2.9
2 E+04 9 E+06 1 E+04 3 -> U-234
U-230 20.8
d
1.2 E-05
5.5 E-08
0.003
6
<0.1
2 E+02 4 E+02
7 E-01
1 -> Th-226
U-231 4.2
d
4.0 E-10
2.8 E-10
0.032
10
0.1
4 E+04 1 E+07 2 E+04 100 -> Pa-231, Th-227 U-232 72
a
2.6 E-05
3.3 E-07
0.002
6
<0.1
3 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> Th-228
U-233 1.6
E5
a
6.9 E-06
5.0 E-08
0.001
2
<0.1
2 E+02 7 E+02 1 E+00 1 -> Th-229
U-234 2.4
E5
a
6.8 E-06
4.9 E-08
0.002
3
<0.1
2 E+02 7 E+02 1 E+00 1 -> Th-230
U-235 7.0
E8
a
6.1 E-06
4.6 E-08
0.028
100
0.2
2 E+02 8 E+02 1 E+00 3 -> Th-231
U-236 2.3
E7
a
6.3 E-06
4.6 E-08
0.002
1
<0.1
2 E+02 8 E+02 1 E+00 1 -> Th-232
U-237 6.75
d
1.7 E-09
7.7 E-10
0.037
1000
1.6
1 E+04 3 E+06 5 E+03 3 -> Np-237
U-238 4.5
E9
a
5.7 E-06
4.4 E-08
0.002
1
<0.1
2 E+02 9 E+02 1 E+00 1 -> Th-234
U-239 23.54
m
3.5 E-11
2.8 E-11
0.012
1000
1.6
4 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Np-239
U-240 14.1
h
8.4 E-10
1.1 E-09
0.009
1000
1.0
9 E+03 6 E+06 1 E+04 -> Np-240
U nat figli incl.
0.296
6000
7.1
4 E+02 4 E+02
3 E-01
1
Np-232 14.7
m
3.5 E-11
9.7 E-12
0.199
400
0.6
1 E+06 1 E+08 2 E+05 10 -> U-232
Np-233 36.2
m
3.0 E-12
2.2 E-12
0.022
40
<0.1
5 E+06 2 E+09 3 E+06 100 -> U-233
Np-234 4.4
d
7.3 E-10
8.1 E-10
0.219
80
0.2
1 E+04 7 E+06 1 E+04 30 -> U-234
Np-235 396.1
d
2.7 E-10
5.3 E-11
0.008
3
<0.1
2 E+05 2 E+07 3 E+04 1000 -> U-235, Pa-231 Np-236L [2]
1.15 E5 a
2.0 E-06
1.7 E-08
0.046
1000
1.8
6 E+02 3 E+03 4 E+00 3 -> U-236, Pu-236 Np-236S [2] 22.5
h
3.6 E-09
1.9 E-10
0.013
600
0.6
5 E+04 1 E+06 2 E+03 10 -> U-236, Pu-236 Np-237
2.14 E6 a
1.5 E-05
1.1 E-07
0.018
30
0.1
9 E+01 3 E+02
6 E-01
0.3 -> Pa-233
Np-238 2.117
d
1.7 E-09
9.1 E-10
0.089
1000
1.1
1 E+04 3 E+06 5 E+03 3 -> Pu-238
Np-239 2.355
d
1.1 E-09
8.0 E-10
0.039
2000
2.3
1 E+04 5 E+06 8 E+03 3 -> Pu-239
Np-240 65
m
1.3 E-10
8.2 E-11
0.225
3000
3.4
1 E+05
4 E+07 6 E+04
1 -> Pu-240
Radioprotezione
93
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Np-240m 7.4
m
0.060
1000
1.6
3 -> Pu-240
Pu-234 8.8
h
1.8 E-08
1.6 E-10
0.018
6
<0.1
6 E+04 3 E+05 5 E+02 300 -> Np-234, U-230 Pu-235 25.3
m
2.6 E-12
2.1 E-12
0.026
8
<0.1
5 E+06
2 E+09 3 E+06
300 -> Np-235, U-231 Pu-236 2.851
a
1.3 E-05
8.6 E-08
0.003
1
<0.1
1 E+02 4 E+02
6 E-01
1 -> U-232
Pu-237 45.3
d
3.0 E-10
1.0 E-10
0.018
6
<0.1
1 E+05 2 E+07 3 E+04 300 -> Np-237, U-233 Pu-238 87.74
a
3.0 E-05
2.3 E-07
0.002
<1
<0.1
4 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> U-234
Pu-239 2.4
E4
a
3.2 E-05
2.5 E-07
0.001
<1
<0.1
4 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> U-235
Pu-240 6537
a
3.2 E-05
2.5 E-07
0.002
<1
<0.1
4 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> U-236
Pu-241 14.4
a
5.8 E-07
4.7 E-09
<0.001
<1
<0.1
2 E+03 9 E+03 1 E+01 10 -> Am-241, U-237 Pu-242
3.76 E5 a
3.1 E-05
2.4 E-07
0.002
<1
<0.1
4 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> U-238
Pu-243 4.956
h
1.1 E-10
8.5 E-11
0.007
1000
1.3
1 E+05 5 E+07 8 E+04 3 -> Am-243
Pu-244
[9]
8.26 E7 a
3.0 E-05
2.4 E-07
0.053
1
0.1
4 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> U-240
Pu-245 10.5
h
6.5 E-10
7.2 E-10
0.070
2000
2.0
1 E+04 8 E+06 1 E+04 3 -> Am-245
Pu-246 10.85
d
7.0 E-09
3.3 E-09
0.034
700
0.7
3 E+03 7 E+05 1 E+03 10 -> Am-246
Am-237 73.0
m
3.6 E-11
1.8 E-11
0.073
800
0.7
6 E+05 1 E+08 2 E+05 10 -> Pu-237, Np-233 Am-238 98
m
6.6 E-11
3.2 E-11
0.145
60
0.1
3 E+05 8 E+07 1 E+05 30 -> Pu-238, Np-234 Am-239 11.9
h
2.9 E-10
2.4 E-10
0.059
1000
1.4
4 E+04 2 E+07 3 E+04 3 -> Pu-239, Np-235 Am-240 50.8
h
5.9 E-10
5.8 E-10
0.171
50
0.3
2 E+04 8 E+06 1 E+04 30 -> Pu-240, Np-236 Am-241 432.2
a
2.7 E-05
2.0 E-07
0.019
6
<0.1
5 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> Np-237
Am-242 16.02
h
1.2 E-08
3.0 E-10
0.009
1000
1.1
3 E+04 4 E+05 7 E+02 3 -> Cm-242, Pu-242 Am-242m 152
a
2.4 E-05
1.9 E-07
0.006
2
<0.1
5 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> Am-242, Np-238 Am-243 7380
a
2.7 E-05
2.0 E-07
0.014
2
<0.1
5 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> Np-239
Am-244 10.1
h
1.5 E-09
4.6 E-10
0.145
3000
2.9
2 E+04 3 E+06 6 E+03 3 -> Cm-244
Am-244m 26
m
6.2 E-11
2.9 E-11
0.002
1000
1.6
3 E+05 8 E+07 1 E+05 3 -> Cm-244
Am-245 2.05
h
7.6 E-11
6.2 E-11
0.007
2000
1.8
2 E+05 7 E+07 1 E+05 3 -> Cm-245
Am-246 39
m
1.1 E-10
5.8 E-11
0.135
4000
4.5
2 E+05 5 E+07 8 E+04 1 -> Cm-246
Am-246m 25.0
m
3.8 E-11
3.4 E-11
0.154
1000
1.7
3 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Cm-246
Cm-238 2.4
h
4.8 E-09
8.0 E-11
0.021
7
<0.1
1 E+05 1 E+06 2 E+03 300 -> Am-238, Pu-234
Protezione dell'equilibrio ecologico 94
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Cm-240 27
d
2.3 E-06
7.6 E-09
0.003
<1
<0.1
1 E+03 2 E+03 4 E+00 10 -> Pu-236
Cm-241 32.8
d
2.6 E-08
9.1 E-10
0.100
600
0.7
1 E+04 2 E+05 3 E+02 10 -> Am-241, Pu-237 Cm-242 162.8
d
3.7 E-06
1.2 E-08
0.002
<1
<0.1
8 E+02 1 E+03 2 E+00 10 -> Pu-238
Cm-243 28.5
a
2.0 E-05
1.5 E-07
0.033
1000
1.1
7 E+01 3 E+02
4 E-01
0.3 -> Pu-239, Am-243 Cm-244 18.11
a
1.7 E-05
1.2 E-07
0.002
<1
<0.1
8 E+01 3 E+02
5 E-01
0.3 -> Pu-240
Cm-245 8500
a
2.7 E-05
2.1 E-07
0.028
400
0.4
5 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> Pu-241
Cm-246 [9] 4370
a
2.7 E-05
2.1 E-07
0.013
<1
<0.1
5 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> Pu-242
Cm-247
1.56 E7 a
2.5 E-05
1.9 E-07
0.053
100
0.1
5 E+01 2 E+02
3 E-01
0.3 -> Pu-243
Cm-248 [9]
3.39 E5 a
9.5 E-05
7.7 E-07
3.8
<1
<0.1
1 E+01 5 E+01
9 E-02
0.1 -> Pu-244
Cm-249 64.15
m
5.1 E-11
3.1 E-11
0.003
1000
1.5
3 E+05 1 E+08 2 E+05 3 -> Bk-249
Cm-250 [9] 6900
a
5.4 E-04
4.4 E-06
36
<1
<0.1
2 E+00 9 E+00
2 E-02
0.03 -> Pu-246, Bk-250 Bk-245 4.94
d
1.8 E-09
5.7 E-10
0.054
2000
1.6
2 E+04 3 E+06 5 E+03 3 -> Cm-245,
Am-241
Bk-246 1.83
d
4.6 E-10
4.8 E-10
0.161
30
0.1
2 E+04 1 E+07 2 E+04 30 -> Cm-246
Bk-247 1380
a
4.5 E-05
3.5 E-07
0.021
800
0.7
3 E+01 1 E+02
2 E-01
0.3 -> Am-243
Bk-249 320
d
1.0 E-07 9.7 E-10
<0.001
20
<0.1
1 E+04 5 E+04 8 E+01 100 -> Cf-249, Am-245 Bk-250 3.222
h
7.1 E-10
1.4 E-10
0.137
1000
1.5
7 E+04 7 E+06 1 E+04 3 -> Cf-250
Cf-244 19.4
m
1.8 E-08
7.0 E-11
0.003
<1
<0.1
1 E+05 3 E+05 5 E+02 300 -> Cm-240
Cf-246 35.7
h
3.5 E-07
3.3 E-09
0.002
<1
<0.1
3 E+03 1 E+04 2 E+01 30 -> Cm-242
Cf-248 [9] 333.5
d
6.1 E-06
2.8 E-08
0.003
<1
<0.1
4 E+02 8 E+02 1 E+00 3 -> Cm-244
Cf-249 350.6
a
4.5 E-05
3.5 E-07
0.060
200
0.2
3 E+01 1 E+02
2 E-01
0.3 -> Cm-245
Cf-250 [9] 13.08
a
2.2 E-05
1.6 E-07
0.035
<1
<0.1
6 E+01 2 E+02
4 E-01
0.3 -> Cm-246
Cf-251 898
a
4.6 E-05
3.6 E-07
0.037
1000
1.8
3 E+01 1 E+02
2 E-01
0.3 -> Cm-247
Cf-252 [9] 2.638
a
1.3 E-05
9.0 E-08
1.3
<1
<0.1
1 E+02 4 E+02
6 E-01
1 -> Cm-248
Cf-253 17.81
d
1.0 E-06
1.4 E-09
<0.001
800
0.8
7 E+03 7 E+03 8 E+00 10 -> Es-253, Cm-249 Cf-254 [9] 60.5
d
2.2 E-05
4.0 E-07
42
<1
<0.1
3 E+01 2 E+02
4 E-01
0.3 -> Cm-250
Es-250 2.1
h
4.2 E-10
2.1 E-11
0.071
20
0.1
5 E+05 1 E+07 2 E+04 100 -> Cf-250
Es-251 33
h
1.7 E-09
1.7 E-10
0.028
200
0.2
6 E+04 3 E+06 5 E+03 30 -> Cf-251, Bk-247
Radioprotezione
95
814.501
Nuclide
Tempo di
dimezzamento
Tipo di
disintegrazione e di
radiazione
einh
Sv/Bq
eing
Sv/Bq
Grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
Limiti di
licenza
Valore operativo Nuclide figlio instabile h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm2)
LE
Bq/kg
o LEabs Bq
LA
Bq
CA
Bq/m3
CS
Bq/cm2
1 2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12 13
Es-253 20.47
d
2.1 E-06
6.1 E-09
0.001
1
<0.1
2 E+03 2 E+03 4 E+00 10 -> Bk-249
Es-254 275.7
d
6.0 E-06
2.8 E-08
0.021
6
<0.1
4 E+02 8 E+02 1 E+00 3 -> Bk-250
Es-254m 39.3
h
3.7 E-07
4.2 E-09
0.077
1000
1.4
2 E+03 1 E+04 2 E+01 3 -> Fm-254, Bk-250 Fm-252 22.7
h
2.6 E-07
2.7 E-09
0.002
<1
<0.1
4 E+03 2 E+04 3 E+01 30 -> Cf-248
Fm-253 3.00
d
3.0 E-07
9.1 E-10
0.023
200
0.2
1 E+04 2 E+04 3 E+01 30 -> Es-253, Cf-249 Fm-254 3.240
h
7.7 E-08
4.4 E-10
0.002
<1
<0.1
2 E+04 6 E+04 1 E+02 300 -> Cf-250
Fm-255 20.07
h
2.6 E-07
2.5 E-09
0.016
5
0.1
4 E+03 2 E+04 3 E+01 30 -> Cf-251
Fm-257 100.5
d
5.2 E-06
1.5 E-08
0.032
600
0.8
7 E+02 1 E+03 2 E+00 3 -> Cf-253
Md-257 5.2
h
2.0 E-08
1.2 E-10
0.027
30
<0.1
8 E+04 3 E+05 4 E+02 100 -> Fm-257, Es-253 Md-258 55
d
4.4 E-06
1.3 E-08
0.007
2
<0.1
8 E+02 1 E+03 2 E+00 10 -> Es-254
Protezione dell'equilibrio ecologico 96
814.501
Spiegazioni per le singole colonne 1-3
Indicazioni generali concernenti il radionuclide [Fonte: International Commission on Radiological Protection, ICRP 38]. I nuclidi figli con un tempo di dimezzamento inferiore a 10 minuti non figurano separatamente; le loro caratteristiche sono integrate nella linea del nuclide padre 1
Radionuclide; m: metastabile. Un nuclide figlio con un tempo di dimezzamento inferiore a 10 minuti è indicato dopo la barra. [2]: due nuclidi con lo stesso numero di protoni e neutroni, ma con una configurazione e un tempo di dimezzamento diversi.
2
Tempo di dimezzamento: s: secondo; m: minuto; h: ora; a: anno; E: rappresentazione esponenziale.
3
Tipo di disintegrazione e di radiazione: = raggi alfa; = raggi beta; = raggi gamma;
= cattura di elettroni; = fissione spontanea.
4, 5
Fattori di dose per inalazione (respirazione) e ingestione (cibi, bevande) per adulti. [Fonte: direttiva 96/29/Euratom del 13 maggio 1996, (tabella C1, colonna h(g)5 m per inalazione, colonna h(g) per ingestione). Singoli nuclidi che non vi figurano: International Commission on Radiological Protection, Oak Ridge, data base for ICRP 61, K.F. Eckerman, february 1993 oppure National Radiological Protection Board, UK; NRPB-R245, 1991] 4
Grandezza di apprezzamento per inalazione. L'inalazione di 1 Bq conduce al massimo alla dose efficace indicata in Sv.
5
Grandezza di apprezzamento per ingestione. L'ingestione di 1 Bq conduce al massimo alla dose efficace indicata in Sv.
6-8
Grandezze di apprezzamento 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 delle grandezze di apprezzamento del nuclide padre e del nuclide figlio. 6
Intensità di dose a 10 mm di profondità nel tessuto (equivalente di intensità di dose ambientale) a 1 m di distanza da una sorgente radioattiva con una attività pari a 1 GBq (109 Bq).
7
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 una attività pari a 1 GBq (109 Bq).
8
Grandezza di apprezzamento per la contaminazione della pelle. Una contaminazione della pelle pari a 1 kBq/ cm2 (media su 100 cm2) conduce all'intensità di dose indicata (equivalente di intensità di dose direzionale).
Radioprotezione
97
814.501
9-12 Limite di esenzione, limite di licenza e valori operativi.
9
Limite di esenzione per l'attività specifica in Bq/kg e limite di esenzione per l'attività assoluta in Bq. I limiti di esenzione sono derivati dalla colonna 5.
L'ingestione di 1 kg di sostanza con attività specifica LE, cioè l'attività LEabs, conduce a una dose efficace impegnata pari a 10 µSv.
10
Limite di licenza per la manipolazione giornaliera. I valori dei limiti di licenza sono derivati dalla colonna 4, poiché - nel trattamento di radionuclidi nei laboratori - domina il pericolo di inalazione. L'inalazione unica di una attività LA conduce a una dose efficace impegnata pari a 5 mSv. In alcuni casi, il valore ricavato per LA è inferiore al valore per LE, e ciò non è logico. Il valore di LA è dunque stato sostituito da quello di LE [5]. Per i gas nobili, il limite di licenza corrisponde all'attività presente in un locale con un volume di 1000 m3 con una concentrazione CA di cui alla colonna 11.
11
Valore operativo per attività continua nell'aria, applicabile alle persone professionalmente esposte a radiazioni. L'inalazione di aria con una concentrazione radioattiva CA durante 40 ore settimanali e 50 settimane all'anno conduce a una dose efficace impegnata pari a 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 semisferica di grande raggio durante 40 ore settimanali e 50 settimane all'anno conduce a una dose efficace pari a 20 mSv (gas e gas nobili: D.C. Kocher, Oak Ridge National Laboratory, TN Jnl. - 1981, NUREG/CR-1918). 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 contrassegnate in modo particolare. Sono contrassegnati con la relativa nota anche i casi in cui l'immersione conduce a un'irradiazione della pelle o di tutti gli organi e la dose dovuta a immersione è più elevata di quella dovuta a inalazione. [1]: Per Kr-88 sono stati indicati i valori del nuclide figlio in caso d'immersione. [3]: Ricavato dalla dose efficace in caso di immersione. [4]: Ricavato dalla dose per la pelle in caso di immersione.
12
Valore operativo per la contaminazione superficiale al di fuori delle zone controllate, calcolato come media su 100 cm2. Per l'ottenimento dei valori si è tenuto conto dell'irradiazione della pelle, di una incorporazione e del limite di licenza (riferimento all'inalazione), ed è stato considerato, di volta in volta, il caso più sfavorevole: - irradiazione della pelle durante 8760 ore all'anno, esaurimento di un decimo del valore limite per la pelle, corrispondente a una dose efficace pari a 0,5 mSv all'anno; - ingestione giornaliera dell'attività che può trovarsi su una superficie di 10 cm2 (parti della mano), corrispondente a una dose efficace pari a 0,5 mSv all'anno; - CSinh = LA/ 100 cm2 = (5 mSv/[1000 · mSv/Sv · einh])/ 100 cm2
Protezione dell'equilibrio ecologico 98
814.501
13
Nuclide figlio instabile 13
Nuclide figlio instabile; - > significa: si disintegra a...; in caso di ramificazione in diversi nuclidi, gli stessi sono separati da una virgola; una seconda freccia indica una serie di disintegrazione. [6]: Il valore h10 del nuclide figlio supera 0,1 (mSv/h)/GBq a 1 m di distanza (osservare il nuclide figlio di volta in volta!).
Tavola delle note [1] Per Kr-88 sono stati indicati i valori del nuclide figlio in caso d'immersione (colonna 11).
[2] Due nuclidi con lo stesso numero di protoni e di neutroni, ma con una configurazione e un tempo di dimezzamento diversi (colonna 1).
[3] Ricavato dalla dose efficace in caso d'immersione (colonna 11).
[4] Ricavato dalla dose per la pelle in caso d'immersione (colonna 11).
[5] Il valore di LA è stato sostituito da quello di LE (colonna 10). [6] Il valore h10 del nuclide figlio supera 0,1 (mSv/h)/GBq a 1 m di distanza (osservare il nuclide figlio di volta in volta!) (colonna 13).
[7] Deve essere considerata anche la parte H-3,HTO [8] Per il Kr-85 è stato scelto il valore LA, in modo che a una distanza di 10 cm l'intensità di dose sia di 1 Sv/h.
[9] Per h10 si è tenuto conto della fissione spontanea. La parte delle fissioni spontanee è tratta da ĞTables of Isotopesğ (8a edizione, 1996, John Wiley&Sons) e dalla banca dati ENDF del ĞBrookhaven National Laboratoryğ. Per il numero medio di neutroni per fissione e il fattore di dose sono stati ripresi i valori di Cf-252. Non è stata presa in considerazione la parte di fotoni prodotti nel corso della fissione e l'emissione dei fotoni dovuta ai prodotti di fissione.
Miscele di nuclidi Per le miscele di nuclidi, la regola di addizione di cui all'appendice 1 si applica alle
colonne 9, 11 e 12.
Radioprotezione
99
814.501
Appendice 4183 (art. 44 cpv. 3)
Fattori di dose per diversi gruppi di età 1. Inalazione Nuclide
Prima infanzia (1a) Bambini
(10
a)
Adulti
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
H-3, HTO [1]
4.8 E-11
4.8 E-11
GK
2.3 E-11
2.3 E-11
GK
1.8 E-11
1.8 E-11
GK
H-3, OBT [2]
1.1 E-10
1.1 E-10
GK
5.5 E-11
5.5 E-11
GK
4.1 E-11
4.1 E-11
GK
C-14 organico
1.6 E-09
1.6 E-09
GK
7.9 E-10
7.9 E-10
GK
5.8 E-10
5.8 E-10
GK
Na-22
7.3 E-09
6.4 E-08
ET
2.4 E-09
2.0 E-08
ET
1.3 E-09
9.2 E-09
ET
Na-24
1.8 E-09
4.3 E-08
ET
5.7 E-10
1.3 E-08
ET
2.7 E-10
6.0 E-09
ET
Sc-47
2.8 E-09
1.4 E-08
Lu
1.1 E-09
6.7 E-09
Lu
7.3 E-10
5.1 E-09
Lu
Cr-51
1.9 E-10
8.2 E-10
ET
6.4 E-11
2.6 E-10
ET
3.2 E-11
1.4 E-10
Lu
Mn-54
6.2 E-09
2.5 E-08
ET
2.4 E-09
9.1 E-09
Lu
1.5 E-09
6.3 E-09
Lu
Fe-59
1.3 E-08
6.7 E-08
Lu
5.5 E-09
3.1 E-08
Lu
3.7 E-09
2.3 E-08
Lu
Co-57
2.2 E-09
1.2 E-08
Lu
8.5 E-10
4.8 E-09
Lu
5.5 E-10
3.3 E-09
Lu
Co-58
6.5 E-09
3.0 E-08
ET
2.4 E-09
1.2 E-08
Lu
1.6 E-09
8.9 E-09
Lu
Co-60
3.4 E-08
1.6 E-07
Lu
1.5 E-08
7.3 E-08
Lu
1.0 E-08
5.2 E-08
Lu
Zn-65
6.5 E-09
1.9 E-08
ET
2.4 E-09
7.5 E-09
Lu
1.6 E-09
5.1 E-09
Lu
Se-75
6.0 E-09
2.4 E-08
Ni
2.5 E-09
9.2 E-09
Ni
1.0 E-09
5.4 E-09
Ni
Br-82
3.0 E-09
5.0 E-08
ET
1.1 E-09
1.5 E-08
ET
6.3 E-10
7.0 E-09
ET
Sr-89
2.4 E-08
1.5 E-07
Lu
9.1 E-09
6.3 E-08
Lu
6.1 E-09
4.5 E-08
Lu
Sr-90
1.1 E-07
7.0 E-07
Lu
5.1 E-08
2.9 E-07
Lu
3.6 E-08
2.1 E-07
Lu
Y-91
3.0 E-08
1.7 E-07
Lu
1.1 E-08
6.9 E-08
Lu
7.1 E-09
5.0 E-08
Lu
Zr-95
1.6 E-08
9.1 E-08
Lu
6.8 E-09
4.2 E-08
Lu
4.8 E-09
3.1 E-08
Lu
Nb-95
5.2 E-09
2.8 E-08
Lu
2.2 E-09
1.3 E-08
Lu
1.5 E-09
9.5 E-09
Lu
Mo-99
4.4 E-09
1.8 E-08
DD
1.5 E-09
7.2 E-09
Lu
8.9 E-10
5.3 E-09
Lu
Tc-99m
9.9 E-11
1.4 E-09
ET
3.4 E-11
4.3 E-10
ET
1.9 E-11
2.1 E-10
ET
183 Nuovo testo giusta il n. III dell'O del 15 nov. 2000 (RU 2000 2894). Aggiornato dal n. III cpv. 1 dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).
Protezione dell'equilibrio ecologico 100
814.501
Nuclide
Prima infanzia (1a) Bambini
(10
a)
Adulti
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
Ru-103
8.4 E-09
5.3 E-08
Lu
3.5 E-09
2.4 E-08
Lu
2.4 E-09
1.8 E-08
Lu
Ru-106
1.1 E-07
7.1 E-07
Lu
4.1 E-08
2.8 E-07
Lu
2.8 E-08
2.0 E-07
Lu
Ag-110m
2.8 E-08
1.1 E-07
Lu
1.2 E-08
5.1 E-08
Lu
7.6 E-09
3.6 E-08
Lu
Sn-125
1.5 E-08
6.5 E-08
Lu
5.0 E-09
2.7 E-08
Lu
3.1 E-09
2.0 E-08
Lu
Sb-122
5.7 E-09
2.7 E-08
DD
1.8 E-09
7.5 E-09
Lu
1.0 E-09
5.5 E-09
Lu
Sb-124
2.4 E-08
1.4 E-07
Lu
9.6 E-09
6.1 E-08
Lu
6.4 E-09
4.4 E-08
Lu
Sb-125
1.6 E-08
1.0 E-07
Lu
6.8 E-09
4.5 E-08
Lu
4.8 E-09
3.2 E-08
Lu
Sb-127
7.3 E-09
3.1 E-08
Lu
2.7 E-09
1.4 E-08
Lu
1.7 E-09
1.1 E-08
Lu
Te-125m
1.1 E-08
7.4 E-08
Lu
4.8 E-09
3.5 E-08
Lu
3.4 E-09
2.6 E-08
Lu
Te-127m
2.6 E-08
1.7 E-07
Lu
1.1 E-08
7.7 E-08
Lu
7.4 E-09
5.6 E-08
Lu
Te-129m
2.6 E-08
1.5 E-07
Lu
9.8 E-09
6.6 E-08
Lu
6.6 E-09
4.8 E-08
Lu
Te-131m
5.8 E-09
3.2 E-08
ET
1.9 E-09
9.8 E-09
ET
9.4 E-10
4.6 E-09
Lu
Te-132
1.3 E-08
5.6 E-08
ET
4.0 E-09
1.7 E-08
ET
2.0 E-09
1.0 E-08
Lu
I-125
2.3 E-08
4.5 E-07
SD
1.1 E-08
2.2 E-07
SD
5.1 E-09
1.0 E-07
SD
I-125 organico
4.0 E-08
8.1 E-07
SD
2.2 E-08
4.4 E-07
SD
1.1 E-08
2.1 E-07
SD
I-125 elementare
5.2 E-08
1.0 E-06
SD
2.8 E-08
5.6 E-07
SD
1.4 E-08
2.7 E-07
SD
I-129
8.6 E-08
1.7 E-06
SD
6.7 E-08
1.3 E-06
SD
3.6 E-08
7.1 E-07
SD
I-129 organico
1.5 E-07
3.0 E-06
SD
1.3 E-07
2.7 E-06
SD
7.4 E-08
1.5 E-06
SD
I-129 elementare
2.0 E-07
3.9 E-06
SD
1.7 E-07
3.4 E-06
SD
9.6 E-08
1.9 E-06
SD
I-131
7.2 E-08
1.4 E-06
SD
1.9 E-08
3.7 E-07
SD
7.4 E-09
1.5 E-07
SD
I-131 organico
1.3 E-07
2.5 E-06
SD
3.7 E-08
7.4 E-07
SD
1.5 E-08
3.1 E-07
SD
I-131 elementare
1.6 E-07
3.2 E-06
SD
4.8 E-08
9.5 E-07
SD
2.0 E-08
3.9 E-07
SD
I-133
1.8 E-08
3.5 E-07
SD
3.8 E-09
7.4 E-08
SD
1.5 E-09
2.8 E-08
SD
I-133 organico
3.2 E-08
6.3 E-07
SD
7.6 E-09
1.5 E-07
SD
3.1 E-09
6.0 E-08
SD
I-133 elementare
4.1 E-08
8.0 E-07
SD
9.7 E-09
1.9 E-07
SD
4.0 E-09
7.6 E-08
SD
I-135
3.7 E-09
7.0 E-08
SD
7.9 E-10
1.5 E-08
SD
3.2 E-10
5.7 E-09
SD
I-135 organico
6.7 E-09
1.3 E-07
SD
1.6 E-09
3.1 E-08
SD
6.8 E-10
1.3 E-08
SD
I-135 elementare
8.5 E-09
1.6 E-07
SD
2.1 E-09
3.8 E-08
SD
9.2 E-10
1.5 E-08
SD
Cs-134
7.3 E-09
4.9 E-08
ET
5.3 E-09
1.8 E-08
ET
6.6 E-09
1.2 E-08
ET
Cs-136
5.2 E-09
5.9 E-08
ET
2.0 E-09
1.9 E-08
ET
1.2 E-09
8.8 E-09
ET
Cs-137
5.4 E-09
2.5 E-08
ET
3.7 E-09
9.7 E-09
ET
4.6 E-09
7.4 E-09
ET
Ba-140
2.0 E-08
1.1 E-07
Lu
7.6 E-09
4.8 E-08
Lu
5.1 E-09
3.5 E-08
Lu
Radioprotezione
101
814.501
Nuclide
Prima infanzia (1a) Bambini
(10
a)
Adulti
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
La-140
6.3 E-09
4.4 E-08
ET
2.0 E-09
1.3 E-08
ET
1.1 E-09
6.2 E-09
ET
Ce-141
1.1 E-08
6.9 E-08
Lu
4.6 E-09
3.2 E-08
Lu
3.2 E-09
2.4 E-08
Lu
Ce-144
1.6 E-07
6.5 E-07
Lu
5.5 E-08
2.6 E-07
Lu
3.6 E-08
1.9 E-07
Lu
Pr-143
8.4 E-09
4.6 E-08
Lu
3.2 E-09
2.1 E-08
Lu
2.2 E-09
1.5 E-08
Lu
Pb-210
3.7 E-06
2.2 E-05
Lu
1.5 E-06
1.1 E-05
KH
1.1 E-06
1.3 E-05
KH
Bi-210
3.0 E-07
2.4 E-06
Lu
1.3 E-07
1.1 E-06
Lu
9.3 E-08
7.7 E-07
Lu
Po-210
1.1 E-05
8.1 E-05
Lu
4.6 E-06
3.5 E-05
Lu
3.3 E-06
2.6 E-05
Lu
Ra-224
8.2 E-06
6.7 E-05
Lu
3.9 E-06
3.2 E-05
Lu
3.0 E-06
2.5 E-05
Lu
Ra-226
1.1 E-05
9.1 E-05
Lu
4.9 E-06
3.8 E-05
Lu
3.5 E-06
2.8 E-05
Lu
Th-227
3.0 E-05
2.5 E-04
Lu
1.4 E-05
1.2 E-04
Lu
1.0 E-05
8.7 E-05
Lu
Th-228
1.3 E-04
1.1 E-03
Lu
5.5 E-05
4.5 E-04
Lu
4.0 E-05
3.3 E-04
Lu
Th-230
3.5 E-05
2.6 E-04
KH
1.6 E-05
2.4 E-04
KH
1.4 E-05
2.8 E-04
KH
Th-232
5.0 E-05
3.5 E-04
Lu
2.6 E-05
2.6 E-04
KH
2.5 E-05
2.9 E-04
KH
Pa-231
2.3 E-04
1.0 E-02
KH
1.5 E-04
7.5 E-03
KH
1.4 E-04
6.8 E-03
KH
U-234
1.1 E-05
9.0 E-05
Lu
4.8 E-06
3.8 E-05
Lu
3.5 E-06
2.7 E-05
Lu
U-235
1.0 E-05
8.1 E-05
Lu
4.3 E-06
3.4 E-05
Lu
3.1 E-06
2.4 E-05
Lu
U-238
9.4 E-06
7.5 E-05
Lu
4.0 E-06
3.1 E-05
Lu
2.9 E-06
2.2 E-05
Lu
Np-237
4.0 E-05
8.3 E-04
KH
2.2 E-05
6.7 E-04
KH
2.3 E-05
1.0 E-03
KH
Np-239
4.2 E-09
1.8 E-08
ET
1.4 E-09
8.4 E-09
Lu
9.3 E-10
6.3 E-09
Lu
Pu-238
7.4 E-05
1.2 E-03
KH
4.8 E-05
9.8 E-04
KH
4.6 E-05
1.4 E-03
KH
Pu-239
7.7 E-05
1.3 E-03
KH
4.4 E-05
1.1 E-03
KH
5.0 E-05
1.5 E-03
KH
Pu-240
7.7 E-05
1.3 E-03
KH
4.8 E-05
1.1 E-03
KH
5.0 E-05
1.5 E-03
KH
Pu-241
9.7 E-07
2.2 E-05
KH
8.3 E-07
2.4 E-05
KH
9.0 E-07
3.1 E-05
KH
Am-241
6.9 E-05
1.4 E-03
KH
4.0 E-05
1.2 E-03
KH
4.2 E-05
1.7 E-03
KH
Protezione dell'equilibrio ecologico 102
814.501
Nuclide
Prima infanzia (1a) Bambini
(10
a)
Adulti
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
einal
Sv/Bq
hinal, organo Sv/Bq
organo
Cm-242
1.8 E-05
1.2 E-04
KH
7.3 E-06
4.8 E-05
Lu
5.2 E-06
3.5 E-05
Lu
Cm-244
5.7 E-05
9.6 E-04
KH
2.7 E-05
6.4 E-04
KH
2.7 E-05
9.2 E-04
KH
einal:
dose efficace impegnata; tempo di integrazione: 50 anni per gli adulti, 70 anni per i bambini fattori di dose tratti dal CD-ROM ICRP (AMAD = 1 m)
hinal, 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: torace, Le: fegato, SR: esofago, SD: tiroide, Ha: epidermide, KH: periostio, altri organi e tessuti (ET: vie respiratorie extratoraciche, Ut: utero, Ni: reni, Mi: milza)) fattori di dose tratti dal CD-ROM ICRP (AMAD = 1 m)
[1]
sotto forma di acqua evaporata [2] tritio
legato organicamente 2. Ingestione
Nuclide
La infanzia (la)
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
4.8E-11
GK 2.3E-11
2.3E-11
GK
1.8E-11 1.8E-11 GK
H-3,
OBT
[2] 1.2E-10 1.6E-10 Ma
5.7E-11
6.7E-11
Ma
4.2E-11 4.7E-11 Ma
C-14
1.6E-09 1.9E-09
Ma
8.0E-10
8.9E-10
Ma
5.8E-10 6.3E-10 Ma
Na-22
1.5E-08 2.8E-08
KH
5.5E-09
1.1E-08
KH
3.2E-09 6.3E-09 KH
Na-24
2.3E-09 6.7E-09
Ma
7.7E-10
2.1E-09
Ma
4.3E-10 1.2E-09 Ma
Sc-47
3.9E-09 3.0E-08
DD
1.2E-09
9.0E-09
DD
5.4E-10 4.1E-09 DD
Cr-51
2.3E-10 1.4E-09
DD
7.8E-11
4.5E-10
DD
3.8E-11 2.1E-10 DD
Mn-54
3.1E-09 8.3E-09
DD
1.3E-09
3.3E-09
DD
7.1E-10 1.8E-09 DD
Fe-59
1.3E-08 3.5E-08
DD
4.7E-09
1.2E-08
DD
1.8E-09 5.8E-09 DD
Co-57
1.6E-09 5.6E-09
DD
5.8E-10
1.8E-09
DD
2.1E-10 9.4E-10 DD
Co-58
4.4E-09 1.4E-08
DD
1.7E-09
4.9E-09
DD
7.4E-10 2.8E-09 DD
Radioprotezione
103
814.501
Nuclide
La infanzia (la)
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
Co-60
2.7E-08 5.1E-08
DD
1.1E-08
2.0E-08
Le
3.4E-09 8.7E-09 DD
Zn-65
1.6E-08 2.2E-08
KH
6.4E-09
8.9E-09
KH
3.9E-09 5.4E-09 KH
Se-75 1.3E-08
5.1E-08
Ni 6.0E-09
2.2E-08
Ni
2.6E-09 1.4E-08 Ni
Br-82
2.6E-09 4.0E-09
DD
9.5E-10
1.5E-09
DD
5.4E-10 8.3E-10 Ma
Sr-89
1.8E-08 9.2E-08
DD
5.8E-09
2.7E-08
DD
2.6E-09 1.4E-08 DD
Sr-90
7.3E-08 7.3E-07
KH
6.0E-08
1.0E-06
KH
2.8E-08 4.1E-07 KH
Y-91
1.8E-08 1.4E-07
DD
5.2E-09
4.2E-08
DD
2.4E-09 1.9E-08 DD
Zr-95
5.6E-09 3.4E-08
DD
1.9E-09
1.1E-08
DD
9.5E-10 5.1E-09 DD
Nb-95
3.2E-09 1.6E-08
DD
1.1E-09
5.6E-09
DD
5.8E-10 2.8E-09 DD
Mo-99
3.5E-09 1.6E-08
Le
1.1E-09
5.5E-09
Le/Ni
6.0E-10 3.1E-09 Ni
Tc-99m
1.3E-10 4.7E-10
SD
4.3E-11
1.4E-10
DD
2.2E-11 6.7E-11 DD
Ru-103
4.6E-09 2.9E-08
DD
1.5E-09
9.2E-09
DD
7.3E-10 4.3E-09 DD
Ru-106
4.9E-08 3.3E-07
DD
1.5E-08
1.0E-07
DD
7.0E-09 4.5E-08 DD
Ag-110m
1.4E-08 4.6E-08
DD
5.2E-09
1.7E-08
DD
2.8E-09 8.5E-09 DD
Sn-125
2.2E-08 1.8E-07
DD
6.7E-09
5.2E-08
DD
3.1E-09 2.4E-08 DD
Sb-122
1.2E-08 9.1E-08
DD
3.7E-09
2.7E-08
DD
1.7E-09 1.2E-08 DD
Sb-124
1.6E-08 9.6E-08
DD
5.2E-09
3.0E-08
DD
2.5E-09 1.4E-08 DD
Sb-125
6.1E-09 3.3E-08
KH
2.1E-09
1.3E-08
KH
1.1E-09 9.0E-09 KH
Sb-127
1.2E-08 8.4E-08
DD
3.6E-09
2.5E-08
DD
1.7E-09 1.2E-08 DD
Te-125m
6.3E-09 9.0E-08
KH
1.9E-09
3.4E-08
KH
8.7E-10 2.0E-08 KH
Te-127m
1.8E-08 1.4E-07
KH
5.2E-09
5.5E-08
KH
2.3E-09 3.2E-08 KH
Te-129m
2.4E-08 1.1E-07
DD
6.6E-09
3.2E-08
DD
3.0E-09 1.4E-08 DD
Te-131m
1.4E-08 1.5E-07
SD
4.3E-09
4.5E-08
SD
1.9E-09 1.8E-08 SD
Te-132
3.0E-08 3.2E-07
SD
8.3E-09
7.5E-08
SD
3.8E-09 3.1E-08 SD
I-125
5.7E-08 1.1E-06
SD
3.1E-08
6.2E-07
SD
1.5E-08 3.0E-07 SD
I-129
2.2E-07 4.3E-06
SD
1.9E-07
3.8E-06
SD
1.1E-07 2.1E-06 SD
I-131
1.8E-07 3.6E-06
SD
5.2E-08
1.0E-06
SD
2.2E-08 4.3E-07 SD
I-133
4.4E-08 8.6E-07
SD
1.0E-08
2.0E-07
SD
4.3E-09 8.2E-08 SD
I-135
8.9E-09 1.7E-07
SD
2.2E-09
3.9E-08
SD
9.3E-10 1.6E-08 SD
Cs-134
1.6E-08 2.4E-08
DD
1.4E-08
1.7E-08
DD
1.9E-08 2.1E-08 DD
Cs-136
9.5E-09 1.3E-08
DD
4.4E-09
5.3E-09
DD
3.0E-09 3.4E-09 DD
Cs-137
1.2E-08 2.3E-08
DD
1.0E-08
1.3E-08
DD
1.3E-08 1.5E-08 DD
Protezione dell'equilibrio ecologico 104
814.501
Nuclide
La infanzia (la)
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
Ba-140
1.8E-08 1.2E-07
DD
5.8E-09
3.5E-08
DD
2.6E-09 1.7E-08 DD
La-140
1.3E-08 8.7E-08
DD
4.2E-09
2.7E-08
DD
2.0E-09 1.3E-08 DD
Ce-141
5.1E-09 4.0E-08
DD
1.5E-09
1.2E-08
DD
7.1E-10 5.5E-09 DD
Ce-144
3.9E-08 3.1E-07
DD
1.1E-08
9.2E-08
DD
5.2E-09 4.2E-08 DD
Pr-143
8.7E-09 7.0E-08
DD
2.6E-09
2.1E-08
DD
1.2E-09 9.3E-09 DD
Pb-210
3.6E-06 3.8E-05
KH
1.9E-06
4.4E-05
KH
6.9E-07 2.3E-05 KH
Bi-210
9.7E-09 7.6E-08
DD
2.9E-09
2.3E-08
DD
1.3E-09 1.0E-08 DD
Po-210
8.8E-06 7.6E-05
Mi
2.6E-06
2.5E-05
Mi
1.2E-06 1.3E-05 Ni
Ra-224
6.6E-07 2.3E-05
KH
2.6E-07
1.1E-05
KH
6.5E-08 1.7E-06 KH
Ra-226
9.6E-07 2.9E-05
KH
8.0E-07
3.9E-05
KH
2.8E-07 1.2E-05 KH
Th-227
7.0E-08 8.0E-07
KH
2.3E-08
3.9E-07
KH
8.8E-09 8.8E-08 KH
Th-228
3.7E-07 8.4E-06
KH
1.4E-07
4.3E-06
KH
7.2E-08 2.5E-06 KH
Th-230
4.1E-07 1.3E-05
KH
2.4E-07
1.1E-05
KH
2.1E-07 1.2E-05 KH
Th-232
4.5E-07 1.3E-05
KH
2.9E-07
1.2E-05
KH
2.3E-07 1.2E-05 KH
Pa-231
1.3E-06 6.0E-05
KH
9.2E-07
4.6E-05
KH
7.1E-07 3.6E-05 KH
U-234
1.3E-07 1.8E-06
KH
7.4E-08
1.5E-06
KH
4.9E-08 7.8E-07 KH
U-235
1.3E-07 1.7E-06
KH
7.1E-08
1.4E-06
KH
4.7E-08 7.4E-07 KH
U-238
1.2E-07 1.6E-06
KH
6.8E-08
1.4E-06
KH
4.5E-08 7.1E-07 KH
Np-237
2.1E-07 5.0E-06
KH
1.1E-07
4.1E-06
KH
1.1E-07 5.4E-06 KH
Np-239
5.7E-09 4.4E-08
DD
1.7E-09
1.3E-08
DD
8.0E-10 6.0E-09 DD
Pu-238
4.0E-07 6.9E-06
KH
2.4E-07
5.9E-06
KH
2.3E-07 7.4E-06 KH
Pu-239
4.2E-07 7.6E-06
KH
2.7E-07
6.8E-06
KH
2.5E-07 8.2E-06 KH
Pu-240
4.2E-07 7.6E-06
KH
2.7E-07
6.8E-06
KH
2.5E-07 8.2E-06 KH
Pu-241
5.7E-09 1.2E-07
KH
5.1E-09
1.4E-07
KH
4.8E-09 1.6E-07 KH
Am-241
3.7E-07 8.3E-06
KH
2.2E-07
7.3E-06
KH
2.0E-07 9.0E-06 KH
Radioprotezione
105
814.501
Nuclide
La infanzia (la)
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
Cm-242
7.6E-08 9.7E-07
KH
2.4E-08
3.5E-07
KH
1.2E-08 1.9E-07 KH
Cm-244
2.9E-07 5.8E-06
KH
1.4E-07
3.9E-06
KH
1.2E-07 4.9E-06 KH
eing:
dose efficace impegnata; tempo d'integrazione: 50 anni per adulti, 70 anni per bambini Fattori di dose tratti dal CD-ROM dell'ICRP (AMAD=1 m)
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: petto, Le: fegato, SR: esofago, SD: tiroide, Ha: pelle, KH: periostio, altri organi e tessuti (ET: vie respiratorie extratoraciche, Ut: utero, Ni: reni, Mi: milza...)) [2]
Fattori di dose tratti dal CD-ROM dell'ICRP (AMAD=1 m)
Protezione dell'equilibrio ecologico 106
814.501
Appendice 5184 (art. 1 cpv. 2, 42 e 44) Metodo per l'accertamento della dose di irradiazione 1. Principio
La dose efficace e le dosi relative agli organi sono generalmente accertate con l'ausilio di grandezze operazionali.
2. Grandezze operazionali Le grandezze operazionali 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].
Le grandezze operazionali per la dosimetria ambientale sono: a. l'equivalente di dose ambientale H*(10); b. l'equivalente di dose direzionale H'(0,07).
La grandezza operazionale per l'irradiazione interna è la dose efficace impegnata E50, calcolata con modelli standard e i fattori di dose di cui alle appendici 3 e 4.
3. Dosi individuali inferiori ai valori limite di dose corrispondenti La dose equivalente di un organo è equiparata, in caso di irradiazione esterna, alla
dose profonda individuale Hp(10), ovvero all'equivalente di dose ambientale H*(10) per tutti i tessuti e organi ad eccezione della pelle.
La dose equivalente per la pelle è equiparata, in caso di irradiazione esterna, alla dose superficiale individuale Hp(0,07), o all'equivalente di dose direzionale H'(0,07).
La dose efficace è equiparata alla somma: a. della dose individuale Hp(10), o dell'equivalente di dose ambientale H*(10) e
b. della dose efficace impegnata E50.
4. Dosi individuali superiori ai valori limite di dose corrispondenti Se i valori di dose, calcolati conformemente al numero 3, sono superiori ai valori
limite corrispondenti, la dose efficace o le dosi relative agli organi per le persone interessate devono essere accertate individualmente da un perito, in collaborazione con l'autorità di sorveglianza, con metodi di calcolo e fattori di dose conformi allo stato della scienza e della tecnica. Il valore così stabilito determina se un valore limite di dose è effettivamente superato.
184 Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
Radioprotezione
107
814.501
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 poco penetrante.
Protezione dell'equilibrio ecologico 108
814.501
Appendice 6185 (art. 30 e 58)
Designazione delle zone controllate A seconda delle sorgenti radioattive impiegate, le zone controllate devono essere contrassegnate, come segue: 1. Sorgenti radioattive non sigillate: a. il nuclide di massima radiotossicità e la sua attività massima; b. la classificazione dell'area di lavoro (tipo A, B o C); c. il grado di contaminazione massima non fissata su superfici in Bq/cm2 oppure come numero dei valori operativi per il nuclide in questione;
d. l'intensità di dose ambientale in mSv all'ora nelle aree accessibili, qualora ciò sia ragionevole;
e. indicazioni circa gli indumenti protettivi necessari e i provvedimenti di protezione;
f.
il segnale di pericolo.
2. Sorgenti radioattive sigillate: a. il nuclide di massima radiotossicità e la sua attività massima, oppure l'attività e il nuclide con la radiazione gamma di massima energia;
b. l'intensità di dose ambientale in mSv all'ora nelle aree accessibili, qualora ciò sia ragionevole;
c. 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, nella misura in cui ciò non sia implicito nella designazione dell'impianto); c. l'intensità di dose ambientale in mSv all'ora nelle aree accessibili, qualora ciò sia ragionevole;
d. il segnale di pericolo.
185 Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
Radioprotezione
109
814.501
Segnale di pericolo: Relazione dei raggi: 1 : 1, 5 : 5
Protezione dell'equilibrio ecologico 110
814.501
Appendice 7* (art. 44 cpv. 3)
Radioattività da nube e radioattività terrestre nuclide
irradiazione esterna di una nube radioattiva
irradiazione esterna del suolo hq10
(mSv/h)/(Bq/m3)
hc10
(mSv/h)/(Bq/m2)
H-3 0.0E+00
0.0E+00
C-14 6.7E-12
0.0E+00
Na-22 3.1E-07
5.8E-09
Na-24 6.7E-07
1.0E-08
Sc-47 1.5E-08
3.3E-10
Cr-51 4.3E-09
9.2E-11
Mn-54 1.2E-07
2.4E-09
Fe-59 1.7E-07
3.1E-09
Co-57 1.6E-08
3.6E-10
Co-58 1.4E-07
2.8E-09
Co-60 3.6E-07
6.4E-09
Zn-65 8.5E-08
1.5E-09
Se-75 5.2E-08
1.1E-09
Br-82 3.8E-07
7.3E-09
Kr-79 3.5E-08
7.2E-10
Kr-81 1.4E-09
3.3E-11
Kr-83m 6.9E-12
1.6E-12
Kr-85 7.8E-10
3.6E-11
Kr-85m 2.2E-08
5.1E-10
Kr-87 1.3E-07
2.5E-09
Kr-88 3.2E-07
5.0E-09
Kr-88/Rb-88 4.2E-07 7.2E-09
Kr-89 2.9E-07
5.1E-09
Kr-90 1.9E-07
3.8E-09
Sr-89 1.4E-09
2.4E-10
Sr-90 3.3E-10
5.0E-12
nuclide
irradiazione esterna di una nube radioattiva
irradiazione esterna del suolo hq10
(mSv/h)/(Bq/m3)
hc10
(mSv/h)/(Bq/m2)
Sr-90/Y-90
2.6E-09
3.9E-10
Y-91
1.9E-09
2.6E-10
Zr-95
1.1E-07
2.1E-09
Nb-95
1.1E-07
2.2E-09
Mo-99
2.3E-08
5.7E-10
Mo-99/Tc-99m
3.8E-08
9.1E-10
Tc-99m
1.7E-08
3.8E-10
Ru-103
6.7E-08
1.4E-09
Ru-106
0.0E+00
0.0E+00
Ru-106/Rh-106
3.3E-08
1.1E-09
Ag-110m
4.0E-07
7.5E-09
Sn-125
4.7E-08
1.1E-09
Sb-122
6.4E-08
1.5E-09
Sb-124
2.8E-07
5.0E-09
Sb-125
5.9E-08
1.2E-09
Sb-127
9.4E-08
2.0E-09
Te-125m
9.1E-10
3.9E-11
Te-127m
3.0E-10
1.3E-11
Te-129m
5.2E-09
1.9E-10
Te-131m
2.1E-07
3.9E-09
Te-132
2.9E-08
6.4E-10
Te-132/I-132
3.6E-07
7.2E-09
I-125
1.0E-09
4.5E-11
I-129
8.0E-10
4.2E-11
I-130
3.0E-07
6.1E-09
I-131
5.2E-08
1.1E-09
Radioprotezione
111
814.501
nuclide
irradiazione esterna di una nube radioattiva
irradiazione esterna del suolo hq10
(mSv/h)/(Bq/m3)
hc10
(mSv/h)/(Bq/m2)
I-132 3.3E-07
6.6E-09
I-133 8.6E-08
1.8E-09
I-134 3.9E-07
7.5E-09
I-135 2.3E-07
4.2E-09
Xe-122 7.9E-09
1.8E-10
Xe-123 8.8E-08
1.8E-09
Xe-125 3.3E-08
7.3E-10
Xe-127 3.5E-08
7.8E-10
Xe-129m 2.8E-09
9.8E-11
Xe-131m 1.1E-09
3.7E-11
Xe-133 4.3E-09
1.2E-10
Xe-133m 4.0E-09
9.9E-11
Xe-135 3.4E-08
7.9E-10
Xe-135m 5.9E-08
1.3E-09
Xe-137 3.1E-08
1.1E-09
Xe-138 1.8E-07
3.2E-09
Cs-134 2.2E-07
4.4E-09
Cs-136 3.1E-07
6.0E-09
Cs-137 2.6E-10
8.5E-12
Cs-137/Ba-137m 8.1E-08 1.6E-09
Ba-140 2.6E-08
6.0E-10
Ba-140/La-140 3.7E-07 6.8E-09
La-140 3.5E-07
6.2E-09
Ce-141 1.0E-08
2.3E-10
Ce-144 2.4E-09
5.4E-11
nuclide
irradiazione esterna di una nube radioattiva
irradiazione esterna del suolo hq10
(mSv/h)/(Bq/m3)
hc10
(mSv/h)/(Bq/m2)
Ce-144/Pr-144
1.0E-08
5.9E-10
Pr-143
6.2E-10
7.2E-11
Pb-210
1.4E-10
5.9E-12
Bi-210
8.1E-10
1.2E-10
Po-210
1.3E-12
2.5E-14
Ra-224
1.3E-09
2.9E-11
Ra-226
9.0E-10
2.0E-11
Th-227
1.4E-08
3.1E-10
Th-228
2.5E-10
6.4E-12
Th-230
4.6E-11
1.8E-12
Th-232
2.1E-11
1.2E-12
Pa-231
4.0E-09
9.1E-11
U-234
1.6E-11
1.3E-12
U-235
2.0E-08
4.4E-10
U-238
1.0E-11
1.0E-12
Np-237
2.8E-09
7.5E-11
Np-239
2.2E-08
4.9E-10
Pu-238
7.3E-12
1.3E-12
Pu-239
9.0E-12
6.2E-13
Pu-240
7.2E-12
1.2E-12
Pu-241
0.0E+00
0.0E+00
Am-241
2.2E-09
6.7E-11
Cm-242
8.0E-12
1.4E-12
Cm-244
6.6E-12
1.2E-12
Radioprotezione
112
814.501
hq10 dose efficace da irradiazione esterna di una nube estesa, di forma semisferica, all'aperto.
hc10 dose efficace da irradiazione esterna di una considerevole area di terreno pianeggiante.
valore nullo 0.0E+00 è indicato per dei valori inferiori a 4.0E-19 *
Introdotto dal n. III cpv. 2 dell'O del 24 ott. 2007, in vigore dal 1° gen. 2008 (RU 2007 5651).