1
Ordinanza
sulla radioprotezione
(ORaP)
del 22 giugno 1994 (Stato 25 gennaio 2000) 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 (×Sv) 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 ×Sv all'ora a 10 cm dalla superficie esterna, dopo deduzione del valore di fondo, qualora si sia dimostrato all'autorità di sorveglianza che la RU 1994 1947
1
RS 814.50
2
Abrogata dal n. I dell'O del 17 nov. 1999 (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
Radioprotezione
814.501
2
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 giusta la legge del 23 dicembre 19594 sull'energia nucleare.
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 ×Sv all'anno.
Art. 6
Ottimizzazione
1
Per le attività giustificate, la radioprotezione è ritenuta ottimizzata qualora: 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.
si sia tenuto conto del rischio di incidente e dell'eliminazione delle sorgenti
radioattive.
2
L'autorità di sorveglianza (art. 136) può fissare, nel caso concreto, valori operativi per l'ottimizzazione.
3
Il principio dell'ottimizzazione è considerato soddisfatto nel caso di attività che non comportano in nessun caso una dose efficace superiore a 100 ×Sv all'anno per le
persone professionalmente esposte a radiazioni e superiore a 10 ×Sv all'anno per le
persone non professionalmente esposte a radiazioni.
4
RS 732.0
O
814.501
3
Art. 7
5
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
Commissione federale della radioprotezione 1
La Commissione federale della radioprotezione (CFR) è un organo consultivo del Consiglio federale, del Dipartimento federale dell'interno (DFI), del Dipartimento
federale dei trasporti, delle comunicazioni e delle energie (DFTCE), degli uffici interessati, come pure dell'Istituto nazionale svizzero di assicurazione contro gli infortuni (INSAI) per questioni inerenti alla radioprotezione.
2
Essa si pronuncia segnatamente in merito a: a.
l'interpretazione e la valutazione di raccomandazioni internazionali concernenti la radioprotezione, nel quadro della loro applicazione in Svizzera; b.
l'elaborazione e lo sviluppo di principi unitari per l'applicazione delle prescrizioni relative alla radioprotezione.
3
La Commissione della radioprotezione è amministrativamente incorporata nell'UFSP.
4
Il DFI emana il regolamento della commissione.
5
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
Radioprotezione
814.501
4
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.
Sezione 2: Competenze per le applicazioni mediche
Art. 11
Applicazioni diagnostiche 1
Sono considerati prova della necessaria competenza: a.
il diploma federale in medicina per le applicazioni diagnostiche con impianti
generatori di radiazioni ionizzanti (impianti) e con sorgenti radioattive sigillate; b.
una formazione riconosciuta dall'Ufficio federale della sanità pubblica
(UFSP) con esame di tecnica radiologica e radioprotezione per le applicazioni diagnostiche con impianti a scopo chiropratico.
2
Per applicazioni diagnostiche con dosi elevate o di tipo interventistico di cui al capoverso 1 lettera a la persona deve inoltre provare di aver conseguito il titolo di medico specialista FMH o una formazione complementare equivalente nel relativo
metodo radiologico.
3
Sono considerati prova della necessaria competenza per le applicazioni diagnostiche con impianti a scopo odontoiatrico:
a.
il diploma federale di medico-dentista, o b.
una formazione riconosciuta dall'UFSP con esame di tecnica radiologica in
medicina dentaria e radioprotezione per gli odontopratici ammessi ad esercitare la professione dai Cantoni.
4
Per l'attività di perito è fatto salvo l'articolo 18.
O
814.501
5
Art. 12
Applicazioni terapeutiche 1
Sono considerati prova della necessaria competenza per le applicazioni terapeutiche con impianti e con sorgenti radioattive sigillate:
a.
il diploma federale in medicina, b.
la corrispondente formazione di medico specialista FMH, c.
una formazione in radioprotezione riconosciuta dall'UFSP, e d.
una formazione pratica appropriata, acquisita in un ospedale.
2
Se la materia della formazione di cui al capoverso 1 lettera c è già stata acquisita nell'ambito della formazione di medico specialista FMH, l'UFSP può dispensare il
medico da una formazione supplementare.6
Art. 13
Diagnostica e terapia mediante sorgenti radioattive non sigillate 1
Sono considerati prova della necessaria competenza per le applicazioni di sorgenti radioattive non sigillate: a.
il diploma federale di medicina, b.
la corrispondente formazione di medico specialista FMH, c.
un corso di radioprotezione sull'applicazione medica di radionuclidi riconosciuto dall'UFSP, e d.
una formazione pratica appropriata, acquisita in un ospedale.
2
L'UFSP può dispensare il medico dal corso di cui al capoverso 1 lettera c, se la materia del corso è già stata acquisita nell'ambito della formazione di medico specialista FMH.
Art. 14
Veterinari
1
E' considerato prova della necessaria competenza per le applicazioni con radiazioni ionizzanti in veterinaria il diploma federale in medicina veterinaria.
2
Per l'attività di perito è fatto salvo l'articolo 18.
Art. 15
Personale sanitario
Per i seguenti gruppi professionali è considerata prova della necessaria competenza
una formazione in radioprotezione con esame finale, riconosciuta dall'UFSP: a.
tecnici di radiologia medica (TRM); b.
assistenti di medici e dentisti, e igienisti odontoiatrici; c.
...7
d.
assistenti di veterinari; 6
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
7
Abrogata dal n. I dell'O del 17 nov. 1999 (RU 2000 107).
Radioprotezione
814.501
6
e.
altro personale sanitario che effettua radiografie a scopo medico.
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
La Commissione federale per la protezione atomica e chimica (COPAC) coordina la formazione.
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 dentisti e i veterinari che dispongono di una formazione di cui agli articoli 11 e 14 ed esercitano la funzione di perito, devono aver frequentato un corso di
formazione con esame finale in radioprotezione e tecnica radiologica riconosciuto
dall'UFSP.
3
I medici che dispongono di una formazione riconosciuta dall'UFSP giusta l'articolo 12, o che hanno frequentato un corso riconosciuto dall'UFSP giusta l'articolo 13,
nonché i chiropratici e gli odontopratici con una formazione riconosciuta dall'UFSP
di cui agli articoli 11 capoversi 1 e 3, sono considerati periti nel loro campo di attività.
4 L'autorità di sorveglianza può, nel caso concreto, dispensare dall'esame qualora i
rischi legati allo svolgimento di un'attività siano esigui.
O
814.501
7
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 Il DFI e il DFTCE possono incaricare altri organismi o istituzioni di organizzare
corsi di radioprotezione.
Art. 20
Aiuti finanziari a terzi che organizzano corsi di formazione e di perfezionamento 1
L'UFSP o la Divisione principale per la sicurezza degli impianti nucleari (DSN) 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).
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 DFTCE; riconoscimento di una formazione all'estero
Art. 21
1
Il DFI e il DFTCE 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
8
8
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
Radioprotezione
814.501
8
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 materia 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
Esami fisiologici e farmacologici 1
Ogni progetto di applicazione di sorgenti radioattive sigillate o non sigillate sull'uomo per esami fisiologici e farmacologici necessita dell'autorizzazione dell'UFSP.
O
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2 La domanda per il rilascio della licenza deve essere corredata di: a.
una valutazione etico-scientifica del programma degli esami; b.
indicazioni sul controllo di qualità previsto; c.
dati relativi alla dichiarazione di consenso, al numero, all'età e al sesso delle
persone sottoposte a esame; d.
una stima dell'esposizione a radiazioni.
3
Per le persone sane che prendono parte a questi progetti si applica il valore limite giusta l'articolo 37.
4 Con il consenso dell'UFSP, il valore limite può raggiungere i 5 mSv, purché la dose accumulata nei cinque anni precedenti, compreso l'anno in corso, non superi i 5
mSv.
5 I risultati del progetto di ricerca rilevanti ai fini della radioprotezione devono essere comunicati all'UFSP al termine degli esami.
Sezione 3: Radiofarmaci
Art. 29
Test clinici di radiofarmaci 1
Chi intende effettuare test clinici di radiofarmaci sull'uomo deve darne avviso all'UFSP al più tardi sei settimane prima dell'inizio dei test.
2 L'avviso deve essere corredato di: a.
una valutazione etico-scientifica del programma degli esami; b.
indicazioni sul controllo di qual ità previsto; c.
dati relativi alla dichiarazione di consenso, al numero, all'età e al sesso delle
persone sottoposte a esame; d.
una stima dell'esposizione a radiazioni.
3
Per le persone sane che prendono parte a questi progetti si applica il valore limite giusta l'articolo 37.
4 Con il consenso dell'UFSP, il valore limite può raggiungere 5 mSv, purché la dose
accumulata nei cinque anni precedenti, compreso l'anno in corso, non superi i 5
mSv.
5 I risultati del progetto di ricerca rilevanti ai fini della radioprotezione devono essere comunicati all'UFSP al termine degli esami.
Art. 30
Ammissione di radiofarmaci 1
I radiofarmaci possono essere messi in commercio o applicati sull'uomo a condizione che siano stati ammessi dall'UFSP.
2 L'UFSP rilascia l'ammissione, se:
Radioprotezione
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a.
i prodotti sono stati registrati dall'Ufficio intercantonale di controllo dei medicinali (UICM); b.
i controlli di qualità relativi al radionuclide sono stati svolti conformemente
allo stato della scienza e della tecnica.
3
L'ammissione ha una validità di cinque anni.
4 I radiofarmaci devono poter essere identificati come tali e contenere almeno i seguenti dati: a.
la denominazione del prodotto; b.
il segnale di pericolo di cui all'appendice 6; 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
Controlli di qualità
1
Chi fabbrica radiofarmaci o li applica sull'uomo è tenuto ad eseguire regolarmente controlli di qualità.
2 L'UFSP può prelevare in qualsiasi momento campioni di radiofarmaci per accertare se le condizioni dell'ammissione sono ancora soddisfatte. A tale scopo, può richiedere la collaborazione di servizi specializzati.
Art. 32
Commissione tecnica paritetica 1
Una commissione tecnica paritetica, composta di rappresentati della Confederazione e dell'UICM, dev'essere consultata, quale organo consultivo, nell'ambito dell'ammissione e della registrazione dei radiofarmaci.
2 Il DFI definisce i compiti della commissione paritetica e nomina i rappresentanti
della Confederazione.
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:
O
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11
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 sedici 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: 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
Radioprotezione
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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.
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.
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.
O
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13
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.
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 misure 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.
Radioprotezione
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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 interna dev'essere accertata conformemente alle appendici 4 e
5.
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 (riferibilità9).
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'Ufficio federale di metrologia (UFMET) e controllata da un servizio da esso riconosciuto.
3 La validità dell'omologazione è di cinque anni.
9
Nuovo termine giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107). Di detta modificazione è stato tenuto conto in tutto il presente testo.
O
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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.
la DSN, 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.
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 alla DSN i dati che rientrano nel suo ambito di sorveglianza.
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 misure di interconfronto, secondo le istruzioni dell'autorità cui compete l'omologazione.
Radioprotezione
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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.
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 DFTCE, dopo aver sentito il parere dell'UFMET, 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 misura; 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;
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f.
valori di dose;
g.
categoria professionale.
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 Il DFI e il DFTCE emanano le necessarie prescrizioni relative al comportamento
da assumere nelle zone controllate.
Sezione 2:
Schermatura e ubicazione degli impianti e delle sorgenti radioattive
Art. 59
Schermatura
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 all'esterno del perimetro aziendale siano superati i valori limite di immissione di cui all'articolo 102.
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;
O
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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 misure radiometriche quali gli indicatori di livello, i
regolatori di livello e gli apparecchi per la misura 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; 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 DFTCE 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.
Radioprotezione
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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
Controllo e taratura degli apparecchi di misura delle radiazioni 1
Il titolare della licenza deve controllare il funzionamento degli apparecchi di misura ad intervalli convenienti, mediante appropriate sorgenti di controllo.
2 L'autorità di sorveglianza può obbligare il titolare della licenza a partecipare a misure di interconfronto.
3 L'autorità di sorveglianza può esigere che gli apparecchi di misura delle radiazioni
e gli strumenti per la determinazione delle attività siano controllati e tarati dall'UFMET oppure da un servizio da questo riconosciuto.
4 I sistemi di misura di riferimento mobili, impiegati per il controllo degli impianti
radiologici a scopo terapeutico, devono essere tarati regolarmente dall'UFMET o da
un organismo da questo riconosciuto; allo stesso tempo, dev'essere controllato il loro funzionamento.
5 L'UFMET stabilisce nel caso concreto, dopo aver consultato l'autorità di sorveglianza, le esigenze relative a questi sistemi di misura di riferimento e la frequenza
dei procedimenti periodici di taratura.
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 devono corrispondere allo stato della scienza e della tecnica, in particolare alle norme dell'International Standard Organisation (norme ISO).
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.
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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 misura, come pure la classificazione ISO, oppure deve consentire di potervi risalire.
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 di cui all'appendice 3, colonna 10, deve essere sottoposta ad omologazione
conformemente alle norme ISO e debitamente classificata.
3 In casi motivati, l'autorità di sorveglianza può ammettere deroghe ai capoversi 1 e
2, oppure esigere controlli di qualità supplementari.
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:
Radioprotezione
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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 DFTCE emanano le necessarie prescrizioni relative ai provvedimenti
protettivi da adottare per ciascuna area di lavoro.
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.
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, alme
O
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no 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.
Sezione 6:
Revisione e manutenzione degli impianti e delle sorgenti radioattive
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 o le installazioni mediche contenenti sorgenti radioattive sigillate, la revisione deve essere eseguita almeno ogni tre anni, per i piccoli impianti di odontoiatria almeno ogni sei anni, per gli impianti terapeutici che superano
i 100 chilovolt e per le unità di irradiazione almeno una volta l'anno.
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.10 10
Nuovo testo del per. giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
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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.
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 Il DFI e il DFTCE disciplinano il tipo di immagazzinamento e le esigenze in materia di depositi.
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
Trasporti entro il perimetro aziendale Il DFI e il DFTCE stabiliscono le esigenze che devono soddisfare gli imballaggi per
il trasporto di sorgenti radioattive entro il perimetro aziendale.
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Art. 78
Importazione, esportazione e transito 1
Le sorgenti radioattive possono essere importate, esportate o fatte transitare esclusivamente tramite i principali uffici doganali.
2 La dichiarazione doganale per l'importazione e l'esportazione deve contenere i dati
seguenti:
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 è richiesta un'autorizzazione, la quale va presentata all'ufficio doganale.
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.
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 misure di vigilanza.
Radioprotezione
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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
misure del livello di fondo.
Art. 82
Immissione nell'ambiente di scorie solide Le scorie radioattive solide la cui attività specifica non è superiore a cento volte il
limite di esenzione di cui all'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
dell'appendice 2 non sono superati.
Art. 83
Combustione di scorie nelle aziende 1
Le scorie radioattive biologiche o chimico-organiche possono essere combuste nelle aziende in cui sono state prodotte, o in altre aziende autorizzate, se queste dispongono di impianti di combustione adatti, conformemente alle prescrizioni dell'ordinanza del 16 dicembre 198511 contro l'inquinamento atmosferico e all'ordinanza tecnica del 10 dicembre 199012 sui rifiuti.
2 Le scorie possono contenere solo i radionuclidi H-3, C-14 o S-35. In casi motivati
e con il consenso dell'autorità di sorveglianza, possono essere combuste scorie contenenti altri radionuclidi.
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 L'attività delle scorie deve essere controllata in modo adeguato nel periodo immediatamente precedente la loro eliminazione.
11
RS 814.318.142.1 12
RS 814.600
O
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3 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.
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
13 Scorie radioattive da consegnare 1
Le scorie radioattive che non provengono dallo sfruttamento dell'energia nucleare devono essere consegnate, eventualmente dopo essere state trattate nell'azienda, al
centro di raccolta della Confederazione.14 1bis Il centro di raccolta della Confederazione è l'IPS.15 2 Non soggiacciono all'obbligo di consegna all'IPS: a.
le scorie radioattive che possono essere immesse nell'ambiente; b.
le scorie radioattive a tempo di dimezzamento breve di cui nell'articolo 85.
3
Il DFI determina i dettagli tecnici relativi al trattamento delle scorie radioattive che devono essere consegnate.
a16 Compiti dell'IPS 1
L'IPS prende in consegna le scorie nell'ambito delle licenze rilasciate e sotto la condizione del nulla osta da parte dell'autorità di vigilanza, le immagazzina, le condiziona e provvede allo stoccaggio intermedio fino alla loro eliminazione.
2 L'IPS deve applicare un programma appropriato di garanzia della qualità.
b17 Commissione di coordinamento Una Commissione di coordinamento composta da rappresentanti dell'UFSP, della
DSN e dell'IPS stabilisce, all'attenzione delle autorità di vigilanza e delle autorità 13
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 3 giu. 1996, in vigore dal 1° ago. 1996
(RU 1996 2129).
14
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
15
Introdotto dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
16
Introdotto dal n. I dell'O del 3 giu. 1996, in vigore dal 1° ago. 1996 (RU 1996 2129).
17
Introdotto dal n. I dell'O del 3 giu. 1996, in vigore dal 1° ago. 1996 (RU 1996 2129).
Radioprotezione
814.501
28
che rilasciano licenze, raccomandazioni sulla procedura da seguire quando è necessario concedere licenze o nulla osta nuovi o supplementari.
Sezione 4:
Condizionamento, deposito intermedio ed eliminazione delle scorie
Art. 88
Principio
Le scorie radioattive provenienti dallo sfruttamento dell'energia nucleare, oppure
quelle consegnate al centro di raccolta, devono essere condizionate, se necessario
immagazzinate in un deposito intermedio, ed eliminate.
Art. 89
Condizionamento
1
Le scorie radioattive devono essere trattate in modo da consentire il deposito intermedio o definitivo (condizionamento).
2 Il procedimento di condizionamento richiede l'approvazione da parte della DSN.
Art. 90
Deposito intermedio
Le scorie radioattive devono essere immagazzinate in modo intermedio in locali o in
contenitori inaccessibili ai non addetti, in modo che: a.
l'uomo e l'ambiente non possano essere esposti a radiazioni in misura inammissibile; b.
non sia compromessa la possibilità di immagazzinare le scorie in un deposito definitivo.
Art. 91
Eliminazione
Le scorie radioattive devono essere eliminate sotto controllo e in modo da garantire
la protezione permanente dell'uomo e dell'ambiente.
Art. 92
Delega al DFTCE
Il DFTCE emana le disposizioni necessarie in materia di condizionamento, di deposito intermedio e di eliminazione.
Sezione 5: Esportazione di scorie radioattive
Art. 93
Un'autorizzazione per l'esportazione di scorie radioattive in vista della loro eliminazione può essere rilasciata in via eccezionale se:
O
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a.
si ha la garanzia che nello Stato di destinazione sono applicate sufficienti
misure di sicurezza,
b.
è a disposizione un deposito definitivo idoneo e corrispondente allo stato
della scienza e della tecnica, e c.
l'eliminazione avviene nel quadro di una convenzione di diritto internazionale pubblico.
Capitolo 7: Incidenti Sezione 1: Prevenzione degli incidenti
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 probabilità annua è compresa tra 10-2 e 10-4, l'esercizio deve essere concepito in modo che: a.
la dose risultante da un singolo incidente non superi 1 mSv per le persone
non professionalmente esposte a radiazioni; b.
incidenti del genere possano prodursi soltanto raramente.
5
Per gli incidenti la cui probabilità annua è inferiore a 10-4, ma le cui ripercussioni possono essere gravi, l'autorità di sorveglianza esige le misure preventive necessarie.
6 L'autorità di sorveglianza stabilisce, nel caso concreto, la metodica e le condizioni
per l'analisi degli incidenti.
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;
Radioprotezione
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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.
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 incaricato di risolvere l'incidente non accumuli, nel primo anno dopo l'evento, una dose efficace superiore a
50 mSv, e superiore a 250 mSv per le operazioni destinate alla protezione della popolazione, in particolare al salvataggio di vite umane.
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; 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.
O
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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
Informazioni sull'incidente L'autorità di sorveglianza provvede ad informare tempestivamente le persone e i
Cantoni interessati, nonché la popolazione, in merito agli incidenti radiologici o tecnici. È fatto salvo l'articolo 16 dell'ordinanza del 26 giugno 199118 concernente l'organizzazione di intervento in caso di aumento della radioattività (OROIR).
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.
18
RS 732.32
Radioprotezione
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32
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 la realizzazione dei provvedimenti protettivi nel caso di aumento della radioattività in prossimità di impianti nucleari sono disciplinati dall'ordinanza del 28 novembre 198319 sulla protezione
d'emergenza in prossimità degli impianti nucleari.
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
Sorveglianza delle immissioni da parte dell'azienda 1
L'autorità cui compete il rilascio delle licenze può obbligare il titolare della licenza a sorvegliare, mediante misure tecniche, 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 misure di vigilanza, il titolare della licenza può avvalersi della
collaborazione di servizi esterni, riconosciuti dall'autorità di sorveglianza.
Art. 104
Sorveglianza della radioattività ambientale 1
L'UFSP sorveglia le radiazioni ionizzanti e la radioattività ambientale.
2 La DSN sorveglia inoltre le radiazioni ionizzanti e la radioattività in prossimità
degli impianti nucleari e dell'IPS.
3 L'UFSP collabora con i Cantoni per la sorveglianza della radioattività nelle derrate
alimentari.
Art. 105
Programma di prelievo di campioni e di misure 1
L'UFSP allestisce un programma di prelievo di campioni e di misure in collaborazione con la DSN, l'INSAI, la CENAL ed i Cantoni.
19
RS 732.33
O
814.501
33
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 misure, 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
La DSN, 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.
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
Commissione federale per la sorveglianza della radioattività 1
La Commissione federale per la sorveglianza della radioattività (CFSR) è l'organo consultivo del Consiglio federale, del DFI e del DFTCE.
2 Si pronuncia segnatamente in merito alla radioattività ambientale, ai risultati della
sorveglianza, alla loro interpretazione e alle dosi di irradiazione che ne risultano per
la popolazione.
3 L'UFSP mette regolarmente a disposizione della CFSR i dati risultanti dalla sorveglianza.
4 La CFSR è amministrativamente incorporata nel DFI.
5 Il DFI emana il regolamento della commissione.
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 198620 sulle sostanze estranee e sui componenti nelle derrate alimentari.
Art. 109
Informazione
1
Gli organi di controllo informano l'UFSP qualora accertino il superamento di un valore limite o di un valore di tolleranza.
20
[RU 1986 647, 1987 1288, 1988 1235 1302, 1989 1197, 1990 1094, 1991 1878,
1994 2051 art. 2. RS 817.021.23 art. 6]. Ora: definiti nell'O del 26 giu. 1995 sulle
sostante e sui componenti (RS 817.021.23).
Radioprotezione
814.501
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2 L'UFSP informa 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
Misure
1
La concentrazione di radon deve essere rilevata da servizi di misura riconosciuti.
2 Le misure possono essere richieste dal proprietario o da qualsiasi altra persona interessata.
3 Se una misura non è svolta conformemente al capoverso 2, essa viene ordinata dai
Cantoni su richiesta dell'interessato. I Cantoni provvedono affinché il risultato della
misura sia comunicato all'interessato.
4 Per «interessati» 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 misure.
6 I costi delle misure ordinate dai Cantoni sono a carico del proprietario.
Art. 112
Riconoscimento e obblighi dei servizi di misura 1
Sono riconosciuti dall'UFSP i servizi di misura il cui sistema di misura è conforme allo stato della tecnica ed è riconducibile ai campioni di riferimento nazionali o internazionali (riferibilità).
2 La riferibilità è stabilita, nel caso concreto, dall'UFMET e controllata da un organo
da esso riconosciuto.
O
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35
3 I servizi di misura sono tenuti a comunicare i risultati delle misure al servizio cantonale competente.
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 sull'assicurazione contro gli infortuni.21
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/m 3.
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 misure.
2 Determinano le aree ad elevata concentrazione di radon e adeguano costantemente
la situazione sulla base dei dati forniti dalle misure.
3 Provvedono affinché, nelle aree ad elevata concentrazione di radon, sia svolto un
numero sufficiente di misure 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.
21 RS
832.20
Radioprotezione
814.501
36
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 le mappe delle aree a concentrazione di radon all'UFSP al più tardi entro dieci anni dall'entrata in vigore della presente ordinanza.
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
Mette a disposizione dei Cantoni, su richiesta, le misurazioni raccolte.
4 Può organizzare corsi di formazione.
Capitolo 9:
Protezione della popolazione in caso di aumento della radioattività Sezione 1: Organizzazione dell'intervento
Art. 119
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'OROIR.
O
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37
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:
a.
le persone e le imprese, quali le squadre di misura 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
L'organizzazione d'intervento in caso di aumento della radioattività (OIR), come pure gli organi della Confederazione e dei Cantoni tenuti a collaborare giusta l'articolo 2 OROIR, provvedono affinché le persone mobilitate dispongano dell'equipaggiamento necessario allo svolgimento dei loro compiti e alla protezione della loro
salute.
Radioprotezione
814.501
38
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 contaminazion i.
Art. 123
Istruzione e formazione L'OIR e gli organi della Confederazione e dei Cantoni tenuti a collaborare giusta
l'articolo 2 OROIR 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.
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 199222 sull'assicurazione militare. Per l'esecuzione si può ricorrere, in caso di necessità, alla collaborazione dell'Ufficio federale dell'assicurazione
militare.
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.
2 E' sottoposto all'obbligo della licenza anche chi impiega persone professionalmente esposte a radiazioni in un'altra azienda che non sia la propria. 23 22
RS 833.1
23
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
O
814.501
39
3 Non soggiacciono all'obbligo della licenza: a.24 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.25 il commercio, l'utilizzazione, il deposito, il trasporto, l'eliminazione, l'importazione, l'esportazione e il transito di strumenti di cronometria finiti
provvisti di sostanze radioattive, se corrispondenti alle norme ISO 3157 e
416826, nonché di un massimo di 1000 componenti di strumenti di cronometria contenenti pittura luminescente radioattiva; d.27 il trasporto di colli esonerati secondo i fogli 1-4, classe 7, ADR28/SDR29, RID/RSD30, LTrR31, ordinanza del 10 gennaio 197332 concernente il trasporto marittimo di merci pericolose, ADNR33.
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 sul lavoro34, anche al competente Ispettorato federale del lavoro.
Art. 127
Autorità cui compete il rilascio delle licenze 1
All'Ufficio federale dell'energia (UFE) compete il rilascio delle licenze per: a.
le attività svolte negli impianti nucleari; 24
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
25
Introdotta dal n. I dell'O del 3 giu. 1996, in vigore dal 1° ago. 1996 (RU 1996 2129).
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
26
Può essere ottenuto presso l'Associazione svizzera di normalizzazione, 8008 Zurigo.
27
Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
28
RS 0.741.621 29
RS 741.621
30
RS 742.401.6 31
RS 748.411
32
RS 747.354.3 33
RS 747.224.141.1 34
RS 822.11
Radioprotezione
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b.35 le attività svolte nel centro di raccolta della Confederazione; c.
...36
d.
gli esperimenti con sostanze radioattive nel quadro dei provvedimenti preparativi di cui all'articolo 10 capoverso 2 del decreto federale del 6 ottobre
197837 concernente la legge sull'energia nucleare.
e.38 l'importazione rispettivamente l'esportazione di sostanze radioattive destinate a impianti nucleari o provenienti da essi;
f. 39 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.
sia garantita la loro eliminazione quali scorie radioattive, 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 ×Sv 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.
35
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° lug. 2000
(RU 2000 107).
36
Abrogata dal n. II 2 dell'O del 15 nov. 1995 (RU 1995 4959).
37
RS 732.01
38
Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
39
Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
O
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2 Mediante l'ammissione, l'UFSP stabilisce: a.
a quali condizioni sorgenti radioattive possono essere manipolate come sostanze non radioattive; b.
il modo in cui le sorgenti radioattive devono eventualmente essere eliminate
quali scorie radioattive al termine del periodo d'impiego; c.
quali sono gli impianti e le sorgenti radioattive che devono essere muniti di
un'iscrizione di pericolo.
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.
le modifiche relative al luogo di conservazione delle sorgenti radioattive la
cui attività supera di 100 000 volte il limite di licenza di cui all'appendice 3,
colonna 10;
Radioprotezione
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42
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 20 000 000 di volte il limite di licenza di cui all'appendice 3, colonna 10.
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, entro la fine di ogni anno, presentare
un rapporto contenente le seguenti indicazioni all'autorità cui compete il rilascio
delle licenze:
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 sono disciplinati, nel caso concreto, nella licenza.
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 la DSN sono competenti per la sorveglianza della protezione delle persone e delle adiacenze.
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.
O
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3 L'INSAI sorveglia le aziende nelle quali si rende necessaria soprattutto la protezione dei lavoratori, in particolare le aziende industriali e artigianali.
4 La DSN sorveglia: a.
gli impianti nucleari; b.
i provvedimenti preparativi giusta l'articolo 10 capoverso 2 del decreto federale del 6 ottobre 197840 concernente la legge sull'energia nucleare; c.
...41
d.42 il centro di raccolta della Confederazione per scorie radioattive; e.43 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
Controllo degli impianti e delle installazioni mediche contenenti
sorgenti radioattive sigillate 1
Il primo controllo relativo alla radioprotezione di impianti o installazioni mediche contenenti sorgenti radioattive sigillate e al loro funzionamento è eseguito dall'autorità di sorveglianza nel quadro della procedura di licenza, a collaudo avvenuto,
giusta l'articolo 74 capoverso 1.
2 L'autorità di sorveglianza svolge controlli periodici nelle aziende. Negli studi medici, dentistici e veterinari, come pure negli studi chiropratici e odontopratici, tali
controlli periodici avvengono per campionatura.
3 L'UFSP può incaricare terzi, che effettuano manutenzioni degli impianti di diagnostica presso studi medici, dentistici e veterinari come pure studi chiropratici e
odontopratici di cui all'articolo 74 capoverso 3, di svolgere controlli periodici.
Art. 138
Controllo delle importazioni, delle esportazioni e dei transiti 1
La Direzione generale delle dogane, di comune accordo con l'UFSP e l'UFE, emana direttive relative al controllo delle importazioni, delle esportazioni e dei transiti di sorgenti radioattive.
2 Gli uffici doganali inviano all'UFSP una copia di ogni dichiarazione doganale di
cui all'articolo 78 capoverso 2, oppure una notifica. Nel caso di immagazzinamento 40
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41
Abrogata dal n. I dell'O del 17 nov. 1999 (RU 2000 107).
42
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° lug. 2000
(RU 2000 107).
43
Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
Radioprotezione
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44
in un deposito doganale, essi annullano l'autorizzazione d'importazione e la trasmettono all'UFSP.
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.
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.44 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: 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 detenzione o con la multa fino a 20 000 franchi.
44
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
O
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45
Art. 140
Diritto previgente. Abrogazione e modificazione 1
Sono abrogate:
1.
l'ordinanza del 30 giugno 197645 sulla radioprotezione; 2.
l'ordinanza dell'11 novembre 198146 sull'omologazione e l'esercizio dei laboratori di dosimetria individuale; 3.
l'ordinanza del 30 agosto 197847 sulla formazione e il perfezionamento nel
campo della radioprotezione.
2
L'ordinanza del 19 dicembre 198348 sulla prevenzione degli infortuni e delle malattie professionali è modificata come segue:
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.
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.
45
[RU 1976 1573,1979 256, 1981 537, 1983 1964, 1984 876, 1987 652 art. 21 n. 4,
1988 1561; RS 732.32 art. 22 n. 2] 46
[RU 1981 1872] 47
[RU 1978 1404] 48
RS 832.30
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46
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.49 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).
Art. 142
Entrata in vigore
La presente ordinanza entra in vigore il 1° ottobre 1994.
49
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 3 giu. 1996, in vigore dal 1° ago. 1996
(RU 1996 2129).
O
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47
Appendice 150 (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 specifica 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.
Condizionamento Il condizionamento indica la totalità delle operazioni che servono per preparare le
scorie radioattive per il deposito intermedio o definitivo. Sono intese, in particolare, 50
Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
Radioprotezione
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48
le operazioni di frantumazione meccanica, decontaminazione, pressatura in formelle,
incenerimento dei rifiuti combustibili, collocamento in matrici per i rifiuti e imballaggio.
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.
Deposito intermedio Immagazzinamento controllato di scorie radioattive, condizionate e imballate in
modo appropriato, fino all'eliminazione.
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 =
ΣT wT.HT = ΣT wT ΣR wR.DT,R
O
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49
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.
Fattori di ponderazione delle radiazioni Tipo di radiazione e intervallo di energia Fattore di
ponderazione delle
radiazioni, 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
Radioprotezione
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50
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.
Dosimetro
Strumento che serve alla misura 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 = ΣwR 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.
Esami farmacologici Tutti i controlli che servono ad accertare l'effetto di un medicinale sull'organismo
umano (farmacodinamica), nonché l'effetto dell'organismo su un medicinale (farma
O
814.501
51
cocinetica). I controlli di fase 1 sui prodotti farmacologici sono equiparati ai controlli farmacologici.
Esami fisiologici Controlli che servono a verificare i processi di funzionamento del metabolismo, in
caso di crescita, di sviluppo e di movimenti.
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 eluizione o un altro processo.
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 fotoniche 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.
Inalazione
Assorbimento di sostanze radioattive attraverso le vie respiratorie.
Incidente
Evento che si discosta dalle normali condizioni di esercizio e che:
Radioprotezione
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52
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 e l'esecuzione di un esame del funzionamento.
Misure di sondaggio Procedimento di misura 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.
Radiazioni ionizzanti Radiazioni la cui energia è sufficiente a liberare elettroni dall'atomo (ionizzazione).
O
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53
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 (kits) utilizzati, immediatamente prima dell'applicazione al paziente, per la preparazione di radiofarmaci mediante la formazione di nuovi radionuclidi o la combinazione con radionuclidi; 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.
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
L
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
L
c1,c2,...cn: valori di contaminazione dei nuclidi 1, 2,...n in Bq/cm 2 CS1, CS2...CSn:valori operativi di contaminazione dei nuclidi 1, 2,...n in Bq/cm2
conformemente all'appendice 3, colonna 12
Radioprotezione
814.501
54
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;
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.
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 misura delle radiazioni
(mezzo di misura) soddisfa le prescrizioni legali in materia.
O
814.501
55
Tempo di dimezzamento Periodo di tempo entro il quale l'attività di un radionuclide si riduce della metà.
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.
Radioprotezione
814.501
56
Appendice 251 (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
sulle sostanze estranee e
sui componenti nelle
derrate alimentari 52
Oggetti di uso
quotidiano
1% del limite di esenzione di cui all'app. 3,
colonna 9, per i radionuclidi prodotti
artificialmente
Limite di esenzione
di cui all'app. 3,
colonna 9
51
Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
52
RS 817.021.23
O
814.501
57
Sostanze, oggetti
Attività specifica
Attività assoluta, massa Concentrazione,
contaminazione,
intensità di dose
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.
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
Radioprotezione
814.501
58
Appendice 353 Dati per la radioprotezione operazionale grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
H-3
12.35 a
β−
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
β−
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
β−
1.8 E-15
<0.001
<1
<0.1
3 E+12
5 E+09
Be-7
53.3 d
ε, γ
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
β−
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
ε, β+
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
ε, β+
1.2 E-12 1.2 E-12
7 E+07
7 E+04
[3]
C-11 biossido
20.38 m
ε, β+
2.2 E-12 2.2 E-12
7 E+07
7 E+04
[3]
C-14
5730 a
β−
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
β−
8.0 E-13 8.0 E-13
6 E+09
1 E+07
C-14 biossido
5730 a
β−
6.5 E-12 6.5 E-12
8 E+08
1 E+06
N-13
9.965 m
ε, β+
0.160
1000
1.7
7 E+07
7 E+04
[3]
3
O-15
122.24 s
ε, β+
0.161
1000
1.7
7 E+07
7 E+04
[3]
3
F-18
109.77 m
ε, β+
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
ε, β+, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 1.4 E-08 3.5 E-09 0.382 1000
1.5
3 E+03
4 E+05
4 E+02
3
53
Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
O
814.501
59
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Si-31
157.3 m
β−, γ 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
β−
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
P-30
2.499 m
ε, β+, γ 0.371
900
1.7
3
P-32
14.29 d
β−
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
β−
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
β−
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
β−
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
β−, ε, β+ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε
<0.001
<1
<0.1
1 E+14
1 E+11
Ar-39
269 a
β−
<0.001
2000
1.5
3 E+10
7 E+06
[4]
Ar-41
1.827 h
β−, γ 0.188
1000
1.7
5 E+07
5 E+04
K-38
7.636 m
ε, β+, γ 0.480
1000
1.8
3
K-40
1.28 E9 a
β−, ε, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε
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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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]
Radioprotezione
814.501
60
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Sc-46
83.83 d
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, γ
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]
Ti-45
3.08 h
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε
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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε
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
ε, γ
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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε
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
β−, γ 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
β−
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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
6.0 E-10 2.1 E-10 0.021 100
0.1
5 E+04
8 E+06
1 E+04
100
O
814.501
61
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Co-58
70.80 d
ε, β+, γ 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
γ
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
β−, γ 1.7 E-08 3.4 E-09 0.366 1000
1.1
3 E+03
9 E+04
5 E+02
3
Co-60m
10.47 m
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
Ni-59
7.5 E4 a
ε
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
β−
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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 7.1 E-10 1.2 E-09 0.877 600
1.1
8 E+03
7 E+06
1 E+04
3
Radioprotezione
814.501
62
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Ga-67
78.26 h
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε
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
ε, β+, γ 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
ε
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
β−, γ 5.4 E-11 4.6 E-11 0.006 1000
1.6
2 E+05
9 E+07
2 E+05
3
Ge-77
11.3 h
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
O
814.501
63
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Se-75
119.8 d
ε, γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, β−, γ 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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 6.7 E-11 4.3 E-11 0.001 1000
1.5
2 E+05
7 E+07
1 E+05
3
Br-84
31.80 m
β−, γ 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
ε, β+, γ 0.042
100
0.2
3 E+08
3 E+05
Kr-81
2.1 E5 a
ε, γ
0.004
8
<0.1
7 E+09
7 E+06
Kr-83m
1.83 h
γ
0.002
3
<0.1
1 E+12
1 E+09
Kr-85
10.72 a
β−, γ 0.001
1000
1.5
5 E+07
5 E+06
[4]
Kr-85m
4.48 h
β−, γ 0.026
1000
1.4
5 E+08
5 E+05
-> Kr-85
Kr-87
76.3 m
β−, γ 0.501
1000
1.7
8 E+07
8 E+04
-> Rb-87
Kr-88
2.84 h
β−, γ 0.264
1000
1.5
2 E+07
2 E+04
[1]
-> Rb-88 [6]
Kr-89
3.18 m
β−, γ 2.047
900
1.8
3 E+07
3 E+04
-> Rb-89 [6]
Rb-79
22.9 m
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
Radioprotezione
814.501
64
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Rb-81m
32 m
γ
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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, β−, γ 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
β−, γ 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
β−
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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, γ
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
β−, γ 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
β−
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]
Sr-91
9.5 h
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
β−, γ 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
γ
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
β−, γ 6.1 E-09 2.4 E-09 0.001 1000
1.6
4 E+03
8 E+05
1 E+03
3
O
814.501
65
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Y-91m
49.71 m
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
β−
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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε
4.1 E-09 6.4 E-11
2 E+05
1 E+06
2 E+03
Nb-91m
62 d
ε, γ
2.3 E-09 6.3 E-10
2 E+04
2 E+06
4 E+03
Nb-92m
10.15 d
β+, γ
5.9 E-10 6.0 E-10
2 E+04
8 E+06
1 E+04
Nb-93m
13.6 a
γ
8.6 E-10 1.2 E-10 0.003 <1
<0.1
8 E+04
6 E+06
1 E+04
1000
Nb-94
2.03 E4 a
β−, γ 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
β−, γ 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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 9.9 E-11 1.1 E-10 0.393 1000
1.8
9 E+04
5 E+07
8 E+04
3
Radioprotezione
814.501
66
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Mo-90
5.67 h
ε, β+, γ 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
ε
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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε
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
γ
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
β−, γ 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
β−
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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
Ru-103
39.28 d
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 3.5 E-08 7.0 E-09 0.357 1000
1.6
1 E+03
1 E+05
2 E+02
3
O
814.501
67
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Rh-99
16 d
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, β+, β−, γ 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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
β−
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
β−,γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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 ε, β+, β−, γ 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 ε, β−, γ 7.3 E-09 2.8 E-09 0.409 500
0.6
4 E+03
7 E+05
1 E+03
10
Radioprotezione
814.501
68
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Ag-111
7.45 d
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
β−
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
β−
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+ ,γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, β−, γ 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
γ
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
ε, β+, β−, γ 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
β−
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 2.9 E-11 4.7 E-11 0.033 1000
1.7
2 E+05
2 E+08
3 E+05
3
O
814.501
69
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Sn-110
4.0 h
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
Sn-113
115.1 d
ε, γ
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
γ
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
γ
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
β−
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β−, γ 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
β−, γ 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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 3.2 E-09 2.4 E-09 0.434 1000
1.5
4 E+03
2 E+06
3 E+03
3
Radioprotezione
814.501
70
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Sb-126m
19.0 m
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 2.6 E-11 3.3 E-11 0.313 1000
1.8
3 E+05
2 E+08
3 E+05
3
Sb-128L [2]
9.01 h
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 6.3 E-10 8.3 E-10
1 E+04
8 E+06
1 E+04
10
Te-121
17 d
ε, γ
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
ε, γ
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
ε
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
γ
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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−,γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 1.4 E-10 2.1 E-10 1.108 800
1.7
5 E+04
4 E+07
6 E+04
3
O
814.501
71
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
I-121
2.12 h
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 6.3 E-09 1.3 E-08 0.170 300
0.5
8 E+02
8 E+05
1 E+03
10
I-125
60.14 d
ε, γ
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
ε, β+, β−, γ 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
ε, β+, β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 0.284
800
1.3
7 E+07
7 E+04
Xe-123
2.08 h
ε, β+, γ 0.107
800
0.9
1 E+08
1 E+05
-> I-123
Xe-125
17.0 h
ε, β+, γ 0.060
300
0.2
3 E+08
3 E+05
-> I-125
Xe-127
36.41 d
ε, γ
0.059
400
0.3
3 E+08
3 E+05
Xe-129m
8.0 d
γ
0.030
3000
1.9
4 E+09
4 E+06
Xe-131m
11.9 d
γ
0.012
3000
2.1
9 E+09
9 E+06
Xe-133
5.245 d
β−, γ 0.016
1000
1.0
2 E+09
2 E+06
Xe-133m
2.188 d
γ
0.016
2000
1.7
2 E+09
2 E+06
-> Xe-133
Xe-135
9.09 h
β−, γ 0.040
2000
1.6
3 E+08
3 E+05
-> Cs-135
Xe-135m
15.29 m
β−, γ 0.069
200
0.4
2 E+08
2 E+05
-> Cs-135
Xe-137
3.83 m
β−, γ 1.167
2
1.7
3 E+08
3 E+05
Xe-138
14.17 m
β−, γ 0.166
1000
1.7
6 E+07
6 E+04
-> Cs-138 [6]
Radioprotezione
814.501
72
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Cs-125
45 m
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 8.1 E-11 6.0 E-11 0.063 30
<0.1
2 E+05
6 E+07
1 E+05
100
Cs-130
29.9 m
ε, β+, γ 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
ε
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
ε, β+, β−, γ 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
ε, β−, γ 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
γ
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
β−
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
γ
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
β−, γ 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 β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
γ
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
ε, γ
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
γ
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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
O
814.501
73
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
La-132
4.8 h
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε
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
ε, β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
La-142
92.5 m
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, γ
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
β− ,γ 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
β−, γ 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 β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β−, γ 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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
Radioprotezione
814.501
74
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Nd-136
50.65 m
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε
2.0 E-09 2.8 E-09
4 E+03
3 E+06
4 E+03
3
Nd-141
2.49 h
ε, β+, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
Nd-151
12.44 m
β− ,γ 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
ε, β+, γ 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, Nd141m Pm-143
265 d
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
α
6.7 E-06 5.4 E-08 <0.001 <1
<0.1
2 E+02
7 E+02
1 E+00
1
O
814.501
75
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Sm-147
1.06E11 a
α
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
α, ε, β+, γ 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
α, ε, β+, γ 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
ε, γ
2.3 E-10 1.0 E-10 0.018 20
<0.1
1 E+05
2 E+07
4 E+04
300
Eu-150-1
12.62 h
ε, β+, β−, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, β−, γ 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
ε, β+, β−, γ 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
ε, β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
α
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
ε, γ
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
α, ε, γ 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
α
2.2 E-05 4.1 E-08 <0.001 <1
<0.1
2 E+02
2 E+02
4 E-01
1
Radioprotezione
814.501
76
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Gd-153
242 d
ε, γ
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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
α, ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
α, ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
γ
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
γ
2.3 E-10 1.7 E-10 0.007 4
<0.1
6 E+04
2 E+07
4 E+04
1000
Tb-157
150 a
ε, γ
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
ε, β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
1.0 E-11 1.3 E-11 0.022 20
<0.1
8 E+05
5 E+08
8 E+05
300
O
814.501
77
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Ho-162
15 m
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β−, γ 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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
1.0 E-09 5.6 E-10 0.029 2000
1.1
2 E+04
5 E+06
8 E+03
3
Tm-170
128.6 d
ε, β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
β−, γ 7.0 E-10 4.4 E-10 0.007 1000
1.1
2 E+04
7 E+06
1 E+04
3
Radioprotezione
814.501
78
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Yb-177
1.9 h
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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]
Hf-173
24.0 h
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
γ
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
γ
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
γ
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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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]
O
814.501
79
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Hf-182m
61.5 m
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
0.021
10
0.2
30
Ta-178-2 [2]
2.2 h
ε, γ
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
ε
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
ε, γ
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
ε, β−, γ 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
β−, γ 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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 3.1 E-11 3.3 E-11 0.252 2000
2.5
3 E+05
2 E+08
3 E+05
3
W-176
2.3 h
ε, γ
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
ε, β+, γ 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 ε, γ
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
ε, γ
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
ε, γ
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
β−, γ 2.2 E-10 5.0 E-10 <0.001 1000
1.1
2 E+04
2 E+07
4 E+04
3
Radioprotezione
814.501
80
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
W-187
23.9 h
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
1.8 E-09 7.6 E-10
1 E+04
3 E+06
5 E+03
10
Re-184
38.0 d
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, β−, γ 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
γ
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
β−
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
β−, γ 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
γ
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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
γ
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
β−, γ 1.5 E-09 5.7 E-10 0.015 400
0.4
2 E+04
3 E+06
6 E+03
10
Os-191m
13.03 h
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
O
814.501
81
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Ir-182
15 m
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, γ
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
γ
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
ε, β−, γ 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
γ
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
γ
1.0 E-09 2.7 E-10
4 E+04
5 E+06
8 E+03
100
Ir-194
19.15 h
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
α, ε, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
α
2.3 E-07 8.2 E-09
1 E+03
2 E+04
4 E+01
3
Pt-191
2.8 d
ε, γ
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
ε
2.7 E-11 3.1 E-11 0.001 4
<0.1
3 E+05
2 E+08
3 E+05
1000
Pt-193m
4.33 d
γ
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
γ
3.1 E-10 6.3 E-10 0.016 2000
2.1
2 E+04
2 E+07
3 E+04
3
Radioprotezione
814.501
82
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Pt-197
18.3 h
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β−, γ 3.7 E-10 4.4 E-10
2 E+04
1 E+07
2 E+04
10
Au-198
2.696 d
β−, γ 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
γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε
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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε, γ
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
γ
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
β−, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
O
814.501
83
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Tl-195
1.16 h
ε, β+, γ 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
Tl-197
2.84 h
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, β− 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
β−, γ 0.296
1000
1.9
3
-> Pb-209
Pb-195m
15.8 m
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε
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
ε, γ
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
ε, γ
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
ε
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
β−
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
β−, γ 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
α, β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, γ
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]
Radioprotezione
814.501
84
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Bi-202
1.67 h
ε, β+, γ 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
ε, β+, γ 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
ε, β+. γ 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
Bi-206
6.243 d
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
ε, γ
4.0 E-09 1.4 E-09
7 E+03
1 E+06
2 E+03
10
Bi-210
5.012 d
β−
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
α, γ
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
α, β−, γ 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
α, β−, γ 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
β−, γ 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
ε, β+, γ 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
α, ε, β+ ,γ 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], Pb201 Po-206
8.8 d
α, ε, γ 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
ε, β+, γ 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
α, ε, γ 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
α, ε, γ 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
α, γ
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
α, ε, γ 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
α, ε, γ 1.7 E-07 1.1 E-08 0.008 3
<0.1
9 E+02
3 E+04
5 E+01
10
-> Po-211, Bi-207 [6] Rn-220
55.6 s
α, γ
<0.001
<1
<0.1
1 E+03
-> Po-216 -> Pb-212 Rn-222
3.8235 d
α, γ
<0.001
<1
<0.1
3 E+03
-> Po-218 -> Pb-214
O
814.501
85
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Fr-222
14.4 m
β−
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.
Fr-223
21.8 m
β−, γ 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
α, γ
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
α, γ
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
β−, γ 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
α, γ
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
α, β, γ 0.283
5000
5.2
4 E+01
2 E+03
4 E+00
1
Ra-227
42.2 m
β−, γ 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
β−, γ 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
α, ε, γ 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
α, γ
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
α, ε, β−, γ 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
α, β−, γ 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
β−, γ 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
α, γ
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
α, γ
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
α, γ
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
α, γ
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
α, γ
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
β−, γ 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
α, γ
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 β−, γ 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)
α, β, γ 0.355
6000
5.4
6 E+00
2 E+01
4 E-02
0.1
Radioprotezione
814.501
86
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Pa-227
38.3 m
α, ε, γ 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
α, ε, β+, γ 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 Pa-230
17.4 d
α, ε, β−, γ 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
α, γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
α, γ
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
α, ε, γ 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
α, γ
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
α, γ
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
α, γ
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
α, γ
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
α, γ
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
β−, γ 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
α, γ, φ 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
β−, γ 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
β−, γ 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.
α, β, γ 0.296
6000
7.1
4 E+02
4 E+02
3 E-01
1
Np-232
14.7 m
ε, β+, γ 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
ε, γ
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
ε, β+, γ 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
α, ε, γ 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
ε, β−, γ 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
ε, β−, γ 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
O
814.501
87
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Np-237
2.14 E6 a
α, γ
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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
Np-240m
7.4 m
β−, γ 0.060
1000
1.6
3
-> Pu-240
Pu-234
8.8 h
α, ε, γ 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
α, ε, γ 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
α, γ, φ 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
α, ε, γ 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
α, γ, φ 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
α, γ
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
α, γ, φ 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
α, β−, γ 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
α, γ, φ 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
β−, γ 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
α, γ, φ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
α, ε, γ 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
α, ε, γ 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
α, ε, γ 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
α, ε, γ 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
α, γ
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
ε, β−, γ 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
α, γ
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
α, γ
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
Radioprotezione
814.501
88
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Am-244
10.1 h
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
β−, γ 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
α, ε
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 Cm-240
27 d
α, γ
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
α, ε, γ 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
α, γ, φ 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
α, ε, γ 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
α, γ, φ 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
α, γ
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
α, γ, φ 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
α, γ
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
α, γ, φ 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
β−, γ 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
α, β−, φ 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
α, ε, γ 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
ε, γ
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
α, γ
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
α, β−, γ, φ 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
β−, γ 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
α, γ
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
α, γ, φ 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
α, γ, φ 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
O
814.501
89
grandezze di apprezzamento Limite di
esenzione
limiti di
licenza
valore operativo
nuclide
tempo di
dimezzamento
tipo di disintegrazione e di
radiazione
eina
Sv/Bq eing
Sv/Bq h10
(mSv/h)/GBq
a 1 m di
distanza
h0,07
(mSv/h)/GBq
a 10 cm di
distanza
hc0,07
(mSv/h)/
(kBq/cm
2)
LE
Bq/kg
o Leass Bq
LA
Bq
CA
Bq/m 3
CS
Bq/cm 2
nuclide figlio instabile 1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Cf-249
350.6 a
α, γ, φ 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
α, γ, φ 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
α, γ
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
α, γ, φ 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
α, β−, γ 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
α, γ, φ 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
ε, γ
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
α, ε, γ 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 Es-253
20.47 d
α, γ, φ 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
α, γ
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
α, β−, γ 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
α, γ
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
α, ε, γ 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
α, γ
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
α, γ
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
α, γ
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
α, ε, γ 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
α, γ
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
Radioprotezione
814.501
90
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: α = raggi alfa; β−,β+ = raggi beta; γ = raggi gamma;
ε = cattura di elettroni; Φ = 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)5µm 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).
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.
O
814.501
91
L'ingestione di 1 kg di sostanza con attività specifica LE, cioè l'attività
LEass, 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/(eina · 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 n uclide 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 l imite 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;
- CSina = LA/ 100 cm2 = 5 mSv/(1000 · mSv/Sv · eina/ 100 cm2) 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!).
Radioprotezione
814.501
92
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 config urazione 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 µSv/h.
[9] Per h10 si è tenuto conto della fissione spontanea. La parte delle fissioni spont anee è tratta da «Tables of Isotopes» (8a edizione, 1996, John Wiley&Sons) e
dalla banca dati ENDF del «Brookhaven National Laboratory». Per il numero
medio di neutroni per fissione e 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.
O
814.501
93
Appendice 454 Fattori di dose per diversi gruppi di età 1. Inalazione
Nuclide
la infanzia (la)
bambini (10a)
adulti
eina
Sv/Bq hina, organo
Sv/Bq organo
eina
Sv/Bq hina, organo
Sv/Bq organo
eina
Sv/Bq hina, organo
Sv/Bq organo
H-3, HTO
1.2 E-09
4.8 E-11
CI
3.8 E-10
2.3 E-11
CI
2.6 E-10
1.8 E-11
CI
organ. T
1.1 E-10
CI
5.5 E-11
CI
4.1 E-11
CI
C-14 org.
1.9 E-08
1.6 E-09
CI
7.4 E-09
7.9 E-10
CI
5.8 E-09
5.8 E-10
CI
Na-22
9.7 E-09
1.7 E-08
per
2.4 E-09
6.9 E-09
per
1.3 E-09
3.5 E-09
per
Na-24
2.3 E-09
7.5 E-09
pol
5.7 E-10
2.7 E-09
pol
2.7 E-10
1.2 E-09
pol
Sc-47
4.0 E-09
1.7 E-08
STI
1.1 E-09
5.9 E-09
STI
7.3 E-10
2.5 E-09
STI
Cr-51
2.6 E-10
3.3 E-09
pol
6.6 E-11
1.2 E-09
pol
3.7 E-11
5.4 E-10
pol
Mn-54
7.5 E-09
2.5 E-08
pol
2.4 E-09
1.1 E-08
pol
1.5 E-09
6.4 E-09
pol
Fe-59
2.1 E-08
6.7 E-08
pol
5.8 E-09
3.1 E-08
pol
4.0 E-09
2.3 E-08
pol
Co-57
4.4 E-09
1.2 E-08
pol
1.5 E-09
4.8 E-09
pol
1.0 E-09
3.3 E-09
pol
Co-58
9.0 E-09
3.0 E-08
ET
3.1 E-09
1.2 E-08
pol
2.1 E-09
8.9 E-09
pol
Co-60
9.2 E-08
1.6 E-07
pol
4.0 E-08
7.3 E-08
pol
3.1 E-08
5.2 E-08
pol
Zn-65
1.5 E-08
1.7 E-08
pol
3.8 E-09
7.5 E-09
pol
2.2 E-09
5.1 E-09
pol
Se-75
7.8 E-09
2.4 E-08
ren
2.5 E-09
9.2 E-09
ren
1.3 E-09
5.4 E-09
ren
Br-82
3.8 E-09
8.9 E-09
pol
1.1 E-09
3.4 E-09
pol
6.3 E-10
1.7 E-09
pol
Sr-89
3.9 E-08
1.5 E-07
pol
1.2 E-08
6.3 E-08
pol
7.9 E-09
4.5 E-08
pol
Sr-90
4.2 E-07
7.0 E-07
pol
1.8 E-07
2.9 E-07
pol
1.6 E-07
2.1 E-07
pol
Y-91
4.3 E-08
6.7 E-07
pol
1.3 E-08
2.2 E-07
pol
8.9 E-09
9.9 E-08
pol
Zr-95
2.4 E-08
9.1 E-08
pol
8.3 E-09
4.2 E-08
pol
5.9 E-09
3.1 E-08
pol
Nb-95
7.7 E-09
2.8 E-08
pol
2.5 E-09
1.3 E-08
pol
1.8 E-09
9.5 E-09
pol
Mo-99
6.9 E-09
2.6 E-08
STI
1.7 E-09
7.2 E-09
pol
9.9 E-10
5.3 E-09
pol
Tc-99m
1.3 E-10
1.4 E-09
ET
3.5 E-11
4.3 E-10
ET
2.0 E-11
2.1 E-10
ET
Ru-103
1.3 E-08
5.3 E-08
pol
4.2 E-09
2.4 E-08
pol
3.0 E-09
1.8 E-08
pol
54
Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
Radioprotezione
814.501
94
Nuclide
la infanzia (la)
bambini (10a)
adulti
eina
Sv/Bq hina, organo
Sv/Bq organo
eina
Sv/Bq hina, organo
Sv/Bq organo
eina
Sv/Bq hina, organo
Sv/Bq organo
Ru-106
2.6 E-07
7.1 E-07
pol
9.1 E-08
2.8 E-07
pol
6.6 E-08
2.0 E-07
pol
Ag-110m
4.6 E-08
1.1 E-07
pol
1.8 E-08
5.1 E-08
pol
1.2 E-08
3.6 E-08
pol
Sn-125
2.1 E-08
1.5 E-07
pol
5.0 E-09
5.2 E-08
pol
3.1 E-09
2.2 E-08
pol
Sb-122
8.8 E-09
4.7 E-08
STI
2.0 E-09
1.6 E-08
STI
1.1 E-09
6.8 E-09
STI
Sb-124
3.9 E-08
1.4 E-07
pol
1.3 E-08
6.1 E-08
pol
8.6 E-09
4.4 E-08
pol
Sb-125
4.2 E-08
1.0 E-07
pol
1.6 E-08
4.5 E-08
pol
1.2 E-08
3.2 E-08
pol
Sb-127
1.1 E-08
3.9 E-08
STI
3.0 E-09
1.4 E-08
pol
1.9 E-09
1.1 E-08
pol
Te-125m
1.7 E-08
8.2 E-08
per
5.8 E-09
2.7 E-08
per
4.2 E-09
1.2 E-08
per
Te-127m
4.1 E-08
1.7 E-07
pol
1.4 E-08
7.7 E-08
pol
9.8 E-09
5.6 E-08
pol
Te-129m
3.8 E-08
1.5 E-07
pol
1.2 E-08
6.6 E-08
pol
7.9 E-09
4.8 E-08
pol
Te-131m
8.7 E-09
3.2 E-08
ET
2.0 E-09
9.8 E-09
ET
9.4 E-10
4.6 E-09
ET
Te-132
2.2 E-08
5.6 E-08
ET
4.2 E-09
1.7 E-08
ET
2.0 E-09
1.0 E-08
pol
I-125
2.0 E-08
4.5 E-07
tir
1.1 E-08
2.2 E-07
tir
5.1 E-09
1.0 E-07
tir
I-129
7.2 E-08
1.7 E-06
tir
6.7 E-08
1.3 E-06
tir
3.6 E-08
7.1 E-07
tir
I-131
7.2 E-08
1.4 E-06
tir
1.9 E-08
3.7 E-07
tir
7.4 E-09
1.5 E-07
tir
I-133
1.9 E-08
3.5 E-07
tir
3.8 E-09
7.4 E-08
tir
1.5 E-09
2.8 E-08
tir
I-135
4.1 E-09
7.0 E-08
tir
7.9 E-10
1.5 E-08
tir
3.2 E-10
5.7 E-09
tir
Cs-134
7.0 E-08
4.9 E-08
ET
2.8 E-08
1.8 E-08
ET
2.0 E-08
1.2 E-08
ET
Cs-136
1.5 E-08
5.9 E-08
ET
4.1 E-09
1.9 E-08
ET
2.8 E-09
8.8 E-09
ET
Cs-137
1.1 E-07
2.5 E-08
ET
4.8 E-08
9.7 E-09
ET
3.9 E-08
7.4 E-09
ET
Ba-140
2.9 E-08
1.1 E-07
pol
8.6 E-09
4.8 E-08
pol
5.8 E-09
3.5 E-08
pol
La-140
8.8 E-09
3.5 E-08
STI
2.0 E-09
1.2 E-08
STI
1.1 E-09
5.5 E-09
STI
Ce-141
1.6 E-08
6.9 E-08
pol
5.3 E-09
3.2 E-08
pol
2.4 E-08
1.7 E-08
pol
Ce-144
3.6 E-07
6.5 E-07
pol
7.8 E-08
2.6 E-06
pol
5.3 E-08
1.7 E-07
pol
Pr-143
1.3 E-08
9.2 E-08
pol
3.6 E-09
3.1 E-08
pol
2.4 E-09
1.3 E-08
pol
Pb-210
1.8 E-05
2.2 E-05
pol
7.2 E-06
8.3 E-06
pol
5.6 E-06
5.5 E-06
pol
Bi-210
3.9 E-07
2.9 E-06
pol
1.3 E-07
9.6 E-07
pol
9.3 E-08
4.2 E-07
pol
Po-210
1.8 E-05
8.1 E-05
pol
5.9 E-06
3.5 E-05
pol
4.3 E-06
2.6 E-05
pol
Ra-224
1.2 E-05
6.7 E-05
pol
4.4 E-06
3.2 E-05
pol
3.4 E-06
2.5 E-05
pol
Ra-226
3.4 E-05
9.1 E-05
pol
1.2 E-05
3.8 E-05
pol
9.5 E-06
2.8 E-05
pol
Th-227
3.9 E-05
2.4 E-04
pol
1.4 E-05
8.1 E-05
pol
1.0 E-05
3.5 E-05
pol
Th-228
1.8 E-04
1.1 E-03
pol
5.5 E-05
4.5 E-04
pol
4.0 E-05
3.3 E-04
pol
Th-230
2.1 E-04
2.6 E-04
per
1.1 E-04
2.4 E-04
per
1.0 E-04
2.8 E-04
per
O
814.501
95
Nuclide
la infanzia (la)
bambini (10a)
adulti
eina
Sv/Bq hina, organo
Sv/Bq organo
eina
Sv/Bq hina, organo
Sv/Bq organo
eina
Sv/Bq hina, organo
Sv/Bq organo
Th-232
2.3 E-04
3.5 E-04
pol
1.3 E-04
2.6 E-04
per
1.1 E-04
2.9 E-04
per
Pa-231
2.2 E-04
1.6 E-02
per
1.5 E-04
1.1 E-02
per
1.4 E-04
8.7 E-03
per
U-234
3.3 E-05
9.0 E-05
per
1.2 E-05
3.8 E-05
per
9.4 E-06
2.7 E-05
per
U-235
3.0 E-05
8.1 E-05
pol
1.1 E-05
3.4 E-05
pol
8.5 E-06
2.4 E-05
pol
U-238
2.9 E-05
7.5 E-05
pol
1.0 E-05
3.1 E-05
pol
8.0 E-06
2.2 E-05
pol
Np-237
9.8 E-05
8.3 E-04
per
5.0 E-05
6.7 E-04
per
5.0 E-05
1.3 E-03
per
Np-239
5.9 E-09
1.8 E-08
ET
1.6 E-09
8.4 E-09
pol
1.0 E-09
6.3 E-09
pol
Pu-238
2.0 E-04
1.2 E-03
per
1.1 E-04
9.8 E-04
per
1.1 E-04
1.4 E-03
per
Pu-239
2.1 E-04
1.3 E-03
per
1.2 E-04
1.1 E-03
per
1.2 E-04
1.5 E-03
per
Pu-240
2.1 E-04
1.3 E-03
per
1.2 E-04
1.1 E-03
per
1.2 E-04
1.5 E-03
per
Pu-241
2.8 E-06
2.2 E-05
per
2.4 E-06
2.4 E-05
per
2.3 E-06
3.1 E-05
per
Am-241
1.8 E-04
1.4 E-03
per
1.0 E-04
1.2 E-03
per
9.6 E-05
1.7 E-03
per
Cm-242
2.7 E-05
1.2 E-04
per
8.2 E-06
4.8 E-05
pol
5.9 E-06
3.5 E-05
pol
Cm-244
1.5 E-04
9.6 E-04
per
6.1 E-05
6.4 E-04
per
5.7 E-05
9.2 E-04
per
eina :
dose efficace impegnata; tempo d'integrazione: 50 anni per adulti, 70 anni per bambini
Fattori di dose tratti dalla direttiva 96/29/Euratom del 13 maggio 1996, tabella B, colonna h (età <= 1a), h (età 7-12a) e h (età > 17a) hina,organo :
dose impegnata nell'organo più colpito (CI: corpo intero; ET: vie respiratorie extratoraciche, tir: tiroide; per: periostio; STI: stomaco, tratto
intestinale; ut: utero; pol: polmoni , ren: reni)
Fattori di dose tratti da ICRP-Publication 71, colonna «1 Year», «10 Years» e «Adult»
Radioprotezione
814.501
96
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
6.4E-11
4.8E-11
CI
2.3E-11
2.3E-11
CI
1.8E-11
1.8E-11
CI
organ. T
1.2E-10
1.1E-10
CI
5.7E-11
5.5E-11
CI
4.2E-11
4.1E-11
CI
C-14
1.4E-09
1.6E-09
CI
8.0E-10
8.0E-10
CI
5.8E-10
5.8E-10
CI
Na-22
2.1E-08
2.7E-08
per
5.5E-09
1.1E-08
per
3.2E-09
5.6E-09
per
Na-24
3.5E-09
6.6E-09
STI
7.7E-10
2.5E-09
STI
4.3E-10
1.2E-09
STI
Sc-47
6.1E-09
4.2E-08
STI
1.2E-09
1.4E-08
STI
5.4E-10
6.1E-09
STI
Cr-51
3.5E-10
1.9E-09
STI
7.8E-11
6.9E-10
STI
3.8E-11
3.1E-10
STI
Mn-54
5.4E-09
8.6E-09
STI
1.3E-09
3.9E-09
STI
7.1E-10
2.2E-09
STI
Fe-59
3.9E-08
5.0E-08
STI
4.7E-09
1.6E-08
STI
1.8E-09
8.4E-09
STI
Co-57
2.9E-09
8.1E-09
STI
5.8E-10
2.6E-09
STI
2.1E-10
1.4E-09
STI
Co-58
7.3E-09
1.9E-08
STI
1.7E-09
6.8E-09
STI
7.4E-10
4.0E-09
STI
Co-60
5.4E-08
6.4E-08
STI
1.1E-08
2.4E-08
STI
3.4E-09
1.2E-08
STI
Zn-65
3.6E-08
2.2E-08
per
6.4E-09
8.9E-09
per
3.9E-09
5.5E-09
per
Se-75
2.0E-08
5.1E-08
ren
6.0E-09
2.2E-08
ren
2.6E-09
1.4E-08
ren
Br-82
3.7E-09
3.7E-09
STI
9.5E-10
1.6E-09
STI
5.4E-10
8.2E-10
STI
Sr-89
3.6E-08
1.4E-07
per
5.8E-09
4.2E-08
STI
2.6E-09
2.2E-08
STI
Sr-90
2.3E-07
7.3E-07
per
6.0E-08
1.1E-06
per
2.8E-08
4.1E-07
per
Y-91
2.8E-08
2.1E-07
STI
5.2E-09
7.0E-08
STI
2.4E-09
3.0E-08
STI
Zr-95
8.5E-09
5.2E-08
STI
1.9E-09
1.6E-08
STI
9.5E-10
7.8E-09
STI
Nb-95
4.6E-09
2.4E-08
STI
1.1E-09
8.1E-09
STI
5.8E-10
4.0E-09
STI
Mo-99
5.5E-09
1.6E-08
fe
1.1E-09
5.5E-09
fe
6.0E-10
3.1E-09
ren
Tc-99m
2.0E-10
4.7E-10
STI
4.3E-11
1.6E-10
STI
2.2E-11
7.7E-11
STI
Ru-103
7.1E-09
4.5E-08
STI
1.5E-09
1.4E-08
STI
7.3E-10
6.6E-09
STI
Ru-106
8.4E-08
5.3E-07
STI
1.5E-08
1.6E-07
STI
7.0E-09
7.2E-08
STI
Ag-110m
2.4E-08
6.3E-08
STI
5.2E-09
2.2E-08
STI
2.8E-09
1.2E-08
STI
Sn-125
3.5E-08
2.5E-07
STI
6.7E-09
8.5E-08
STI
3.1E-09
3.7E-08
STI
Sb-122
1.8E-08
1.4E-07
STI
3.7E-09
4.6E-08
STI
1.7E-09
2.0E-08
STI
Sb-124
2.5E-08
1.5E-07
STI
5.2E-09
4.6E-08
STI
2.5E-09
2.2E-08
STI
Sb-125
1.1E-08
4.1E-08
STI
2.1E-09
1.3E-08
STI
1.1E-09
9.1E-09
per
Sb-127
1.7E-08
1.3E-07
STI
3.6E-09
4.5E-08
STI
1.7E-09
2.0E-08
STI
O
814.501
97
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
Te-125m
1.3E-08
8.8E-08
per
1.9E-09
2.9E-08
per
8.7E-10
1.3E-08
per
Te-127m
4.1E-08
1.4E-07
per
5.2E-09
5.5E-08
per
2.3E-09
3.2E-08
per
Te-129m
4.4E-08
1.7E-07
STI
6.6E-09
5.0E-08
STI
3.0E-09
2.3E-08
STI
Te-131m
2.0E-08
1.5E-07
tir
4.3E-09
4.5E-08
tir
1.9E-09
1.9E-08
tir
Te-132
4.8E-08
3.0E-07
tir
8.3E-09
7.1E-08
tir
3.8E-09
2.9E-08
tir
I-125
5.2E-08
1.2E-06
tir
3.1E-08
6.3E-07
tir
1.5E-08
3.1E-07
tir
I-129
1.8E-07
4.3E-06
tir
1.9E-07
3.8E-06
tir
1.1E-07
2.1E-06
tir
I-131
1.8E-07
3.6E-06
tir
5.2E-08
1.0E-06
tir
2.2E-08
4.3E-07
tir
I-133
4.9E-08
8.6E-07
tir
1.0E-08
2.3E-07
tir
4.3E-09
8.3E-08
tir
I-135
1.0E-08
1.7E-07
tir
2.2E-09
4.5E-08
tir
9.3E-10
1.6E-08
tir
Cs-134
2.6E-08
2.9E-08
STI
1.4E-08
1.9E-08
STI
1.9E-08
2.3E-08
STI
Cs-136
1.5E-08
1.6E-08
STI
4.4E-09
5.6E-09
STI
3.0E-09
3.7E-09
STI
Cs-137
2.1E-08
3.1E-08
STI
1.0E-08
1.6E-08
STI
1.3E-08
1.7E-08
STI
Ba-140
3.2E-08
1.9E-07
STI
5.8E-09
5.7E-08
STI
2.6E-09
2.9E-08
STI
La-140
2.0E-08
1.1E-07
STI
4.2E-09
3.9E-08
STI
2.0E-09
1.7E-08
STI
Ce-141
8.1E-09
6.3E-08
STI
1.5E-09
1.9E-08
STI
7.1E-10
8.7E-09
STI
Ce-144
6.6E-08
4.9E-07
STI
1.1E-08
1.5E-07
STI
5.2E-09
6.7E-08
STI
Pr-143
1.4E-08
1.0E-07
STI
2.6E-09
3.4E-08
STI
1.2E-09
1.5E-08
STI
Pb-210
8.4E-06
3.8E-05
per
1.9E-06
4.5E-05
per
6.9E-07
2.3E-05
per
Bi-210
1.5E-08
1.1E-07
STI
2.9E-09
3.6E-08
STI
1.3E-09
1.5E-08
STI
Po-210
2.6E-05
7.6E-05
mi
2.6E-06
2.5E-05
mi
1.2E-06
1.3E-05
ren
Ra-224
2.7E-06
2.3E-05
per
2.6E-07
1.1E-05
per
6.5E-08
1.8E-06
per
Ra-226
4.7E-06
2.9E-05
per
8.0E-07
4.0E-05
per
2.8E-07
1.3E-05
per
Th-227
3.0E-07
2.4E-06
per
2.3E-08
8.0E-07
per
8.8E-09
3.5E-07
per
Th-228
3.7E-06
8.4E-06
per
1.5E-07
4.3E-06
per
7.2E-08
2.5E-06
per
Th-230
4.1E-06
1.3E-05
per
2.4E-07
1.1E-05
per
2.1E-07
1.2E-05
per
Th-232
4.6E-06
1.3E-05
per
2.9E-07
1.2E-05
per
2.3E-07
1.2E-05
per
Pa-231
1.3E-05
1.3E-04
per
9.2E-07
9.3E-05
per
7.1E-07
7.2E-05
per
U-234
3.7E-07
1.8E-06
per
7.4E-08
1.5E-06
per
4.9E-08
7.9E-07
per
U-235
3.5E-07
1.7E-06
per
7.1E-08
1.4E-06
per
4.7E-08
7.4E-07
per
U-238
3.4E-07
1.6E-06
per
6.8E-08
1.4E-06
per
4.5E-08
7.1E-07
per
Np-237
2.0E-06
5.1E-06
per
1.1E-07
4.2E-06
per
1.1E-07
5.5E-06
per
Np-239
8.9E-09
6.4E-08
STI
1.7E-09
1.9E-08
STI
8.0E-10
8.7E-09
STI
Radioprotezione
814.501
98
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
Pu-238
4.0E-06
7.0E-06
per
2.4E-07
6.1E-06
per
2.3E-07
7.5E-06
per
Pu-239
4.2E-06
7.7E-06
per
2.7E-07
6.9E-06
per
2.5E-07
8.4E-06
per
Pu-240
4.2E-06
7.7E-06
per
2.7E-07
6.9E-06
per
2.5E-07
8.4E-06
per
Pu-241
5.6E-08
1.3E-07
per
5.1E-09
1.4E-07
per
4.8E-09
1.7E-07
per
Am-241
3.7E-06
8.5E-06
per
2.2E-07
7.5E-06
per
2.0E-07
9.2E-06
per
Cm-242
5.9E-07
2.5E-06
per
2.4E-08
8.9E-07
per
1.2E-08
4.5E-07
per
Cm-244
2.9E-06
2.5E-05
per
1.4E-07
1.2E-05
per
1.2E-07
9.8E-06
per
eing :
dose efficace impegnata; tempo d'integrazione: 50 anni per adulti, 70 anni per bambini
Fattori di dose tratti dalla direttiva 96/29/Euratom del 13 maggio 1996, tabella A, colonna h (età <= 1a), h (età 7-12a) e h (età > 17a) hing, organo : dose impegnata nell'organo più colpito (CI: corpo intero; tir: tiroide; per: periostio; STI: stomaco, tratto intestinale; ut: utero; ren: reni; sur:
surreni; mi: milza, fe: fegato)
Fattori di dose tratti da ICRP-Publication 56, 67 e 69, colonna «1 Year», «10 Years» e «Adult»
O
99
814.501
Appendice 555 (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.
55
Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
Radioprotezione
100
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.
O
101
814.501
Appendice 656 (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.
56
Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
Radioprotezione
102
814.501
Segnale di pericolo: Relazione dei raggi: 1 : 1, 5 : 5