1
Ordinanza
sulla radioprotezione
(ORaP)
del 22 giugno 1994 (Stato 28 dicembre 2001) Il Consiglio federale svizzero, visto l'articolo 47 capoverso 1 della legge federale del 22 marzo 19911
sulla radioprotezione (LRaP), ordina:
Capitolo 1: Disposizioni generali e principi della radioprotezione
Art. 1
Campo d'applicazione
1 La presente ordinanza si applica alle sostanze, agli oggetti e ai rifiuti, la cui attività, concentrazione, contaminazione, intensità di dose o massa supera i valori indicati
nell'appendice 2.
2 La presente ordinanza si applica inoltre: a.
agli impianti generatori di radiazioni ionizzanti; b.
agli apparecchi e agli impianti che possono emettere radiazioni ionizzanti
parassite, qualora l'intensità di dose ambientale accertata di cui all'appendice 5, sia superiore a 1 microsievert (µSv) all'ora a 10 cm dalla superficie
esterna;
c.
...2
3 I valori indicati nell'appendice 3 si applicano all'esecuzione delle prescrizioni in
materia di radioprotezione.
Art. 2
Deroghe
1 La presente ordinanza non si applica alla manipolazione di materie prime di origine naturale e di composizioni di nuclidi che non sono menzionate nell'allegato 2 e
forniscono una dose inferiore a 1 mSv all'anno.3 2 La presente ordinanza non si applica alle sostanze con un'attività specifica inferiore al limite di esenzione indicato nell'appendice 3, colonna 9, e un'intensità di
dose ambientale superiore a 0,1 µSv all'ora a 10 cm dalla superficie esterna, dopo
deduzione del valore di fondo, qualora si sia dimostrato all'autorità di sorveglianza RU 1994 1947
1
RS 814.50
2
Abrogata dal n. I dell'O del 17 nov. 1999 (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
2
814.501
che la dose efficace accumulata dalle persone non supererà in alcun momento il valore di 10 ×Sv all'anno.
3 Gli articoli 125-127, 133 e 134 non si applicano alle attività che esigono una licenza 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 µSv 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 µSv all'anno per
le persone professionalmente esposte a radiazioni e superiore a 10 µSv all'anno per
le persone non professionalmente esposte a radiazioni.
4
RS 732.0
O
3
814.501
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
6
della radioattività
1 La Commissione federale della radioprotezione e della sorveglianza della radioattività (CFR) è un organo consultivo del Consiglio federale, del Dipartimento federale dell'interno (DFI), del Dipartimento federale dell'ambiente, dei trasporti, dell'energia e delle comunicazioni (DATEC), del Dipartimento federale della difesa,
della protezione della popolazione e dello sport (DDPS), degli uffici interessati,
come pure dell'Istituto nazionale svizzero di assicurazione contro gli infortuni
(INSAI) per questioni inerenti alla radioprotezione.
2 La CFR si pronuncia segnatamente in merito: a.
all'interpretazione e alla valutazione di raccomandazioni internazionali concernenti la radioprotezione, nel quadro della loro applicazione in Svizzera; b.
all'elaborazione e allo sviluppo di principi unitari per l'applicazione delle
prescrizioni relative alla radioprotezione; c.
alla radioattività ambientale, ai risultati della sorveglianza, alla loro inter3 La CFR informa periodicamente la popolazione sulla situazione della radioprotezione in Svizzera.
5
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
6
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 15 nov. 2000, in vigore dal 1° gen. 2001 (RU 2000
2894).
Radioprotezione
4
814.501
4 La CFR è amministrativamente aggregata all'Ufficio federale della sanità pubblica
(UFSP).
5 Il DFI emana il regolamento della CFR.
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'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:
O
5
814.501
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.
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.7
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.
7
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
Radioprotezione
6
814.501
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.
...8
d.
assistenti di veterinari; 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 8
Abrogata dal n. I dell'O del 17 nov. 1999 (RU 2000 107).
O
7
814.501
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.
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 DATEC9 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 DATEC; riconoscimento di una formazione all'estero
Art. 21
1 Il DFI e il DATEC disciplinano, nel quadro delle loro competenze: a.
le condizioni per il riconoscimento di una formazione o di un corso di cui gli
articoli 11, 12, 13, 15, 16 e 18; 9
Nuova denominazione giusta il DCF del 19 dic. 1997 non pubblicato. Di detta
denominazione è stato tenuto conto in tutto il presente testo.
Radioprotezione
8
814.501
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
10
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.
10
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
O
9
814.501
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.
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: Disposizioni particolari per i radiofarmaci11
Art. 29
12
all'ordinanza del 17 ottobre 200113 sulle sperimentazioni cliniche con agenti terapeutici.
11
Nuovo testo giusta il n. II 7 dell'O del 17 ott. 2001, in vigore dal 1° gen. 2002 (RU 2001
3294).
12
Nuovo testo giusta il n. II 7 dell'O del 17 ott. 2001, in vigore dal 1° gen. 2002 (RU 2001
3294).
13
RS 812.214.2
Radioprotezione
10
814.501
2 La comunicazione all'Istituto svizzero per gli agenti terapeutici deve essere corredata di: a.
indicazioni sul previsto controllo di qualità del radiofarmaco; b.
una stima dell'esposizione a radiazioni.
3 L'Istituto svizzero per gli agenti terapeutici trasmette la comunicazione all'UFSP.
4 Per le persone sane che prendono parte a questi progetti si applica il valore limite
giusta l'articolo 37.
5 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.
6 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'Istituto svizzero per gli agenti terapeutici con il
consenso dell'UFSP.14
2 L'UFSP dà il suo consenso, se i controlli di qualità relativi al radionuclide sono
stati svolti conformemente allo stato della scienza e della tecnica.15 3 ...16
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.
14
Nuovo testo giusta il n. II 7 dell'O del 17 ott. 2001, in vigore dal 1° gen. 2002 (RU 2001
3294).
15
Nuovo testo giusta il n. II 7 dell'O del 17 ott. 2001, in vigore dal 1° gen. 2002 (RU 2001
3294).
16
Abrogato dal n. II 7 dell'O del 17 ott. 2001 (RU 2001 3294).
O
11
814.501
2 L'UFSP può prelevare in qualsiasi momento campioni di radiofarmaci per accertare se le condizioni di cui all'articolo 30 sono ancora soddisfatte.17 A tale scopo,
può richiedere la collaborazione di servizi specializzati.
Art. 32
18
2 Il DFI definisce i compiti della commissione paritetica e ne nomina i membri.
Capitolo 4: Protezione delle persone esposte a radiazioni Sezione 1: Limiti di dose
Art. 33
Persone professionalmente esposte a radiazioni 1 Il titolare della licenza determina le persone che nell'azienda sono professionalmente esposte a radiazioni e le informa sulla loro particolare situazione di persone
professionalmente esposte a radiazioni.
2 Le informa in particolare in merito a: a.
le dosi di radiazione previste nell'ambito della loro attività; b.
i valori limite di dose loro applicabili.
3 Il titolare della licenza non può impiegare persone di età inferiore ai 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.
17
Nuovo testo giusta il n. II 7 dell'O del 17 ott. 2001, in vigore dal 1° gen. 2002 (RU 2001
3294).
18
Nuovo testo giusta il n. II 7 dell'O del 17 ott. 2001, in vigore dal 1° gen. 2002 (RU 2001
3294).
Radioprotezione
12
814.501
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
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.
O
13
814.501
4 Se il valore limite di dose per una persona professionalmente esposta a radiazioni è
superato, l'interessato non può accumulare, per il resto dell'anno, una dose efficace
supplementare superiore a 1 mSv. È fatto salvo il consenso dell'autorità di sorveglianza giusta l'articolo 35 capoverso 2.
Art. 39
Controllo medico in caso di superamento dei valori limite di dose 1 Una persona che, sull'arco di un anno, abbia ricevuto una dose efficace superiore a
250 mSv, un'equivalente di dose alla pelle o al periostio superiore a 2500 mSv o
un'equivalente di dose superiore a 1000 mSv a un altro organo, deve essere sottoposta a controllo medico.
2 Il medico comunica i risultati della visita, con una proposta circa i provvedimenti
da adottare, sia all'interessato sia all'autorità di sorveglianza. Informa l'INSAI, se si
tratta di un lavoratore.
3 Il medico comunica inoltre all'autorità di sorveglianza: a.
i dati relativi a danni precoci riscontrati; b.
i dati relativi a malattie o particolari predisposizioni che rendono necessaria
una decisione di inidoneità; c.
i dati relativi alla dosimetria biologica.
4 L'autorità di sorveglianza conserva questi dati finché la persona interessata rimane
esposta professionalmente a radiazioni.
5 L'autorità di sorveglianza adotta i provvedimenti necessari per le persone non sottoposte a un contratto di lavoro. Può disporre una sospensione dal lavoro per una
durata limitata o illimitata.
Art. 40
Esposizione eccezionale a radiazioni 1 I valori limite di dose di cui agli articoli 35-37 possono essere superati qualora si
tratti di far fronte a un incidente giusta l'articolo 97, se il superamento è reso necessario ai fini della protezione della popolazione e in particolare del salvataggio di vite
umane.
2 Per le persone di cui all'articolo 120 si applicano i valori dell'articolo 121 capoverso 1.
Art. 41
Personale di volo
1 Il personale di volo di aerei a reazione dev'essere informato dal proprietario della
compagnia aerea sull'esposizione a radiazioni che comporta l'esercizio di tale professione.
2 Le gestanti possono esigere l'esonero dal servizio di volo.
Radioprotezione
14
814.501
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.
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.
O
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Sezione 3: Servizi di dosimetria individuale
Art. 45
Omologazione e condizioni 1 Chi intende esercitare un servizio di dosimetria individuale deve chiederne l'omologazione.
2 L'omologazione è accordata se sono soddisfatte le condizioni seguenti: a.
il responsabile del servizio deve avere una formazione di perito in radioprotezione, possedere un diploma universitario o di una scuola tecnica superiore
ad indirizzo tecnico-scientifico e disporre di conoscenze pratiche nella tecnica di misura impiegata; b.
il servizio deve essere situato in Svizzera e disporre di un'organizzazione
adeguata e di personale sufficiente e qualificato; c.
il sistema di misura deve essere adeguato allo stato della tecnica e riconducibile ai campioni di riferimento nazionali o internazionali (riferibilità19).
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 e accreditamento (metas)20 e controllata da un
servizio da esso riconosciuto.
3 La validità dell'omologazione è di cinque anni.
Art. 47
Autorità d'omologazione 1 L'omologazione è di competenza di: a.
l'UFSP, se il servizio di dosimetria intende operare, completamente o in
massima parte, nel suo settore di sorveglianza o in quello dell'INSAI; b.
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.
19
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.
20
La designazione dell'unità amministrativa è stata adattata giusta l'art. 4a dell'O del
15 giu. 1998 sulle pubblicazioni ufficiali (RS 170.512.1). Di detta modificazione è stato
tenuto conto in tutto il presente testo.
Radioprotezione
16
814.501
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.
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.
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Art. 52
Disposizioni tecniche 1 Il DFI e il DATEC, dopo aver sentito il parere del metas, emanano congiuntamente
le disposizioni tecniche relative alla dosimetria individuale.
2 Le disposizioni tecniche concernono, in particolare: a.
le esigenze minime in materia di sistemi di 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; 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.
Radioprotezione
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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.
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.
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19
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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 DATEC 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; 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.
Radioprotezione
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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 DATEC stabiliscono i requisiti tecnici relativi agli impianti e alle sorgenti
radioattive e determinano i provvedimenti protettivi necessari per la loro utilizzazione.
Sezione 3: Apparecchi per la misura delle radiazioni
Art. 63
Apparecchi per la misura delle radiazioni 1 Il titolare della licenza deve fare in modo che l'azienda disponga del numero necessario di apparecchi appropriati per la misura delle radiazioni.
2 Nei locali o nei settori in cui vengono manipolate sorgenti radioattive devono essere sempre disponibili strumenti appropriati destinati al controllo dell'intensità di
dose o della contaminazione.
3 Se gli impianti o le unità di irradiazione non medici destinati all'analisi della struttura dei materiali sono utilizzati senza schermature fisse oppure al di fuori di un locale d'irradiazione, il personale di servizio deve disporre, oltre al dosimetro personale, di un apparecchio per la misura delle radiazioni munito di dispositivo d'allarme.
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21
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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 dal metas
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 dal metas o da un
organismo da questo riconosciuto; allo stesso tempo, dev'essere controllato il loro
funzionamento.
5 Il metas 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.
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.
Radioprotezione
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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: 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;
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c.
tipo A:
un'attività compresa tra 1 limite di licenza ed un limite massimo, fissato
nella procedura di licenza.
4 Per le operazioni che non comportano pericolo di inalazione, l'autorità di sorveglianza può fissare, nel caso concreto, il tipo di area di lavoro in funzione del rischio
di incorporazione.
5 Il DFI e il DATEC emanano le necessarie prescrizioni relative ai provvedimenti
protettivi da adottare 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, almeno fino al raggiungimento dei valori operativi stabiliti dall'appendice 3, colonna 12,
e in modo che i limiti massimi di immissione di cui all'articolo 102 non siano superati.
2 Il titolare della licenza deve rendere conto all'autorità di sorveglianza dei provvedimenti adottati conformemente al capoverso 1.
Radioprotezione
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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.21 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.
21
Nuovo testo del per. giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
O
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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 DATEC 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 DATEC stabiliscono le esigenze che devono soddisfare gli imballaggi per
il trasporto di sorgenti radioattive entro il perimetro aziendale.
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;
Radioprotezione
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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.
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.
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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 198522 contro l'inquinamento atmosferico e all'ordinanza tecnica del 10 dicembre 199023 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.
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.
22
RS 814.318.142.1 23
RS 814.600
Radioprotezione
28
814.501
Sezione 3: Consegna
Art. 87
24
devono essere consegnate, eventualmente dopo essere state trattate nell'azienda, al
centro di raccolta della Confederazione.25 1bis Il centro di raccolta della Confederazione è l'IPS.26 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.
a27 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.
b28 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
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.
24
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 3 giu. 1996, in vigore dal 1° ago. 1996
(RU 1996 2129).
25
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
26
Introdotto dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
27
Introdotto dal n. I dell'O del 3 giu. 1996, in vigore dal 1° ago. 1996 (RU 1996 2129).
28
Introdotto dal n. I dell'O del 3 giu. 1996, in vigore dal 1° ago. 1996 (RU 1996 2129).
O
29
814.501
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 DATEC
Il DATEC 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: 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.
Radioprotezione
30
814.501
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; 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.
O
31
814.501
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.
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.
Radioprotezione
32
814.501
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 199129 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.
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.
29
RS 732.32
O
33
814.501
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 198330 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.
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.
30
RS 732.33
Radioprotezione
34
814.501
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
31
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 198632 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.
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.
31
Abrogato dal n. I dell'O del 15 nov. 2000 (RU 2000 2894).
32
[RU 1986 647, 1987 1288, 1988 1235 1302, 1989 1197, 1990 1094, 1991 1878,
1994 2051 art. 2. RU 1995 2893 art. 6]. Ora: definiti nell'O del 26 giu. 1995 sulle
sostante e sui componenti (RS 817.021.23).
O
35
814.501
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 Ğinteressatiğ s'intendono le persone per le quali si può presumere che, in seguito alla permanenza in locali o aree di cui all'articolo 110, i valori limite siano superati. Questa disposizione si applica, in particolare, alle persone che soggiornano in
aree a concentrazione elevata di radon giusta l'articolo 115.
5 Gli utenti degli edifici sono tenuti a rendere i locali accessibili per le 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, dal metas e controllata da un organo da
esso riconosciuto.
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.33 33 RS
832.20
Radioprotezione
36
814.501
Art. 114
Prescrizioni in materia di costruzione 1 I Cantoni adottano i provvedimenti necessari affinché le nuove costruzioni e le ristrutturazioni siano realizzate in modo da non superare il valore limite di 1000
Bq/m3. Essi si adoperano per assicurare che, mediante misure architettoniche appropriate, la concentrazione di radon non superi il valore operativo di 400 Bq/m3.
2 Al termine dei lavori di costruzione i Cantoni controllano per campionatura, se il
valore limite è stato osservato.
Art. 115
Aree a concentrazione radon 1 I Cantoni provvedono affinché, sul loro territorio, sia svolto un numero sufficiente
di 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.
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;
O
37
814.501
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.
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.
Radioprotezione
38
814.501
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.
2 Fanno parte dell'equipaggiamento necessario, in particolare: a.
un numero sufficiente di apparecchi di misura per accertare l'irradiazione; b.
i mezzi di protezione contro le incorporazioni o le contaminazioni.
Art. 123
Istruzione e formazione 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.
O
39
814.501
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 199234 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.35 3 Non soggiacciono all'obbligo della licenza: a.36 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.37 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
416838, nonché di un massimo di 1000 componenti di strumenti di cronometria contenenti pittura luminescente radioattiva; 34
RS 833.1
35
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
36
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
37
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).
38
Può essere ottenuto presso l'Associazione svizzera di normalizzazione, 8008 Zurigo.
Radioprotezione
40
814.501
d.39 il trasporto di colli esonerati secondo i fogli 1-4, classe 7, ADR40/SDR41, RID/RSD42, LTrR43, ordinanza del 10 gennaio 197344 concernente il trasporto marittimo di merci pericolose, ADNR45.
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
lavoro46, 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; b.47 le attività svolte nel centro di raccolta della Confederazione; c.
...48
d.
gli esperimenti con sostanze radioattive nel quadro dei provvedimenti preparativi di cui all'articolo 10 capoverso 2 del decreto federale del 6 ottobre
197849 concernente la legge sull'energia nucleare.
e.50 l'importazione rispettivamente l'esportazione di sostanze radioattive destinate a impianti nucleari o provenienti da essi;
f. 51 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.
39
Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
40
RS 0.741.621 41
RS 741.621
42
RS 742.401.6 43
RS 748.411
44
RS 747.354.3 45
RS 747.224.141.1 46
RS 822.11
47
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° lug. 2000
(RU 2000 107).
48
Abrogata dal n. II 2 dell'O del 15 nov. 1995 (RU 1995 4959).
49
RS 732.01
50
Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
51
Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
O
41
814.501
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 µSv all'ora.
2 Il DFI può emanare prescrizioni circa l'ammissione di determinati impianti e sorgenti radioattive.
Art. 129
Omologazione
L'UFSP sottopone ad omologazione gli impianti e le sorgenti radioattive per cui è
prevista l'ammissione. A tale scopo, esso può chiedere la collaborazione di altri servizi.
Art. 130
Effetti dell'ammissione 1 Chi manipola impianti e sorgenti radioattive ammessi non necessita di una licenza;
fa eccezione il commercio con gli stessi.
2 Mediante l'ammissione, l'UFSP stabilisce: a.
a quali condizioni sorgenti radioattive possono essere manipolate come sostanze non radioattive; b.
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.
Radioprotezione
42
814.501
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;
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:
O
43
814.501
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.
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 197852 concernente la legge sull'energia nucleare; c.
...53
d.54 il centro di raccolta della Confederazione per scorie radioattive; e.55 la ricezione rispettivamente la spedizione di sostanze radioattive negli o dagli impianti nucleari.
52
RS 732.01
53
Abrogata dal n. I dell'O del 17 nov. 1999 (RU 2000 107).
54
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° lug. 2000
(RU 2000 107).
55
Introdotta dal n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000 (RU 2000 107).
Radioprotezione
44
814.501
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
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);
O
45
814.501
b.56 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.
Art. 140
Diritto previgente. Abrogazione e modificazione 1 Sono abrogate:
1.
l'ordinanza del 30 giugno 197657 sulla radioprotezione; 2.
l'ordinanza dell'11 novembre 198158 sull'omologazione e l'esercizio dei laboratori di dosimetria individuale; 3.
l'ordinanza del 30 agosto 197859 sulla formazione e il perfezionamento nel
campo della radioprotezione.
56
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
57
[RU 1976 1573,1979 256, 1981 537, 1983 1964, 1984 876, 1987 652 art. 21 n. 4,
1988 1561, 1991 1459 art. 22 n. 2] 58
[RU 1981 1872] 59
[RU 1978 1404] 60
RS 832.30
Radioprotezione
46
814.501
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.
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.61 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); 61
Nuovo testo giusta il n. I dell'O del 3 giu. 1996, in vigore dal 1° ago. 1996
(RU 1996 2129).
O
47
814.501
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.
Radioprotezione
48
814.501
Appendice 162 (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, 62
Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
O
49
814.501
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
Radioprotezione
50
814.501
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
Dose efficace impegnata E50 Dose efficace accumulata nell'organismo sull'arco di 50 anni, in seguito all'incorporazione di un nuclide.
O
51
814.501
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 (farmacocinetica). I controlli di fase 1 sui prodotti farmacologici sono equiparati ai controlli farmacologici.
Radioprotezione
52
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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 elusione 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 fotogeniche o corpuscolari di energia superiore a 5 keV.
Importazione/Esportazione Per importazione o esportazione s'intende sia l'importazione o l'esportazione definitiva, sia quella temporanea. È considerato importazione anche l'immagazzinamento in un deposito doganale.
Inalazione
Assorbimento di sostanze radioattive attraverso le vie respiratorie.
Incidente
Evento che si discosta dalle normali condizioni di esercizio e che: a.
pregiudica la sicurezza di un impianto o di un oggetto (incidente di natura
tecnica), o
O
53
814.501
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).
Radioattività Disintegrazione spontanea di nuclidi con emissione di radiazioni ionizzanti.
Radioprotezione
54
814.501
Radiofarmaci Medicinali contenenti radionuclidi le cui radiazioni trovano un'applicazione diagnostica o terapeutica.
Sono considerati radiofarmaci ai sensi della presente ordinanza: a.
i farmaci contenenti uno o più radionuclidi nella loro forma d'impiego come
medicinali;
b.
i composti non radioattivi (kit) utilizzati, immediatamente prima dell'applicazione al paziente, per la preparazione di radiofarmaci mediante la formazione di nuovi radionuclidi o la combinazione con radionuclidi; 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/ cm2 CS1, CS2...CSn:valori operativi di contaminazione dei nuclidi 1, 2,...n in Bq/cm2
conformemente all'appendice 3, colonna 12 Riferibilità
Proprietà del risultato di una misurazione o proprietà del valore di un campione di
essere riferibile a campioni appropriati, generalmente nazionali od internazionali,
attraverso una catena ininterrotta di confronti con incertezze di misura indicate.
O
55
814.501
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.
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.
Radioprotezione
56
814.501
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.
O
57
814.501
Appendice 263 (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 64
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
63
Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
64
RS 817.021.23
Radioprotezione
58
814.501
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
O
59
814.501
Appe
ndic
e 3
65
Dati per la radioprotez ione operaz
ionale
Grandezze di apprezzam ento
L
im
ite di
esenzione
L
im
iti di
licenza
Valore operativ
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N
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radiazione
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/h)/GBq
a 1 m
di distanza
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07
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S
v
/h)/GBq
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di distanza
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,0
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/h)/
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4.2 E
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2 E
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H
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β
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1.8 E
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<0.001
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3 E
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H
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as
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5 E
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Be
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53.3 d
ε,
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1 E
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08
1 E
+
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1000
Be
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1
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β
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1.6
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o
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β
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1.2 E
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7 E
+
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ss
ido
20.38 m
ε,
β
+
2.2 E
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2.2 E
-12
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7 E
+
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C14
5730 a
β
−
5.8 E
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5.8 E
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2
E
+
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+
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1 E
+
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o
no
ss
ido
5730 a
β
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8.0 E
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8.0 E
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1 E
+
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C14 bio
ss
ido
5730 a
β
−
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6.5 E
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1 E
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N
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9.965 m
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β
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1000
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E
+
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3
O
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122.24 s
ε,
β
+
0.161
1000
1.7
7
E
+
07
7 E
+
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ε,
β
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v
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l 15 no
v
. 2000, in v
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2894)
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814.501
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a 10 cm
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7
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− ,
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1.551
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7 E
+
07
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+
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Cl
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β
− ,
γ
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1
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7 E
+
07
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β
+ ,
γ
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ε,
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3 E
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3
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γ
2.0 E
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3 E
+
07
2 E
+
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3
K
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β
− ,
γ
2.6 E
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2.5 E
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E
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04
2 E
+
07
4 E
+
04
3
K
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22.13 m
β
− ,
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8.4 E
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1.8
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E
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1 E
+
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3
K
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β
− ,
γ
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2.3 E
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2 E
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2.1 E
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1.6 E
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1.9 E
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1.4
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1 E
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S
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4
3
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β
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+
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+
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3
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58.6 h
ε,
γ
2.0 E
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2.4 E
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0.045
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0.2
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E
+
03
3 E
+
06
4 E
+
03
3
>
S
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S
c4
6
83.83 d
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4.8 E
-09
1.5 E
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0.299
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G
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Rb8
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15.2 m
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2 E
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a 1 m
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h
0,
07
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S
v
/h)/GBq
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Bq/cm
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11
12
13
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-87
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5.5 E
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0.080
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06
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04
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Y
-88
106.64 d
ε,
β
+ ,
γ
3.3 E
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1.3 E
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0.380
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3 E
+
03
30
Y
-90
64.0 h
β
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γ
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0.007
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1.6
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03
3
Y
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3.19 h
γ
1.3 E
-10
1.7 E
-10
0.098
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0.2
6
E
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07
6 E
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30
>
Y
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Y
-91
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3
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3 E
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6 E
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30
>
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Y
-92
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2.8 E
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1.7
2
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3
Y
-93
10.1 h
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0.098
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+
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1 E
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3
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3
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3
Y
-95
10.7 m
β
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2.6 E
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4.6 E
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1.7
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2 E
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08
3 E
+
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3
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r95 [6]
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6
16.5 h
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1
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30
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-86 [6]
Z
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8
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100
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-88 [6]
Z
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9
78.43 h
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10
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3
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3
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3
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3
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3 E
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3
N
b
-9
5
35.15 d
β
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+
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30
N
b
-95m
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1.4
2
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+
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1 E
+
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3
>
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b
-95 [6]
N
b
-9
6
23.35 h
β
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γ
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1.1 E
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0.372
1000
1.6
9
E
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5 E
+
06
9 E
+
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3
N
b
-9
7
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γ
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0.099
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1.6
1
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3
R
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814.501
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3
Mo
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0
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β
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1 E
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3
>
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b
-90 [6]
Mo
-9
3
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1.4 E
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2.6 E
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0.016
4
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6 E
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300
Mo
-93m
6.85 h
γ
3.0 E
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0.330
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0.8
4
E
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2 E
+
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3 E
+
04
10
>
Mo
-9
3
Mo
-9
9
66.0 h
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γ
1.1 E
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1.2 E
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0.024
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1.6
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5 E
+
06
8 E
+
03
3
>
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c99m
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c9
9
Mo
-101
14.62 m
β
− ,
γ
4.5 E
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0.196
1000
1.7
2
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1 E
+
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2 E
+
05
3
>
T
c101
T
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3
2
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-11
0.222
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0.1
2
E
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8 E
+
07
1 E
+
05
100
>
Mo
-9
3
T
c93m
43.5 m
ε,
γ
3.1 E
-11
2.4 E
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0.098
300
0.4
4
E
+
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2 E
+
08
3 E
+
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10
>
T
c93, Mo
-9
3
T
c9
4
293 m
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+ ,
γ
2.2 E
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1.8 E
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0.414
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6
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+
07
4 E
+
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10
T
c94m
52 m
ε,
β
+ ,
γ
8.0 E
-11
1.1 E
-10
0.285
700
1.3
9
E
+
04
6 E
+
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1 E
+
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3
T
c9
5
20.0 h
ε,
γ
1.8 E
-10
1.6 E
-10
0.135
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0.1
6
E
+
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3 E
+
07
5 E
+
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100
T
c95m
61 d
ε,
β
+ ,
γ
8.6 E
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6.2 E
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0.117
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0.1
2
E
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+
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1 E
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30
>
T
c9
5
T
c9
6
4
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γ
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1.1 E
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0.388
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E
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+
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8 E
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30
T
c96m
51.5 m
ε,
γ
1.1 E
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1.3 E
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E
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5 E
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+
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1000
>
T
c9
6
T
c9
7
2
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ε
1.6 E
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0.017
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1000
T
c97m
87 d
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0.014
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0.7
2
E
+
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+
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3 E
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10
>
T
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7
T
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3
T
c9
9
2
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7.8 E
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1.1
1
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3
T
c99m
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30
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9
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3
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γ
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1.8
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5 E
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100
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4 E
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10
Ru105
4.44 h
β
− ,
γ
2.5 E
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2.6 E
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0.119
1000
1.6
4
E
+
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2 E
+
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3 E
+
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3
>
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106
368.2 d
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− ,
γ
3.5 E
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7.0 E
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0.357
1000
1.6
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E
+
03
1 E
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05
2 E
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3
Rh9
9
16 d
ε,
β
+ ,
γ
8.9 E
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5.1 E
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0.2
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04
6 E
+
06
9 E
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30
Rh99m
4.7 h
ε,
β
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γ
7.3 E
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6.6 E
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0.2
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07
1 E
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30
Rh100
20.8 h
ε,
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γ
6.3 E
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0.3
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30
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814.501
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e
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h
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B
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10
(m
S
v
/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h
0,
07
(m
S
v
/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
h
c0
,0
7
(m
S
v
/h)/
(k
Bq/cm
2 )
LE
Bq/k
g
o L
E
ab
s Bq
LA
Bq
CA
Bq/m
3
CS
Bq/cm
2
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Rh101
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
Rh101m
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
>
Rh101
Rh102
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
Rh102m
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
>
Rh102
Rh103m
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
Rh105
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
Rh106m
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
Rh107
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
>
P
d
-107
P
d
-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
>
Rh100 [6]
P
d
-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
>
Rh101m
P
d
-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
>
Rh103m
P
d
-107
6.5 E
6
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
P
d
-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
A
g
-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
A
g
-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
>
P
d
-103
A
g
-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
A
g
-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
>
A
g
-104 [6]
A
g
-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
A
g
-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
A
g
-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
A
g
-108m
/A
g
-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
A
g
-110m
/A
g
-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
A
g
-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
A
g
-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
A
g
-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
>
Cd115,
Cd115m
Cd104
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
>
A
g
-104 [6]
Cd107
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
Cd109
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
R
ad
iop
rot
ezi
on
e
68
814.501
Grandezze di apprezzam ento
L
im
ite di
esenzione
L
im
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licenza
Valore operativ
o
N
uclide fig
lio instabile
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in
h
Sv/
B
q
e
in
g
Sv/
B
q
h
10
(m
S
v
/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h
0,
07
(m
S
v
/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
h
c0
,0
7
(m
S
v
/h)/
(k
Bq/cm
2 )
LE
Bq/k
g
o L
E
ab
s Bq
LA
Bq
CA
Bq/m
3
CS
Bq/cm
2
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Cd113
9.3 E
15 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
Cd113m
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
Cd115
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
>
I
n
-115
Cd115m
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
>
I
n
-115
Cd117
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
>
I
n
-117m
, I
n
-117
Cd117m
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
>
I
n
-117, I
n
-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
>
Cd109
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
/I
n114
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 E
14 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
>
I
n
-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
>
I
n
-117 [6]
In
-119m
/I
n119
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
S
n
-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
>
I
n
-110S
[6]
S
n
-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
>
I
n
-111
S
n
-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
>
I
n
-113m
S
n
-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
S
n
-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
S
n
-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
S
n
-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
>
S
n
-121
S
n
-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
S
n
-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
S
n
-125
9.64 d
β
− ,
γ
2.8 E
-09
3.1 E
-09
0.053
1000
1.5
3
E
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N
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radiazione
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in
h
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B
q
e
in
g
Sv/
B
q
h
10
(m
S
v
/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h
0,
07
(m
S
v
/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
h
c0
,0
7
(m
S
v
/h)/
(k
Bq/cm
2 )
LE
Bq/k
g
o L
E
ab
s Bq
LA
Bq
CA
Bq/m
3
CS
Bq/cm
2
1
2
3
4
5
6
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b
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n
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-125
X
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36.41 d
ε,
γ
0.059
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0.3
3
E
+
08
3 E
+
05
X
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8.0 d
γ
0.030
3000
1.9
4
E
+
09
4 E
+
06
X
e131m
11.9 d
γ
0.012
3000
2.1
9
E
+
09
9 E
+
06
X
e133
5.245 d
β
− ,
γ
0.016
1000
1.0
2
E
+
09
2 E
+
06
X
e133m
2.188 d
γ
0.016
2000
1.7
2
E
+
09
2 E
+
06
>
X
e133
X
e135
9.09 h
β
− ,
γ
0.040
2000
1.6
3
E
+
08
3 E
+
05
>
Cs
-135
X
e135m
15.29 m
β
− ,
γ
0.069
200
0.4
2
E
+
08
2 E
+
05
>
Cs
-135
X
e137
3.83 m
β
− ,
γ
1.167
2
1
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3 E
+
08
3 E
+
05
X
e138
14.17 m
β
− ,
γ
0.166
1000
1.7
6
E
+
07
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+
04
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Cs
-138 [6]
Cs
-125
45 m
ε,
β
+ ,
γ
2.3 E
-11
3.5 E
-11
0.114
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0.7
3
E
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2 E
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10
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X
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Cs
-127
6.25 h
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β
+ ,
γ
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2.4 E
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E
+
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1 E
+
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+
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30
>
X
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Cs
-129
32.06 h
ε,
β
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γ
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Cs
-130
29.9 m
ε,
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1.5 E
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Cs
-131
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4.5 E
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0.1
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Cs
-132
6.475 d
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β
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3.8 E
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2 E
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Cs
-134
2.062 a
ε,
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Cs
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1.5
5
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+
05
3
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Cs
-134 [6]
Cs
-135
2.3 E
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β
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9.9 E
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0.000
600
0.7
5
E
+
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5 E
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03
10
Cs
-135m
53 m
γ
2.4 E
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E
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30
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Cs
-135
Cs
-136
13.1 d
β
− ,
γ
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1.5
3
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3 E
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3
Cs
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30.0 a
β
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1.5
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+
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3
Cs
-138
32.2 m
β
− ,
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γ
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1.2
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3
Ba131
11.8 d
ε,
β
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γ
3.5 E
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Cs
-131
Ba131m
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>
Ba131
Ba133
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ε,
γ
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1
E
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Ba133m
38.9 h
γ
2.8 E
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1.5
2
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Ba135m
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γ
2.3 E
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1.5
2
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3
Ba139
82.7 m
β
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γ
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Ba140
12.74 d
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18.27 m
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Ba142
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10
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L
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β
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γ
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E
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2 E
+
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L
a135
19.5 h
ε,
β
+ ,
γ
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0.1
3
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2 E
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1000
L
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ε
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+
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10
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β
− ,
γ
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0.332
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1.8
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+
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3
L
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3.93 h
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− ,
γ
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3.6 E
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0.016
1000
1.6
3
E
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4 E
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3
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L
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γ
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3 E
+
07
6 E
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L
a143
14.23 m
β
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γ
3.3 E
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5.6 E
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0.219
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1.6
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2 E
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3
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+
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3
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γ
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2.6 E
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4 E
+
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-141
32.501 d
β
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γ
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0.014
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1.6
1
E
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2 E
+
06
3 E
+
03
3
Ce
-143
33.0 h
β
− ,
γ
1.0 E
-09
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-09
0.053
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1.6
9
E
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5 E
+
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3
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Ce
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E
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2 E
+
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3 E
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10
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P
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P
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β
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γ
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2 E
+
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3
P
r137
76.6 m
ε,
β
+ ,
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3.5 E
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1 E
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4.51 h
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P
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1.5
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3
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r144
17.28 m
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1.6
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3.3 E
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2 E
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07
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N
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-139
29.7 m
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1.7 E
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2.0 E
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0.070
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10
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0.6
4
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+
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10
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P
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d
-139
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-140
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2.49 h
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1
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-147
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1.5
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3
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-147
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-149
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3
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3
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m
-151
P
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-141
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+
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10
>
N
d
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m
-143
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300
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m
-144
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1
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-145
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m
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P
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m
-147
P
m
-148
5.37 d
β
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1.6
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3
P
m
-148m
41.3 d
β
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1.4
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m
-148
P
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-149
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P
m
-150
2.68 h
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P
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-151
28.4 h
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-151
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S
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-145
22.9 m
ε,
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γ
3.5 E
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4.4 E
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10
>
E
u
-146 [6]
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10
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-147
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-159
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2 E
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30
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b
-156
5.34 d
ε,
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1.4 E
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1.2 E
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b
-157
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b
-158
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b
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b
-161
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30
H
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30
>
L
u
-170 [6]
H
f172
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
>
L
u
-172 [6]
H
f173
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
>
L
u
-173
H
f175
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
H
f177m
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
H
f178m
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
H
f179m
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
H
f180m
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
H
f181
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
H
f182
9 E
6
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
>
T
a182 [6]
H
f182m
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
H
f183
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
>
T
a183
H
f184
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
>
T
a184
T
a172
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
>
H
f172 [6]
T
a173
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
>
H
f173
T
a174
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
>
H
f174
T
a175
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
>
H
f175
T
a176
8.08 h
ε,
β
+ ,
γ
3.3 E
-10
3.1 E
-10
0.280
100
0.5
3
E
+
04
2 E
+
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3 E
+
04
10
T
a177
56.6 h
ε,
γ
1.3 E
-10
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-10
0.015
100
0.2
9
E
+
04
4 E
+
07
6 E
+
04
30
R
ad
iop
rot
ezi
on
e
78
814.501
Grandezze di apprezzam ento
L
im
ite di
esenzione
L
im
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N
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in
h
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B
q
e
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g
Sv/
B
q
h
10
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S
v
/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h
0,
07
(m
S
v
/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
h
c0
,0
7
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S
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Bq/cm
2 )
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Bq/k
g
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s Bq
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Bq
CA
Bq/m
3
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Bq/cm
2
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2
3
4
5
6
7
8
9
10
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12
13
T
a178-
1 [2]
9
.31 m
ε,
γ
0.021
10
0.2
30
T
a178-
2 [2]
2
.2 h
ε,
γ
1.1 E
-10
7.8 E
-11
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1.2
1
E
+
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5 E
+
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+
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3
T
a179
664.9 d
ε
2.9 E
-10
6.5 E
-11
0.008
6
<
0.1
2
E
+
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2 E
+
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+
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1000
T
a180
1.0 E
13 a
ε,
γ
1.4 E
-08
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-10
0.094
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1.0
1
E
+
04
4 E
+
05
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+
02
10
T
a180m
8.1 h
ε,
β
− ,
γ
6.2 E
-11
5.4 E
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0.011
200
0.4
2
E
+
05
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+
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+
05
10
T
a182
115.0 d
β
− ,
γ
7.4 E
-09
1.5 E
-09
0.194
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1.8
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E
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+
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+
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3
T
a182m
15.84 m
γ
3.6 E
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2.7
8
E
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1 E
+
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+
05
3
>
T
a182 [6]
T
a183
5.1 d
β
− ,
γ
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-09
1.3 E
-09
0.051
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2.3
8
E
+
03
3 E
+
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+
03
3
T
a184
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
+
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3
T
a185
49 m
β
− ,
γ
7.2 E
-11
6.8 E
-11
0.033
2000
2.3
1
E
+
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7 E
+
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+
05
3
>
W
-185
T
a186
10.5 m
β
− ,
γ
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-11
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2.5
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E
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+
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+
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3
W
-176
2.3 h
ε,
γ
7.6 E
-11
1.1 E
-10
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20
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9
E
+
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+
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+
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30
>
T
a176 [6]
W
-177
135 m
ε,
β
+ ,
γ
4.6 E
-11
6.1 E
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E
+
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1 E
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+
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10
>
T
a177
W
-178/T
a178-
1
21.7 d
ε,
γ
1.2 E
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20
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E
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+
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30
W
-179
37.5 m
ε,
γ
1.8 E
-12
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-12
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3 E
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3 E
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+
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300
>
T
a179
W
-181
121.2 d
ε,
γ
4.3 E
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8.2 E
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<
0.1
1
E
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1000
W
-185
75.1 d
β
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γ
2.2 E
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<0.001
1000
1.1
2
E
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2 E
+
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+
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3
W
-187
23.9 h
β
− ,
γ
3.3 E
-10
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-10
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1.6
1
E
+
04
2 E
+
07
3 E
+
04
3
>
Re
-187
W
-188
69.4 d
β
− ,
γ
8.4 E
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2.3 E
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<0.001
1000
1.0
4
E
+
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+
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10
>
Re
-188
Re
-177
14.0 m
ε,
β
+ ,
γ
2.2 E
-11
2.2 E
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0.8
5
E
+
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2 E
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+
05
10
>
W
-177 [6]
Re
-178
13.2 m
ε,
β
+ ,
γ
2.4 E
-11
2.5 E
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1.6
4
E
+
05
2 E
+
08
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+
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3
>
W
-178
Re
-181
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ε,
β
+ ,
γ
3.7 E
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4.2 E
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2
E
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2 E
+
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10
>
W
-181
Re
-1821 [2]
12.7 h
ε,
β
+ ,
γ
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2.7 E
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1.7
4
E
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2 E
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3
Re
-1822 [2]
64.0 h
ε,
γ
1.7 E
-09
1.4 E
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0.177
80
0.6
7
E
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3 E
+
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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
+
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7 E
+
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3
Re
-186m
2.0 E
5
a
γ
7.9 E
-09
2.2 E
-09
0.004
10
0.1
5
E
+
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6 E
+
05
1 E
+
03
100
>
Re
-186
O
79
814.501
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L
im
ite di
esenzione
L
im
iti di
licenza
Valore operativ
o
N
uclide fig
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in
h
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B
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e
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g
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B
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h
10
(m
S
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a 1 m
di distanza
h
0,
07
(m
S
v
/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
h
c0
,0
7
(m
S
v
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(k
Bq/cm
2 )
LE
Bq/k
g
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E
ab
s Bq
LA
Bq
CA
Bq/m
3
CS
Bq/cm
2
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
Re
-187
5 E
10 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
+
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1 E
+
04
3
>
O
s189m
O
s180/Re
-180
22 m
ε,
β
+ ,
γ
2.5 E
-11
1.7 E
-11
0.199
300
1.0
6
E
+
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2 E
+
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3 E
+
05
10
O
s181
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]
O
s182
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
-1821 [6]
O
s185
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
O
s189m
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
O
s191
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
O
s191m
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
>
O
s191
O
s193
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
O
s194
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
>
I
r194
Ir
-182
15 m
ε,
β
+ ,
γ
4.0 E
-11
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Ir
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10
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-1862 [2]
15.8 h
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Ir
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Ir
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Ir
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P
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-200
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9.4 h
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P
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-202m
3.62 h
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-202, T
l202
P
b
-203
52.05 h
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b
-205
1.43 E
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b
-209
3.253 h
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1.4
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3
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b
-210
22.3 a
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1.1 E
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5 E
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0.3
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Bi210
P
b
-211/Bi211
36.1 m
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5.6 E
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b
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10.64 h
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Bi212 [6]
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b
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Bi203
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30
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3.68 E
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5.012 d
β
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Bi210m
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3
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19.9 m
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1
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Bi208
P
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P
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1
1
0
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P
o
-211,
Bi207 [6]
Rn220
55.6 s
α,
γ
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P
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Pb
-2
1
2
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3.8235 d
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Pb
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14.4 m
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1
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1
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14.8 d
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1 E
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2 E
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3
>
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1600 a
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2.2 E
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2.8 E
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2 E
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1
>
Rn222
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1600 a
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1
Ra227
42.2 m
β
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8.4 E
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1
E
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2.4 E
-05
1.9 E
-07
0.006
2
<
0.1
5
E
+
01
2 E
+
02
3 E
-01
0.3
>
A
m
-242, N
p
-238
A
m
-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
>
N
p
-239
A
m
-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
A
m
-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
A
m
-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
R
ad
iop
rot
ezi
on
e
86
814.501
Grandezze di apprezzam ento
L
im
ite di
esenzione
L
im
iti di
licenza
Valore operativ
o
N
uclide fig
lio instabile
Nuclide
T
em
po di
dim
ezzam
ento
Tipo di
disinteg
razione e di
radiazione
e
in
h
Sv/
B
q
e
in
g
Sv/
B
q
h
10
(m
S
v
/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h
0,
07
(m
S
v
/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
h
c0
,0
7
(m
S
v
/h)/
(k
Bq/cm
2 )
LE
Bq/k
g
o L
E
ab
s Bq
LA
Bq
CA
Bq/m
3
CS
Bq/cm
2
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
A
m
-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
A
m
-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
>
A
m
-238, P
u
-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
>
P
u
-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
>
A
m
-241, P
u
-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
>
P
u
-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
>
P
u
-239, A
m
-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
>
P
u
-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
>
P
u
-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
>
P
u
-242
Cm
-247
1.56 E
7
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
>
P
u
-243
Cm
-248
[9]
3
.39 E
5
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
>
P
u
-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
>
Bk249
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
>
P
u
-246, Bk250
Bk245
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,
A
m
-241
Bk246
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
Bk247
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
>
A
m
-243
Bk249
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, A
m
-245
Bk250
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
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
>
E
s253, 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
O
87
814.501
Grandezze di apprezzam ento
L
im
ite di
esenzione
L
im
iti di
licenza
Valore operativ
o
N
uclide fig
lio instabile
Nuclide
T
em
po di
dim
ezzam
ento
Tipo di
disinteg
razione e di
radiazione
e
in
h
Sv/
B
q
e
in
g
Sv/
B
q
h
10
(m
S
v
/h)/GBq
a 1 m
di distanza
h
0,
07
(m
S
v
/h)/GBq
a 10 cm
di distanza
h
c0
,0
7
(m
S
v
/h)/
(k
Bq/cm
2 )
LE
Bq/k
g
o L
E
ab
s Bq
LA
Bq
CA
Bq/m
3
CS
Bq/cm
2
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
E
s250
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
E
s251
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, Bk247
E
s253
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
>
Bk249
E
s254
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
>
Bk250
E
s254m
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
>
F
m
-254, Bk250
F
m
-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
F
m
-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
>
E
s253, Cf
-249
F
m
-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
F
m
-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
F
m
-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
Md257
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
>
F
m
-257, E
s253
Md258
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
>
E
s254
Radioprotezione
88
814.501
Spiegazioni per le singole colonne 1-3
Indicazioni generali concernenti il radionuclide [Fonte: International
Commission on Radiological Protection, ICRP 38]. I nuclidi figli con un
tempo di dimezzamento inferiore a 10 minuti non figurano separatamente; le loro caratteristiche sono integrate nella linea del nuclide padre 1
Radionuclide; m: metastabile. Un nuclide figlio con un tempo di dimezzamento inferiore a 10 minuti è indicato dopo la barra. [2]: due nuclidi con lo
stesso numero di protoni e neutroni, ma con una configurazione e un tempo
di dimezzamento diversi.
2
Tempo di dimezzamento: s: secondo; m: minuto; h: ora; a: anno; E: rappresentazione esponenziale.
3
Tipo di disintegrazione e di radiazione: 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)5
µm 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).
O
89
814.501
9-12
Limite di esenzione, limite di licenza e valori operativi. 9
Limite di esenzione per l'attività specifica in Bq/kg e limite di esenzione per
l'attività assoluta in Bq. I limiti di esenzione sono derivati dalla colonna 5.
L'ingestione di 1 kg di sostanza con attività specifica LE, cioè l'attività
LEabs, conduce a una dose efficace impegnata pari a 10 µSv.
10
Limite di licenza per la manipolazione giornaliera. I valori dei limiti di licenza sono derivati dalla colonna 4, poiché - nel trattamento di radionuclidi
nei laboratori - domina il pericolo di inalazione. L'inalazione unica di una
attività LA conduce a una dose efficace impegnata pari a 5 mSv. In alcuni
casi, il valore ricavato per LA è inferiore al valore per LE, e ciò non è logico. Il valore di LA è dunque stato sostituito da quello di LE [5]. Per i gas
nobili, il limite di licenza corrisponde all'attività presente in un locale con
un volume di 1000 m3 con una concentrazione CA di cui alla colonna 11.
11
Valore operativo per attività continua nell'aria, applicabile alle persone
professionalmente esposte a radiazioni. L'inalazione di aria con una concentrazione radioattiva CA durante 40 ore settimanali e 50 settimane
all'anno conduce a una dose efficace impegnata pari a 20 mSv. Per l'inalazione si applica: CA [Bq/ m3] = 0,02 Sv/( einh · 2400 m3/a). Per i gas nobili,
la permanenza in una nube semisferica di grande raggio durante 40 ore settimanali e 50 settimane all'anno conduce a una dose efficace pari a 20 mSv
(gas e gas nobili: D.C. Kocher, Oak Ridge National Laboratory, TN Jnl. 1981, NUREG/CR-1918). Nella maggior parte dei casi, il valore CA si riferisce al nuclide padre. Le eccezioni, per le quali è indicato il valore CA del
nuclide figlio, sono contrassegnate in modo particolare. Sono contrassegnati
con la relativa nota anche i casi in cui l'immersione conduce a
un'irradiazione della pelle o di tutti gli organi e la dose dovuta a immersione
è più elevata di quella dovuta a inalazione. [1]: Per Kr-88 sono stati indicati
i valori del nuclide figlio in caso d'immersione. [3]: Ricavato dalla dose efficace in caso di immersione. [4]: Ricavato dalla dose per la pelle in caso di
immersione.
12
Valore operativo per la contaminazione superficiale al di fuori delle zone
controllate, calcolato come media su 100 cm2. Per l'ottenimento dei valori si
è tenuto conto dell'irradiazione della pelle, di una incorporazione e del limite di licenza (riferimento all'inalazione), ed è stato considerato, di volta in
volta, il caso più sfavorevole:
- irradiazione della pelle durante 8760 ore all'anno, esaurimento di un decimo del valore limite per la pelle, corrispondente a una dose efficace pari
a 0,5 mSv all'anno;
- ingestione giornaliera dell'attività che può trovarsi su una superficie di 10 cm2 (parti della mano), corrispondente a una dose efficace pari a 0,5 mSv
all'anno;
- CSinh = LA/ 100 cm2 = (5 mSv/[1000 · mSv/Sv · einh])/ 100 cm2
Radioprotezione
90
814.501
13
Nuclide figlio instabile 13
Nuclide figlio instabile; - > significa: si disintegra a...; in caso di ramificazione in diversi nuclidi, gli stessi sono separati da una virgola; una seconda
freccia indica una serie di disintegrazione. [6]: Il valore h10 del nuclide figlio supera 0,1 (mSv/h)/GBq a 1 m di distanza (osservare il nuclide figlio di
volta in volta!).
Tavola delle note [1] Per Kr-88 sono stati indicati i valori del nuclide figlio in caso d'immersione (colonna 11).
[2] Due nuclidi con lo stesso numero di protoni e di neutroni, ma con una configurazione e un tempo di dimezzamento diversi (colonna 1).
[3] Ricavato dalla dose efficace in caso d'immersione (colonna 11).
[4] Ricavato dalla dose per la pelle in caso d'immersione (colonna 11).
[5] Il valore di LA è stato sostituito da quello di LE (colonna 10).
[6] Il valore h10 del nuclide figlio supera 0,1 (mSv/h)/GBq a 1 m di distanza (osservare il nuclide figlio di volta in volta!) (colonna 13).
[7] Deve essere considerata anche la parte H-3,HTO [8] Per il Kr-85 è stato scelto il valore LA, in modo che a una distanza di 10 cm l'intensità di dose sia di 1 6YK
[9] Per h10 si è tenuto conto della fissione spontanea. La parte delle fissioni spontanee è tratta da ĞTables of Isotopesğ (8a edizione, 1996, John Wiley&Sons) e
dalla banca dati ENDF del ĞBrookhaven National Laboratoryğ. Per il numero
medio di neutroni per fissione e il fattore di dose sono stati ripresi i valori di
Cf-252. Non è stata presa in considerazione la parte di fotoni prodotti nel corso
della fissione e l'emissione dei fotoni dovuta ai prodotti di fissione.
Miscele di nuclidi Per le miscele di nuclidi, la regola di addizione di cui all'appendice 1 si applica alle
colonne 9, 11 e 12.
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O
97
814.501
Appendice 567 (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.
67
Nuovo testo giusta il n. II dell'O del 17 nov. 1999, in vigore dal 1° gen. 2000
(RU 2000 107).
Radioprotezione
98
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
99
814.501
Appendice 668 (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.
68
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
Segnale di pericolo: Relazione dei raggi: 1 : 1, 5 : 5