COMMISSIONE DELLE COMUNITÀ EUROPEE 
C0M(93) 349 <tof. 
Bruxelles, 20 luglio 1993 
Proposta modificata di 
DIRETTIVA DEL CONSIGLIO 
CHE STABILISCE LE NORME FONDAMENTALI DI SICUREZZA 
RELATIVE ALLA PROTEZIONE SANITARIA 
DELLA POPOLAZIONE E DEI LAVORATORI 
CONTRO I PERICOLI DERIVANTI DALLE RADIAZIONI IONIZZANTI 
(presentata dalla Commissione ai sensi dell'articolo 149 
paragrafo 3 del trattato CEE) 
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BELAZIONE 
L'articolo 2t>) del Trattato EURATOM prevede l'istituzione nella Conunità di norme fondamentali 
per la protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori contro i pericoli delle 
radiazioni ionizzanti. Oueste norme furono approvate per la prima volta nel 1959 con direttiva 
del Consigiiod) e modificate in diverse circostanze per tenere conto dell'evoluzione delle 
conoscenze scientifiche nel campo della radioprotezione. La versione attualmente in vigore 
delle norme fondamentali risale al 1980. con modifiche riguardanti essenzialmente gli allegati 
tecnici, le quali sono state apportate nel 1984(2). 
(1) Direttive che stabiliscono le norme fondamentali relative alla protezione sanitaria della 
popolazione e dei lavoratori contro i pericoli delle radiazioni ionizzanti (G.U. del 
20.2.1959). 
(2) Direttiva 80/836/EURATOM del Consìglio, del 15.7.1980. che modifica le direttive che 
stabiliscono le norme di base relative alla protezione sanitaria della popolazione e dei 
lavoratori contro i pericoli derivanti dalle radiazioni ionizzanti (G.U. L 246 del 17.9.80. 
pag. 1). 
Direttiva 84/467/EURATOM del Consiglio, del 3.9.1984. che modifica la Direttiva 80/836/EURATOM 
per quanto concerne le norme fondamentali relative alla protezione sanitaria della popolazione 
e dei lavoratori contro i pericoli derivanti dalle radiazioni ionizzanti (G.U. L 265 del 
5.10.84. pag. 4). 
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2. Fino al 1986, gli unici strumenti giuridici adottati dalla Comunità nel settore della 
radioprotezione, sulla base dell'articolo 31 del Trattato, erano queste norme fondamentali, 
nonché una direttiva che istituisce misure basilari per la protezione delle persone 
sottoposte ad esami e trattamenti medici^3). Da allora, a seguito dell'incidente di Cernobyl. 
ò stata introdotta una serie di misure supplementari^4) con l'obiettivo di rafforzare e 
completare le disposizioni comunitarie esistenti nel lettore della protezione sanitaria contro 
le radiazioni ionizzanti. 
(3) Direttiva 84/466/EURATOM del Consiglio del 3.9.1984, che stabilisce le misure fondamentali 
relative alla protezione radiologica delle persone sottoposte ad esami e a trattamenti medici 
(G.U. L 265 del 5.10.84, pag. 1). 
(4) Decisione 87/600/EURATOM del Consiglio, del 14.12.87. sul le modalità comunitarie di uno scambio 
rapido di informazioni in caso di emergenza radioattiva (G.U. L 371 del 30.12.87, pag. 76). 
Direttiva 89/618/EURATOM del Consiglio, del 27 novembre 1989, concernente l'informazione della 
popolazione sulle misure di protezione sanitaria applicabili e sul comportamento da adottare in 
caso di urgenza radioattiva (G.U. L 357 del 7.12.89, pag. 31). 
Direttiva 90/641/EURATOM del Consiglio, del 4.12.1990, concernente la protezione operativa dei 
lavoratori esterni esposti al rischio di radiazioni ionizzanti nel corso del lóro intervento in 
zona controllata (G.U. L 349 del 13.12.90, pag. 21). 
Direttiva 92/3/EURATOM del Consiglio, del 3.2.92, relativa alla sorveglianza ed al controllo 
delle spedizioni di residui radioattivi tra Stati membri e di quelle verso la Comunità e fuori 
da essa (G.U. L 35 del 12.2.92). 
Regolamento 87/3954/EURAT0M del Consiglio, del 22.12.1987. che fissa i livelli massimi 
ammissibili di radioattività per i prodotti alimentari e per gli alimenti per animali in caso 
di livelli anormali di radioattività a seguito di un incidente nucleare o in qualsiasi altro 
caso di emergenza radioattiva (G.U. L 371 del 30.12.1987, pag.11). 
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(seguito nota pie' di pagina n. 4) 
Regolamento 89/944/EURATOM della Commissione, del 12 aprile 1989, che fissa i livelli massimi 
ammissibili di contaminazione radioattiva per i prodotti alimentari secondari a seguito di 
incidente nucleare o di qualsiasi altro caso di emergenza radioattiva (G.U. -L * 101 del 
13.4.1989, pag. 17). ( 
Regolamento 89/2218/EURATOM del Consiglio, del 18.7.1989. recante modifica del Regolamento 
87/3954/EURAT0M, che fissa i livelli massimi ammissibili di radioattività per i prodotti 
alimentari e per gli alimenti per animali in caso di livelli anormali di radioattività a 
seguito di un incidente nucleare o in qualsiasi altro caso di emergenza radioattiva (G.U. L 211 
del 22.7.89, pag.1) 
Regolamento 89/2219/CEE del Consiglio, del 18 luglio 1989, relativo alle condizioni particolari 
d'esportazione dei prodotti alimentari e degli alimenti per animali dopo un incidente nucleare 
o in qualsiasi altro caso di emergenza radioattiva (G.U. L 211 del 22.7.1989, pag. 4) 
Regolamento 90/737/CEE del Consiglio, del 22 marzo 1990. relativo alle condizioni 
d'importazione di prodotti agricoli originari dei paesi terzi a seguito dell'incidente 
verificatosi nella centrale nucleare di Cernobil (G.U. L 82 del 29.3.1990, pag. 1) 
Regolamento 90/770/EURATOM della Commissione, del 29 marzo 1990, che fissa i livelli massimi di 
radioattività ammessi negli alimenti per animali contaminati a seguito di incidenti nucleari o 
di altri casi di emergenza da radiazione (G.U. L 83 del 30.3.1990, pag.78) 
Regolamento del Consiglio 93/1493/EURATOM dell'8 giugno 1993 sulle spedizioni di sostanze 
radioattive tra gli Stati membri (GU L 148 del 19.6.1993, pag. 1) 
Regolamento della Commissione 93/1518/CEE del 21 giugno 1993 che sostituisce il Regolamento 
92/598/CEE della Commissione, del 9 marzo 1992, che stabilisce un elenco di prodotti esclusi 
dal campo d'applicazione del Regolamento 90/737/CEE del Consiglio relativo alle condizioni 
d'importazione di prodotti agricoli originari dai paesi terzi in seguito all'incidente 
intervenuto nella centrale nucleare di Cernobil (G.U. L 150 del 22.6.1993, pag. 30). 
Inoltre, una raccomandazione del 1990 della Commissione attira l'attenzione degli Stati membri sui rischi 
derivanti dall'esposizione al radon all'interno delle abitazioni^5). 
(5) Raccomandazione 90/143/EURATOM della Commissione, del 21.2.1990. sulla tutela della popolazione 
contro l'esposizione al radon in ambienti chiusi (G.U. L 80 del 27.3.90, pag. 26) 
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3. Le norme fondamentali delia Comunità hanno sempre tenuto conto in ampia misura delle 
raccomandazioni della CIPR, le quali riflettono il livello più avanzato delle conoscenze nel 
campo della radioprotezione e sono anche alla base delle raccomandazioni delle altre 
organizzazioni internazionali competenti in questo settore. Da parte sua, la Commissione ha 
riveduto le disposizioni della direttiva esistente non solo a seguito delle raccomandazioni 
della CIPR, ma anche in base all'esperienza acquisita*nel l'appiicazione di tali disposizioni. 
La revisione fa inoltre seguito all'impegno assunto di fronte al Consiglio nel 1987 al momento 
dell'adozione del Regolamento 87/3984 (si veda la nota 4). La versione riveduta, la quale 
conserva fondamentalmente la struttura della direttiva esistente, si prefigge i seguenti 
obiettivi: 
- assicurare una protezione fondata sulle conoscenze scientifiche più aggiornate, di cui 
devono poter beneficiare sia I lavoratori che la popolazione; 
- conferire un solido fondamento tecnico-scientifico e un'impostazione uniforme alla 
radioprotezione e garantire la congruenza tecnica con le raccomandazioni, emesse da 
organizzazioni internazionali quali AIEA, AEN-OCSE. OMS e OIL; 
- aggiornare le disposizioni della direttiva esistente, tenendo conto anche della struttura 
fondamentale che ò servita di modello per I regolamenti degli Stati membri; 
- conservare, in vista del completamento del mercato unico, un elevato grado di uniformità 
nelle misure di radioprotezione previste dal Trattato Euratom; 
- potenziare le disposizioni sul controllo delle materie radioattive in applicazione 
de 11'impegno assunto d i fronte a I Cons i g li o ne I 1992, al momento de IradozIone de 11 a 
direttiva 92/3/EURATOM relativa alla sorveglianza ed al controllo delle spedizioni di 
residui radioativi tra Stati membri e di quelle verso la Comunità e fuori da essa. 
4. Tenuto conto di tutti questi elementi, le modifiche più importanti Inserite nella proposta di 
nuova direttiva sono le seguenti: 
- Impiego delle definizioni, delle quantità e delle unità nonché dei fattori di ponderazione 
delle radiazioni e dei tessuti, quali figurano nelle ultime raccomandazioni della CIPR; 
- introduzione di limiti di dose più restrittivi, quali figurano nelle ultime raccomandazioni 
della CIPR, in modo da tener conto delle stime più recenti sul rischio di cancro associato 
all'esposizione alle radiazioni ionizzanti nonché della nozione complessa di danno alla 
salute; 
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- introduzione di disposizioni riguardanti la radioprotezione in taluni casi di esposizione 
professionale alla radiazione naturale; * 
- divieto di taluni impieghi ingiustificati della radioattività; 
- ampliamento delle disposizioni di protezione in cas,o di Incidente radioattivo; 
- introduzione del concetto di "vincolo di dose" in rapporto ad una determinata fonte; 
- modifica dei livelli di radioattività previsti nelle disposizioni di autorizzazione/notifica 
di cui alla direttiva; 
5. Si ritiene che l'impatto delle modifiche proposte sulle attività sia limitato, visto li loro 
carattere evolutivo in relazione a una direttiva esistente. L'introduzione di disposizioni 
riguardanti la radioprotezione in taluni casi di esposizione professionale a sorgenti naturali 
di radiazione è effettuata in maniera flessibile, in particolare per consentire la loro 
app11caz i one progress i va. 
6. Nella parte che segue si presenta una serie di osservazioni sui diversi Titoli della proposta 
di nuova direttiva, in modo da spiegarne le ragioni di fondo, la portata e gli obiettivi. 
6.1 II campo di applicazione della direttiva risulta ampliato rispetto a quella esistente (Titolo 
II) : esso contempla esplicitamente l'immissione sul mercato e l'esportazione di sostanze 
radioattive cosi come l'impiego di apparecchiature elettriche che emettono radiazioni 
ionizzanti e che contengono componenti funzionanti con una differenza di potenziale superiore 
a 5 kV. E' inoltre compresa l'esposizione a sorgenti di radiazioni naturali sul luogo di 
lavoro. 
6.2 E' stato modificato il sistema di notifica e di autorizzazione preventiva delle attività 
(Titolo III) : rispetto alla direttiva esistente, si sono precisati gli obblighi legati 
all'applicazione del sistema e riformulate ex novo le condizioni per l'eventuale dispensa da 
tali obblighi, il che contribuirà ad un'ulteriore armonizzazione delle procedure di 
autorizzazione all'interno della Comunità, con effetti sulla realizzazione del mercato interno 
comunitario. 
6.3 II titolo IV recepisce i tre principi fondamentali di radioprotezione (giustificazione, 
ottimizzazione (ALARA) e limiti di dose) specificando che questi ultimi non si applicano alle 
esposizioni mediche né a quelle derivanti da un incidente o da una situazione di urgenza né, in 
linea generale, a quelle dovute alle sorgenti di radiazioni naturali sul luogo di lavoro. 
Per quanto riguarda i limiti di dose, sono state adottate le misure seguenti: 
- per i lavoratori, il nuovo limite di dose efficace è fissato a 20 mSv all'anno su una media 
di cinque anni consecutivi (cioè 100 mSv in cinque anni), con la precisazione che la dose 
efficace non deve superare i 50 mSv in ogni singolo anno; 
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- per gli individui della popolazione, il nuovo limite di dose efficace ò fissato a 1 mSv 
all'anno, con possibilità di autorizzare, in circostanze speciali, un valore più elevato per 
un anno, purché la tedia su un arco di cinque anni non superi 1 mSv all'anno. 
- Agli Stati membri sarà consentito introdurre deroghe eccezionali ai limiti di dose in 
conformità della procedura stabilita nel Titolo X. ' ' 
Per la protezione delle lavoratrici in stato di gravidanza sono state modificate le 
disposizioni relative, in modo che al feto sia garantita la stessa protezione prevista per un 
componente della popolazione. 
Per le donne che allattano le autorità competenti sono tenute, se necessario, a fissare vincoli 
di dose, che consentano di potenziare la protezione del bambino contro la contaminazione 
radioattiva. 
6.4 II titolo V riguarda i metodi usati per il calcolo della dose effettiva e si riferisce agli 
allegati II e MI. 
6.5 Nella proposta di direttiva, come nella direttiva in vigore, i principi fondamentali di 
protezione operativa dei lavoratori esposti sono definiti ai titolo VI. Essi si applicano anche 
agli apprendisti e agli studenti, dato che gli appartenenti a queste due categorie possono 
espletare attività comportanti un'esposizione. In rapporto alla direttiva esistente, è stata 
conservata la classificazione delle zone (sottoposte a controllo e a sorveglianza) a seconda 
del grado di rischio, mentre i criteri per definire questa classificazione sono stati 
semplificati e sono state imposte responsabilità ulteriori al datore di lavoro/gestore. 
Per quanto riguarda la ripartizione dei lavoratori esposti In categorie A e B, anche se essa 
non ò più prevista nelle ultime raccomandazioni della CIPR, la proposta della Commissione 
mantiene tale distinzione, che ha provato la sua validità in molti anni di applicazione, in 
particolare dal punto di vista dell'organizzazione della radioprotezione. 
6.6 La proposta di direttiva contiene (al Titolo VII) disposizioni speciali sull'esposizione a 
fonti naturali di radiazioni sul luogo di lavoro. Il titolo VII impone agli Stati membri 
l'obbligo di esperire in un primo tempo indagini volte a determinare per quali zone del loro 
territorio, quali attività e quali condizioni di lavoro i lavoratori sono esposti in modo 
significativo alle radiazioni gamma o al radon da sorgenti naturali. In base ai risultati di 
tali indagini, andranno presi i provvedimenti previsti dalla direttiva. Come esempi di 
attività per le quali vanno condotte le indagini in questione, e di conseguenza posti in atto 
gli opportuni provvedimenti, la direttiva cita le operazioni in miniera o in altri luoghi di 
lavoro in sotterraneo, la manipolazione di materiali contenenti tracce significative di 
radionuclidi naturali e il volo di aerei a reazione. 
- 9 -
6.7 Al Titolo Vili sono riportati i principi fondamentali della protezione operativa della 
popolazione In circostanze normali. Tra l'altro, queste disposizioni prevedono l'istituzione 
negli Stati membri di un sistema di ispezione destinato a far si che la protezione della 
popolazione sia tenuta sotto controllo e che I provvedimenti nazionali approvati per dare 
applicazione alla nuova direttiva siano rispettati. In questa prospettiva, sono' imposti 
determinati obblighi al datore di lavoro/gestore. , 
6.8 II Titolo IX rappresenta un ampliamento del Titolo corrispondente della precedente direttiva, a 
seguito delle esperienze apportate dall'incidente di Cernobyl e riguarda ora tutti gli aspetti 
delle esposizioni di carattere potenziale, accidentale e di emergenza. Gli Stati membri devono 
prendere in considerazione l'insorgenza di tutte le eventuali situazioni di emergenza 
radioattiva sul loro territorio, prima, durante e dopo il verificarsi del fatto. 
Gli Stati membri sono anche tenuti a stabilire contatti con gli altri Stati membri nonché con i 
paesi terzi al fine di prepararsi meglio ad affrontare qualunque eventualità e ad armonizzare i 
modi di affrontare un'eventuale situazione di emergenza. 
6.9 II titolo X è dedicato alle disposizioni finali, delle quali si riportano di seguito gli 
elementi essenziali: 
- è stata fissata una procedura per modificare l'elenco delle attività di cui agli artt. 3 e 4 
e per consentire deroghe eccezionali ai limiti di dose; 
- agli Stati membri ò fatto obbligo di presentare ogni due anni una relazione sull'attuazione 
della direttiva alla Commissione, la quale, sulla scorta dei dati ricevuti, redigerà un 
rapporto per il Parlamento europeo, il Consiglio e il Comitato economico e sociale; 
- gii Stati membri sono tenuti a recepire la direttiva nella legislazione nazionale entro la 
scadenza specificata; 
- la data di cui al trattino che precede è intesa come scadenza unica, la quale annulla e 
sostituisce tutte le altre scadenze figuranti nelle precedenti direttive. 
6.10 Allegati 
La proposta di direttiva fa riferimento a valori che figurano nei suoi tre Allegati, rivisti in 
accordo con l'articolato della direttiva. 
Per quanto riguarda l'Allegato I. è opportuno ricordare che nella direttiva esistente le 
esenzioni dal regime di notifica/autorizzazione erano definite in termini di attività 
totale (valori compresi tra 5.IO3 e 5.IO6 Bq, corrispondenti a quattro categorie di 
radiotossicità. che figurano nell'Allegato I della direttiva esistente), nonché in termini di 
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concentrazione di attività specifica di massa (100 Bq/g per i radionuclidi artificiali e 500 
Bq/g per I radionuclidi naturali solidi). Poiché si è riconosciuto che questo raggruppamento 
non rifletteva pienamente il rischio potenziale, per I lavoratori e il pubblico, associato 
ali'impiego, all'abuso e allo smaltimento di sostanze radioattive, la versione riveduta 
dell'Allegato I riporta -in via provvisoria, per il momento- i livelli di attività per ciascun 
radionuclide nonché i livelli di concentrazione. V ' 
All'Allegato II sono indicati i fattori di ponderazione delle radiazioni e dei tessuti, in 
conformità delle ultime raccomandazioni dell'ICRP. Tuttavia, il riesame delle relazioni fra le 
quantità dosimetriche e i progressi della ricerca sulle radiazioni possono condurre in futuro a 
modificare detti valori. 
I IImiti derivati figuranti all'Allegato III della direttiva esistente vanno riveduti per tener 
conto del nuovi fattori di ponderazione dei tessuti e dei nuovi dati sul metabolismo, in modo 
da ottenere una migliore congruenza col limiti di dose proposti. Poiché tuttavia, essendo 
attualmente in corso un riesame del modelli di metabolismo, non sarebbe opportuno sospendere la 
revisione delle norme fondamentali né intraprendere una riformulazione della tabelle In questa 
fase. Nell'Allegato MI ci si limita, in via provvisoria, ad indicare la metodica che andrà 
applicata. 
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proposta modificata di 
DIRETTIVA DEL CONSIGLIO 
che fissa le norme fondamentali di sicurezza relative alla 
protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori 
contro i pericoli derivanti dalle radiazioni ionizzanti 
IL CONSIGLIO DELLE COMUNITÀ' EUROPEE, 
visto il Trattato che istituisce la Comunità europea dell'energia atomica, in particolare gli articoli 31 
e 32; 
vista la proposta della Commissione, previo parere di un gruppo di personalità designate dal Comitato 
scientifico e tecnico fra gli esperti scientifici degli Stati membri; 
visto il parere del Parlamento europeo1); 
visto II parere del Comitato economico e sociale2); 
considerando che, secondo l'articolo 2, lettera b) del trattato, si devono stabilire norme di sicurezza 
uniformi per la protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori; 
considerando che, conformemente all'articolo 30 del trattato, per norme fondamentali relative alla 
protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori contro i pericoli derivanti dalle radiazioni 
ionizzanti si intendono 
a) le dosi massime ammissibili con un sufficiente margine di sicurezza; 
b) le esposizioni e contaminazioni massime ammissibili; 
e) i principi fondamentali di sorveglianza sanitaria dei lavoratori; 
1) G.U. n. ... 
2) G.U. n. C 108, 19.4.1993. pag. 48 
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considerando che ciascuno Stato membro, conformemente all'articolo 33 del trattato, stabilisce le 
disposizioni legislative, regolamentari e amministrative atte a garantire l'osservanza delle norme 
fondamentali fissate e adotta le misure necessarie per quanto riguarda l'insegnamento, l'educazione e la 
formazione professionale; 
considerando che, al fine di realizzare il proprio compito, la Ôomun ita ha fissato norme fondamentali per 
la prima volta nel 1959 conformemente all'articolo 218 del Trattato3) e le ha successivamente 
rivedute4) e integrate5); 
3) G.U. n. 11, del 20.2.1959, pag. 211/59; 
4) - direttiva del Consiglio del 5.3.1962 (G.U. del 6.7.1962, pag. 1633/62); 
- direttiva 66/45/EURATOM del Consiglio del 27.10.1966 (G.U. n. 216 del 26.11.1966, pag. 
3693/66); 
- direttiva 76/579/EURATOM del Consiglio del 1°.6.1976 (G.U. n. L 187 del 12.7.1976, pag. 1); 
- direttiva 79/343/EURATOM del Consiglio dei 27.3.1979 (G.U. n. L 83 del 3.4.1979, pag. 18); 
- direttiva 80/836/EURATOM del Consiglio del 15.7.1980 (G.U. n. L 246 del 17.9.1980, pag. 1); 
- direttiva 84/467/EURATOM del Consiglio del 3.9.1984 (G.U. n. L 265 del 5.10.1984, pag. 41); 
5) - direttiva 84/466/EURATOM del Consiglio, del 3.9.1984, che stabilisce le misure fondamentali 
relative alla protezione radiologica delle persone sottoposte ad esami e a trattamenti 
medici (G.U. n. L 265 del 5.10.1984, pag. 1); 
- direttiva 89/618/EURATOM del Consiglio, del 27.11.1989, concernente l'informazione della 
popolazione sulle misure di protezione sanitaria applicabili e sul comportamento da adottare 
in caso di urgenza radioattiva (G.U. n. L 357 dei 7.12.1989, pag. 31); 
- direttiva 90/641/EURATOM del Consiglio, del 4.12.1990, concernente la protezione operativa 
dei lavoratori esterni esposti al rischio di radiazioni ionizzanti nel corso dei loro 
intervento in zona controllata (G.U. n. L 349 del 13.12.1990, pag. 21); 
- regolamento 87/3954/EURAT0M del Consiglio, dei 22.12.1987, che fissa I livelli massimi 
ammissibili di radioattività per i prodotti alimentari e per gli alimenti per animali e in 
caso di livelli anormali di radioattività a seguito di un incidente nucleare o in qualsiasi 
altro caso di emergenza radioattiva (G.U. n. L 371 del 30.12.1987, pag. 11); 
- direttiva 92/3/EURATOM del Consiglio, del 3.2.1992, relativa alla sorveglianza ed al 
controllo delle spedizioni di residui radioattivi tra gli Stati membri e di quelle verso la 
Comunità e fuori da essa (G.U. n. L 35 del 12.2.1992, pag. 24); • 
- regolamento del Consiglio 93/1493/EURATOM dell'8.6.1993 sulle spedizioni di sostanze 
radioattive tra gli Stati membri (GU L 148 del 19.6.1993. pag. 1; 
- raccomandazione 90/143/EURATOM della Commissione, del 21.2.1990, sulla tutela della 
popolazione contro l'esposizione al radon in ambienti chiusi (G.U. n. L 80 del 27.3.1990, 
pag. 26); 
- decisione 87/600/EURATOM del Consiglio, del 14.12.1987, sulle modalità comunitarie di uno 
scambio rapido di informazioni in caso di emergenza radioattiva (G.U. n. L 371 del 
30.12.1987, pag. 76); 
- 13 -
considerando che, a seguito dell'evoluzione delle conoscenze scientifiche in materia di protezione 
radiologica, è necessario rivedere le norme fondamentali e rifonderle in un nuovo atto normativo che 
sostituisce le direttive 76/579/Euratom e 80/836/Euratom; 
considerando che detta evoluzione ha dato origine a una nuova valutazione dei rìschi legati all'uso di 
radiazioni Ionizzanti, ha stimolato la consapevolezza della necessità di rafforzare la protezione della 
salute sul posto di lavoro contro I pericoli legati ad un'esposizione alle fonti di radiazioni naturali e 
della necessità di predisporre misure cautelative da applicarsi in caso di incidente; 
considerando che le norme fondamentali da stabilirsi nella Comunità devono tenere debitamente conto delle 
esigenze del mercato comune nucleare di cui al capo IX, titolo II del trattato nonché di quelle del 
mercato interno creato in virtù del trattato che istituisce la Comunità economica europea conformemente 
all'articolo 232, paragrafo 2, del medesimo; 
considerando che, per conseguire gli obiettivi delineati sopra, è necessario definire il campo di 
applicazione delle norme fondamentali tenendo conto anche dell'immissione sul mercato di sostanze 
radioattive, del funzionamento di determinate apparecchiature elettriche e dell'esposizione a fonti di 
radiazioni naturali sul posto di lavoro-, 
considerando che gli Stati membri, onde assicurare il rispetto delle norme fondamentali, sono tenuti a 
proibire determinate pratiche implicanti un rischio da radiazioni ionizzanti ovvero, a seconda del grado 
di rischio presente, assoggettarle ad un sistema di dichiarazione e di previa autorizzazione; 
considerando che un sistema di protezione contro le radiazioni in determinate pratiche dovrebbe essere 
basato sul principi della giustificazione dell'esposizione, dell'ottimizzazione della protezione e della 
limitazione delle dosi tenendo conto della particolare situazione dei diversi gruppi di persone esposte 
quali lavoratori, donne incinte o che allattano, apprendisti, studenti e altre persone in generale; che a 
tal fine si devono stabilire limitazioni delle dosi e limiti da queste derivati; 
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considerando che la protezione operativa dei lavoratori esposti, degli apprendisti e degli studenti 
richiede l'applicazione di misure sul posto di lavoro*, che tali misure devono includere la valutazione 
previa del rischio implicata, la classificazione dei posti di lavoro e dei lavoratori, la sorveglianza 
delle aree e delle condizioni di lavoro nonché la sorveglianza medica; 
considerando che è emersa con evidenza la necessità di proteggere I lavoratori contro l'esposizione a 
fonti di radiazioni naturali sul luogo di lavoro, che a tal fine si devono esigere dagli Stati membri 
indagini volte ad identificare i settori, le pràtiche e le condizioni di lavoro in cui i lavoratori si 
trovano esposti in modo significativo a tali fonti; che, sulla base di tali indagini, gli Stati membri 
devono adottare le misure di protezione appropriate; 
considerando che la protezione operativa della popolazione in circostanze normali richiede l'istituzione 
xdi un sistema di ispezione onde tenere sotto controllo la protezione della popolazione dalle radiazioni e 
verificare il rispetto delle norme fondamentali; 
considerando che, sulla base delle esperienze acquisite a seguito dell'incidente di Cernobyl, gli Stati 
membri devono esaminare l'evoluzione di tutte le emergenze radiologiche sul loro territorio prima, 
durante e dopo un incidente e devono prendere tutte le misure necessarie per ridurne le conseguenze; che 
la cooperazione tra gli Stati membri e con I paesi terzi si è dimostrata in grado di assicurare una 
preparazione migliore, 
HA ADOTTATO LA PRESENTE DIRETTIVA: 
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TITOLO I 
DEFINIZIONI 
Articolo 1 ' ' 
Ai fini della presente direttiva, valgono le seguenti definizioni : 
Dose assorbita (D): energia assorbita per unità dì massa 
D- dj 
dm 
ove - dio l'energia media impartita dalle radiazioni ionizzanti alla materia in un elemento di 
volume dm. 
- dm è la massa di materia contenuta in tale elemento di volume. 
Nella presente direttiva, la dose assorbita indica la dose media in un tessuto o in un organo. L'unità 
di dose assorbita è il gray. 
Acceleratore: apparecchio o Impianto che emette radiazioni ionizzanti con energia superiore a 1 Mev. 
Incidente: evento preterintenzionale che causa un guasto ad una sorgente o che ha o potrebbe avere come 
conseguenza un'esposizione di individui della popolazione superiore all'appropriato livello d'intervento 
ovvero un'esposizione di lavoratori superiore agli appropriati limiti di dose. 
Esposizione accidentale: esposizione fortuita e Involontaria di singole persone a seguito di incidente. 
Attivazione: processo per effetto del quale un nuclide stabile si trasforma in radionuclide, a seguito di 
irradiazione con particelle o con raggi gamma ad alta energia del materiale in cui è contenuto. 
- 16 - \ 
1 
Attività (A): l'attività. A, di una determinata quantità di radionuclide in uno stato particolare di 
energia in un momento determinato è il quoziente di dN su dt, in cui dN é il numero atteso di 
trasformazioni nucleari spontanee da tale stato di energia nell'intervallo di tempo dt. ! 
.ì 
A « dN j 
3t 
L'unità di attività è il becquerel. 
Apprendista: persona che riceve in un'impresa un'istruzione e una formazione professionale, implicanti 
esposizione a radiazioni ionizzanti. 
Medico autorizzato: medico preposto alla sorveglianza medica dei lavoratori della categoria A contemplata 
all'articolo 21, la cui idoneità a tali funzioni è riconosciuta dalle autorità competenti. 
Servizio autorizzato di medicina del lavoro: struttura preposta alla protezione dalle radiazioni ed alla 
sorveglianza sanitaria dei lavoratori esposti ai sensi dell'articolo 21, la cui idoneità a tali funzioni -
ò riconosciuta dalle autorità competenti. 
Becquerel (BQ): denominazione speciale dell'unità di attività. Un becquerel equivale ad una transizione 
per secondo. 
1 Bq - 1 s"1 
Dose efficace Impegnata (ECO): somma delle dosi equivalenti impegnate in un organo o tessuto, risultanti 
da una introduzione, moltiplicate per un fattore relativo di peso del tessuto "t. È definita dalla 
formula: 
E(t) - S "THT«D 
T 
- 17 -
Quando si specifica ECO. T Indica il numero di anni per I quali ò attuata l'Integrazione. L'unità di 
dose efficace prevedibile è il sievert. 
Dose equivalente Impegnata (HTCP): integrale rispetto al tempo (t) dell'intensità di dose equivalente 
nel tessuto o organo T che sarà ricevuta da un individuo a seguito dell'introduzione di attività. È 
indicata dalla formula : , 
HT(t) * HT(t)dt 
per un'assunzione al tempo t , dove 
HjCt) è l'intensità di dose equivalente nell'organo o nel tessuto T al tempo t 
Tèli periodo per cui ò calcolato l'integrale. 
Nell'espressione HT CD, Tè indicato in anni. Qualora non sia indicato, si sottintende un periodo di 
50 anni per gli adulti e un periodo fino all'età di 70 anni per I bambini. 
L'unità della dose equivalente impegnata è il si evert. 
Destinatario: la persona fisica o giuridica a cui viene inviata una sostanza radioattiva. 
Zona controllata: zona sottoposta a regolamentazione speciale ai fini della protezione dalle radiazioni 
ionizzanti o della prevenzione della contaminazione radioattiva, e il cui accesso ò controllato e 
riservato ai lavoratori che abbiano ricevuto istruzioni adeguate. 
Vincolo, di dose: restrizione per le dosi individuali derivanti da sorgenti determinate, al fine di 
ottimizzare la protezione. 
Limiti di dose: i limiti stabiliti nel titolo IV per le dosi derivanti dall'esposizione dei lavoratori, 
degli apprendisti, degli studenti e del pubblico alle radiazioni ionizzanti causate dalle attività 
disciplinate dalla presente direttiva. 
- 18 -
nose efficace (E): la somma delle dosi equivalenti pesate in tutti l tessuti ed organi del corpo di cui 
all'Allegato II, causate da irradiazioni interne ed esterne. È definita dall'espressione: 
\ 
E - £ wTHT -£*T % "R °T,R 
T T R 
in cui 
ox R é la dose assorbita nell'organo, dovuta alla radiazione R 
HO ò il fattore di peso per la radiazioni e 
HT è il fattore di peso per il tessuto o l'organò T. 
I valori appropriati di WT e "R figurano all'Allegato II. 
L'unità di dose efficace è il sievert . 
Esposizione di emergenza: esposizione giustificata in situazioni eccezionali per soccorrere persone in 
pericolo, prevenire l'esposizione di un gran numero di persone o salvare un'Impresa o sorgente di grande 
valore, e che provoca il superamento di uno dei limiti di dose fissati per i lavoratori esposti. 
Dose equivalente (HT)'- ,a dose assorbita, nel tessuto o organo T, pesata in base al tipo e alla qualità 
della radiazione R. E' indicata da: 
HT.R - *R DT,R 
in cui: 
DT.R e ,a dose assorbita nel tessuto o organo T dovuta alla radiazione R 
e 
WR è il fattore di peso per la radiazione. 
- 19 -
Quando il campo di radiazioni ò composto di tipi ed energie con valori diversi di WR* la dose 
equivalente totale, HT. è espressa da 
HT =£J*R DT,R 
R 
» 
I valori appropriati di WR figurano all'Allegato II. L'unità della dose equivalente è il sievert. 
Lavoratori esposti: persone, di almeno 18 anni, sottoposte a un'esposizione derivante da pratiche 
contemplate dalla presente direttiva e che possono comportare dosi superiori ad uno dei limiti di dose 
fissati per individui della popolazione. 
Esposizione: processo di esposizione alle radiazioni ionizzanti. 
Gray (Gy): denominazione speciale dell'unità di dose assorbita. Un gray equivale a un joule per 
chilogrammo: 
1 Gy » 1 J kg"1 
Danno : effetti dannosi ri levabili clinicamente i quali si manifestano negli individui o nei loro 
discendenti. Il termine comprende la probabilità di tali effetti. 
Detentore : qualsiasi persona fisica o giuridica che, prima di effettuare una spedizione di sostanze 
radioattive, abbia la responsabilità giuridica, ai sensi della legge nazionale, di tali materiali ed 
intenda effettuare una spedizione verso un destinatario. 
Assunzione: attività dei radionuclidi che penetrano nell'organismo provenienti dall'ambiente esterno. 
Intervento: attività umana intesa a diminuire l'esposizione complessiva degli individui alle radiazioni 
eliminando le fonti esìstenti, modificando te vie esistenti di esposizione o riducendo il numero degli 
Individui esposti ad una fonte di radiazioni. 
Livello di intervento: valore della dose equivalente, della dose efficace o di un valore derivato, in 
ordine al quale dovrebbe essere necessario prendere in considerazione misure d'intervento. La dose o il 
valore derivato sono esclusivamente quelli relativi alla via di esposizione cui va applicato 
l'intervento. 
- 20 -
Radiazioni Ionizzanti: il trasferimento di energia nello spazio in forma di particelle o onde 
elettromagnetiche con quantità di energia superiori a 12,4 eV pari ad una lunghezza d'onda di 100 
nanometri o a una frequenza di 3x10 (15) Hertz. 
Individui della popolazione: individui della popolazione, esclusi i lavoratori esposti, gli apprendisti 
e gli studenti durante l'orario di lavoro. ' ' 
Sorgenti di radiazioni naturali: sorgenti di radiazioni ionizzanti di origine naturale, terrestre o 
cosmica. 
Altre sorgenti pertinenti: le sostanze radioattive che non siano una sorgente sigillata destinate all'uso 
diretto o indiretto della radiazione ionizzante da esse emesso per applicazioni mediche, veterinarie, 
industriali, commerciali, di ricerca o agricole. 
immissione sul mercato: qualsiasi fornitura, a titolo oneroso o gratuito, eseguita per ragioni che non 
siano l'immagazzinamento seguito dall'esportazione fuori dal territorio comunitario ovvero dallo 
smaltimento. 
Ai fini della presente direttiva l'Importazione di una sostanza radioattiva o di prodotti contenenti tali 
sostanze nel territorio comunitario è considerata immissione sul mercato. 
Esposizione potenziale: esposizione la cui probabilità di verificarsi e la cui entità possono essere 
valutate per eventi come un incidente o un guasto ad un impianto. 
Pratica: un'attività umana che può aumentare l'esposizione complessiva degli individui alle radiazioni 
emesse da una sorgente. 
Esperto qualificato: persona che possiede le cognizioni e la formazione necessarie ad effettuare esami 
fisici, tecnici o radiochimici, a valutare le dosi e a fornire la consulenza necessaria per garantire 
una protezione efficace degli individui e un funzionamento corretto dei dispositivi di protezione, e la 
cui idoneità a tali funzioni è riconosciuta dalle autorità competenti. 
Emergenza radiologica : conseguenza di un incidente per il quale gli Stati membri decidono di ricorrere a 
misure di grande portata a protezione degli individui della popolazione. 
- 21 -
Contaminazione radioattiva: contaminazione di un materiale, di qualsiasi superficie, ambiente o 
individuo, prodotta da sostanze radioattive. Nei caso particolare del corpo'umano, la contaminazione 
radioattiva comprende sia la contaminazione esterna cutanea che quella Interna, indipendentemente dalla 
via di introduzione. 
Sostanza radioattiva: qualunque sostanza che contenga uno 9 più radionucliei, la cui attività 0 
concentrazione non possono essere trascurate ai fini della radioprotezione. 
Gruppo di riferimento della popolazione: gruppo comprendente individui la cui esposizione ad una sorgente 
è ragionevolmente omogenea e rappresentativa di quella degli individui della popolazione maggiormente 
esposti a detta sorgente. 
Sorgente sigillata: sorgente avente struttura tale da impedire, in normali condizioni d'impiego, 
dispersioni delle sostanze radioattive nell'ambiente. 
Spedizione: le operazioni di inoltro di sostanze radioattive dal luogo di origine al luogo di 
destinazione, inclusi il caricamento e lo scaricamento. 
Sievert (Sv): denominazione speciale dell'unità di dose equivalente e dose efficace. Un sievert equivale 
ad un joule per chilogrammo: 
1 Sv - 1 J Kg'1 
Sorgente: apparecchiatura, sostanza 0 impianto -che non sia una sorgente naturale- in grado di emettere 
radiazioni ionizzanti. 
Zona sorvegliata: zona in cui le condizioni di lavoro sono sotto sorveglianza, senza che di norma siano 
richieste procedure speciali come quelle applicate nelle zone controllate. 
- 22 -
TITOLO 
CAMPO DI APPLICAZIONE 
Articolo 2 
La presente direttiva si applica a qualunque attività o intervento che implichi un rischio derivante da 
radiazioni Ionizzanti, e in particolare: 
a) alla produzione, alla lavorazione, alla manipolazione, all'impiego, alla detenzione, 
all'Immagazzinamento, al trasporto, all'immissione sul mercato, all'esportazione e allo 
smaltimento di sostanze radioattive; 
b) al funzionamento di qualunque attrezzatura elettrica che emetta radiazioni ionizzanti e 
contenga componenti funzionanti con una differenza di potenziale superiore a 5 kV; 
e) all'esposizione a sorgenti di radiazioni naturali sul luogo di lavoro 
(I) -nelle miniere di uranio, e 
(il) -in altri luoghi di lavoro, elencati al titolo VII. 
- 23 -
TITOLO III 
DICHIARAZIONE E AUTORIZZAZIONE 
Articolo 3 
Dichiarazione 
1. Ogni Stato membro prevede a carico di ciascuna persona,o impresa che svolga un'attività di cui 
all'articolo 2, l'obbligo di dichiararla. 
2. Tuttavia, sono esclusi da II'obbligo di dichiarazione o di autorizzazione preventiva le seguenti 
attività: 
a) impiego e successivo smaltimento di sostanze radioattive, qualora le quantità implicate non 
superino in totale I valori di cui alla colonna 2 della tabella A dell'Allegato I; ovvero 
b) impiego e successivo smaltimento delle sostanze radioattive aventi una concentrazione di 
attività per unità di massa non superiore ai valori indicati alla colonna 3 della tabella A 
dell'Allegato I; ovvero 
e) impiego di apparecchi contenenti sostanze radioattive che superano le quantità o le 
concentrazioni di cui alle lettere a) o b) a condizione che: 
1. siano di tipo autorizzato dalle autorità competenti dello Stato membro; e 
2. siano costruiti in forma di sorgenti sigillate che garantiscano una protezione efficace da 
qualsiasi contatto con le sostanze radioattive e da qualsiasi fuga di queste ultime; e 
3. in condizioni di funzionamento normale, non comportino, ad una distanza di 0.1 m da un 
qualsiasi punto della superficie accessibile dell'apparecchio, un'intensità di dose 
superiore a 1 //Sv h" J 
d) l'impiego di apparecchi elettrici cui si applica la presente direttiva, a condizione che: 
1. siano di tipo autorizzato dalle autorità competenti dello Stato membro; e 
2. non comportino, in condizioni normali di funzionamento, in nessun punto situato a 0,1 m 
dalla superficie accessibile dell'apparecchio, un'intensità di dose superiore a 1 //Sv h~ : 
e) l'impiego di qualunque tipo di tubo catodico destinato a fornire immagini visive, a condizione 
che, in condizioni normali di funzionamento, non comporti in nessun punto situato a 0,1 m dalla 
superficie accessibile dell'apparecchio un'intensità di dose superiore a 1 yuSv h" ï ovvero 
f) la residenza in alloggi e altre esposizioni a sorgenti naturali, salvo il disposto 
dell'articolo 2, lettera e). 
- 24 -
3. L'elenco delle attività di cui al paragrafo 2 può' essere rivisto in conformità della procedura 
di cui all'art. 56. 
Articolo 4 
Autorizzazione 
1. L'autorizzazione preventiva è richiesta in particolare per le seguenti attività: 
a) costruzione, funzionamento e disattivazione di imprese del ciclo del combustibile nucleare-, 
b) smaltimento di sostanze radioattive o riciclaggio di materiali contenenti sostanze radioattive 
provenienti da qualunque tipo di impresa di carattere industriale, medico, veterinario o di 
ricerca, salvo che siano conformi alle condizioni stabilite dalle competenti autorità; 
e) aggiunta intenzionale di sostanze radioattive nella produzione e manifattura di prodotti 
medicinali e di beni di consumo e l'immissione sul mercato di tali beni; 
d) somministrazione intenzionale di sostanze radioattive a persone e animali a fini di diagnosi, 
terapia o ricerca medica o veterinaria; 
e) Impiego di impianti a raggi X o di sorgenti di radiazioni contenenti sostanze radioattive per 
radiografia industriale o il trattamento di prodotti e l'uso di acceleratori, fatta eccezione 
per I microscopi elettronici; 
f) impiego di acceleratori, impianti a raggi X o sorgenti radioattive per l'esposizione di persone 
a fini di terapia o ricerca medica. 
2. L'autorizzazione preventiva può' essere richiesta per altre attività diverse da quelle elencate 
nel paragrafo 1, e da determinarsi con la procedura di cui all'articolo 56. 
3. Le autorizzazioni possono essere concesse per pratiche continuative e riferirsi all'impiego di 
più' sorgenti di radiazioni. Dette autorizzazioni possono essere rinnovabili. 
Articolo 5 
Pratiche vietate 
Sono vietate l'aggiunta intenzionale di sostanze radioattive nella produzione di alimenti, giocattoli, 
ornamenti personali e cosmetici, l'attivazione intenzionale di tali prodotti e la loro immissione sul 
mercato. 
- 25 -
Articolo 6 
Spedizioni di sostanze radioattive 
1. Ciascuno Stato membro prende le disposizioni necessarie atte a garantire che le spedizioni di 
sostanze radioattive nell'ambito del proprio territorio siano effettuate solo a destinatari che abbiano 
ottemperato a tutte le disposizioni applicabili di attuazione, del la presente direttiva e a tutti gli 
obblighi previsti dalle pertinenti norme nazionali per quanto riguarda l'uso, il trattamento, la 
movimentazione, lo stoccaggio o lo smaltimento in condizioni di sicurezza di tali sostanze radioattive. 
2. Un detentore di sorgenti sigillate che intenda spedirli o farli spedire, ha un destinatario 
situato in un altro Stato membro, si fa rilasciare dal destinatario delle sostanze radioattive una 
dichiarazione preventiva scritta indicante che quest'ultimo si è conformato, nello Stato membro di 
destinazione, a tutte le disposizioni applicabili in esecuzione della presente direttiva e agli obblighi 
nazionali pertinenti riguardanti l'uso, il trattamento, la movimentazione, lo stoccaggio o lo smaltimento 
di questa categoria di sorgenti. 
La dichiarazione ò trasmessa dal destinatario aile autorità competenti dello Stato membro di destinazione 
della spedizione. La ricevuta dei la dichiarazione dovrà essere attestata dall'autorità competente e la 
dichiarazione sarà quindi trasmessa dal destinatario al detentore. 
3. Un detentore di sorgenti sigillate o di altre sorgenti pertinenti che abbia spedito o fatto 
spedire dette sorgenti a un destinatario in un altro Stato membro deve fornire, entro 21 giorni dalla 
fine di ciascun trimestre alle autorità competenti dello Stato membro di destinazione i seguenti dati 
riguardanti le consegne effettuate durante il trimestre: 
- il nome e l'indirizzo dei destinatari; 
- l'attività totale per isotopo consegnato a ciascun destinatario e il numero delle consegne 
effettuate; 
- la quantità singola più elevata di ciascun isotopo consegnato a ciascun destinatario; 
- il tipo di sostanza: sorgente sigillata o altra sorgente pertinente. 
- 26 -
TITOLO IV 
SISTEMA DI PROTEZIONE RADIOLOGICA 
RELATIVO ALLE PRATICHE 
CAPO I 
PRINCIPI GENERALI 
Articolo 7 
1. Gii Stati membri Istituiscono e richiedono l'applicazione di un sistema di protezione 
radiologica relativo alle pratiche, basato sul seguenti principi generati: 
a) qualsiasi pratica implicante un'esposizione alle radiazioni ionizzanti deve essere previamente 
giustificata e tenuta sotto controllo per verificare I vantaggi che ne derivano; 
b) qualsiasi esposizione è mantenuta al livello più basso ragionevolmente ottenibile, tenuto conto 
dei fattori economici e sociali; le autorità competenti definiranno vincoli di dose a carattere 
generale per particolari tipi di pratiche-, 
e) salvo il disposto dell'articolo 13, la somma delle dosi derivanti da tutte le pratiche in 
oggetto non deve superare I limiti di dose stabiliti nel presente titolo per I lavoratori 
esposti, gli apprendisti, gli studenti e gli individui delia popolazione. 
2. I principi di cui al paragrafo 1, lettere a) e b), si applicano a tutte le esposizioni a 
radiazioni ionizzanti, ivi comprese le esposizioni di tipo medico. Il principio di cui al paragrafo 1, 
lettera e), non si applica alle seguenti esposizioni: 
a) esposizione di individui nell'ambito di un esame diagnostico o d'una terapia che li concerne; 
b) esposizioni d'emergenza, salvo II disposto dell'articolo 55; 
e) esposizioni a sorgenti naturali, ad esclusione di quelle nelle miniere uranifere e di quelle 
indicate ai titolo VII; 
d) esposizione di individui che scientemente e volontariamente collaborano, a titolo non 
professionale, al sostegno e all'assistenza di pazienti sottoposti a terapia o a diagnosi 
medica sia in ospedale che a domicilio, salvo il disposto del paragrafo 3-, 
e) esposizione di volontari che prendono parte a programmi di ricerca medica e biomedica, salvo il 
disposto del paragrafo 3. 
3. Ogni Stato membro definisce orientamenti sulle procedure idonee da applicare al soggetti di 
cui al paragrafo 2, lettere d) ed e). Essi stabiliscono inoltre vincoli idonei da applicare alla dose 
ricevuta dai volontari di cui al paragrafo 2, lettera e). 
- 27 -
CAPO II 
LIMITAZIONE DELLE DOSI PER 
I LAVORATORI ESPOSTI 
Articolo 8 
Limiti d'età per i lavoratori esposti 
» 
Salvo il disposto dell'articolo 12, paragrafo 2, I minori di anni diciotto non possono essere adibiti a 
lavori inconseguenza dei quali rientrebbero nella categoria del lavoratori esposti. 
Articolo 9 
Limiti di dose per i lavoratori esposti 
1. Il limite di dose efficace per i lavoratori esposti é di 20 mSv all'anno, calcolato in media 
nell'arco di cinque anni consecutivi (100 mSv in cinque anni), e di 50 mSv in un singolo anno. Questo 
limite si applica alla somma delie dosi dovute all'esposizione esterna nel periodo specificato e alla 
dose equivalente impegnata su 50 anni dovuta ad introduzione di radionuclidi nel medesimo periodo. 
2. Salvo il disposto del paragrafo 1, per il cristallino, la pelle e le estremità del corpo 
valgono I seguenti limiti di equivalente dose: 
per il cristallino, 150 mSv all'anno; 
per la pelle, 500 mSv all'anno. Tale limite si applica alia dose media, su qualsiasi 
superficie di un 1 era2' indipendentemente dalla superficie esposta; 
per le mani, gli avambracci, I piedi e le caviglie, 500 mSv all'anno. 
Articolo 10 
Protezione delle lavoratrici gestanti 
Non appena una lavoratrice informa, ai sensi della legislazione o delle prassi nazionali in vigore, la 
direzione dell'impresa della propria gravidanza, il feto deve essere protetto nella misura del possibile 
come se si trattasse di un individuo della popolazione. L'esposizione delle lavoratrici incinte connessa 
alla loro attività di lavoro deve essere la più bassa ragionevolmente ottenibile, e le condizioni di 
lavoro tali da garantire che la dose equivalente per il feto non ecceda 1 mSv durante il residuo periodo 
di gravidanza. 
- 28 -
Articolo 11 
Protezione delle lavoratrici durante l'allattamento 
1. Durante l'allattamento le lavoratrici non possono eseguire un lavoro implicante rischi di 
contaminazione radioattiva. 
2. Particolare attenzione è rivolta alla possibilità di contaminazione radioattiva del corpo. Se 
necessario, le autorità competenti fisseranno opportuni vincoli di dose. 
CAPO MI 
LIMITAZIONE DELLE DOSI PER 
APPRENDISTI E STUDENTI 
Articolo 12 
1. Agli apprendisti e agli studenti, di almeno diciotto anni di età, I quali nel corso dei loro 
studi debbono usare sorgenti, si applicano i limiti di dose per I lavoratori esposti stabiliti 
all'articolo 9. 
2. Per gli apprendisti e gli studenti, d'età compresa fra i sedici e i diciotto anni, i quali nel 
corso dei loro studi debbono usare sorgenti, il limite di dose efficace ò di 6 mSv all'anno. I limiti di 
dose per il cristallino, la pelle e le estremità del corpo sono pari a 3/10 dei limiti di dose per i 
lavoratori esposti stabiliti dall'articolo 9. paragrafo 2. 
3. I limiti di dose per gli apprendisti e gli studenti che non rientrano nelle disposizioni dei 
paragrafi 1 e 2 sono quelli stabiliti dall'articolo 14 per gli individui della popolazione. 
- 29 -
CAPO IV 
ESPOSIZIONI SOGGETTE AD AUTORIZZAZIONE SPECIALE ' 
Articolo 13 
1. In situazioni eccezionali, da valutare caso per caso, le autorità competenti * possono 
autorizzare, qualora lo esiga l'esecuzione di operazioni specifiche che lavoratori singolarmente 
designati subiscano esposizioni professionali individuali superiori ai limiti di dose di cui all'articolo 
9, ma entro I limiti di esposizione massima fissati dalle autorità nel caso specifico. Si applicano le 
seguenti condizioni: 
a) possono essere sottoposti ad un'esposizione, soggetta ad autorizzazione speciale soltanto i 
lavoratori della categoria A di cui all'articolo 23; 
b) da tali esposizioni sono escluse le donne incinte e le madri che allattano; 
e) tali esposizioni sono rigorosamente giustificate e discusse in modo approfondito con la 
direzione, i lavoratori interessati, i rappresentanti del personale, i servizi autorizzati di medicina 
del lavoro ovvero con un medico autorizzato e con il perito-, 
d) vengono fornite informazioni sui rischi connessi all'operazione e sulle precauzioni da adottare 
nel corso di essa; 
e) tutte le dosi derivanti da tale esposizione sono annotate separatamente sul libretto sanitario. 
2. Il superamento dei limiti di dose in conseguenza di esposizioni soggette ad autorizzazione 
speciale non costituisce di per sé un motivo di esclusione del lavoratore dalla sua abituale attività di 
lavoro. 
CAPO V 
LIMITAZIONE DI DOSE PER LA POPOLAZIONE 
Articolo 14 
Limiti di dose per gli individui della popolazione 
1. Salve le disposizioni dell'articolo 15, I limiti di dose da rispettare per gli individui della 
popolazione sono indicati nei paragrafi 2 e 3. 
2. Il limite dì dose efficace è di 1 mSv all'anno. Tuttavia, in situazioni speciali, può essere 
autorizzato un valore più alto di dose efficace in un solo anno, purché la media nell'arco di cinque anni 
consecutivi non superi 1 mSv all'anno. Questo limite si applica alla somma delle dosi derivanti 
dall'esposizione esterna nel periodo considerato e dell'equivalente dose impegnata su 50 anni (fino 
all'età di 70 anni per i bambini) a seguito di assorbimento nel medesimo periodo. 
3. Inoltre: 
- il limite di dose equivalente per il cristallino è di 15 mSv all'anno; 
- il limite di dose equivalente per la pelle é di 50 mSv all'anno, calcolato in media su un 1 
- 30 -
cm 2 di pelle, indipendentemente dall'area esposta; 
il limite di dose equivalente per le mani, gli avambracci, i piedi e le caviglie è di 50 mSv 
all'anno. 
Articolo 15 
EsposIz i one de 11'Intera popò Iaz i one 
Ogni Stato membro provvede affinché l'apporto di ogni pratica all'esposizione dell'intera popolazione sia 
mantenuto entro il valore minimo ragionevolmente ottenibile, tenuto conto dei principi enunciati 
all'articolo 7, paragrafo 1, lettere a) e b). 
Il totale di tutti questi apporti ò oggetto di valutazione periodica. 
GII Stati membri comunicano periodicamente alla Commissione I risultati di dette valutazioni. 
CAPO VI 
Articolo 16 . 
Ove circostanze eccezionali lo richiedano, limiti di dose diversi da quelli stabiliti nel presente Titolo 
possono essere autorizzati in conformità della procedura di cui all'articolo 56. Tale autorizzazione 
dovrà essere debitamente giustificata e limitata quanto all'obiettivo, alla durata e all'applicabilità 
geografica. 
- 31 -
TITOLO V 
VALUTAZIONE DELLA DOSE EFFICACE 
Articolo 17 
Per la valutazione della dose efficace si useranno i metodi indicati nei presente titolo o qualsiasi 
altro metodo idoneo. 
Articolo 18 
1. Nel caso di radiazioni esterne, per stimare I relativi equivalenti di dose e le dosi efficaci, 
possono essere usati I valori indicati all'allegato II . 
2. Nel caso di esposizioni interne provocate da un radionuclide o da una miscela di radionuclidi, 
per la stima delle dosi efficaci possono essere usati i metodi descritti negli allegati II e MI . 
TITOLO VI 
PRINCIPI FONDAMENTALI DI PROTEZIONE OPERATIVA 
DEI LAVORATORI ESPOSTI, DEGLI APPRENDISTI E DEGLI STUDENTI 
Articolo 19 
La protezione operativa dei lavoratori esposti si basa sui seguenti principi: 
a) valutazione preventiva che identifichi la natura e l'ordine di grandezza del rischio 
radiologico per i lavoratori esposti; 
b) classificazione dei luoghi di lavoro in diverse zone, se del caso, in rapporto alle 
valutazioni delle dosi annue previste, e delle frequenze previste, nonché delle possibili 
conseguenze di incidenti di modesta entità; 
e) classificazione dei lavoratori in diverse categorie; 
d) attuazione di disposizioni di controllo e di sorveglianza per le diverse zone e le diverse 
condizioni di lavoro; 
e) sorveglianza medica. 
32 -
CAPO I 
MISURE PER LA RESTRIZIONE 
DELL'ESPOSIZIONE 
SEZIONE I 
CLASSIFICAZIONE E DELIMITAZIONE DELLE ZONE 
Articolo 20 
Provvedimenti da adottare sul luogo di lavoro 
1. Ai fini della radioprotezione, e avuto riguardo delle disposizioni dei titoli II e VII, sono 
presi provvedimenti concernenti tutti i luoghi di lavoro, qualora sussista un rischio di esposizione a 
radiazioni ionizzanti al di sopra dei limiti di dose previsti per gli individui della popolazione. Tali 
disposizioni devono essere adattate ai tipi di impianti e di sorgenti nonché all'entità e alla natura dei 
rischi. La portata delle misure precauzionali e di sorveglianza nonché la loro natura e qualità devono 
essere commisurate al rischi inerenti al lavoro implicante esposizione alle radiazioni ionizzanti. 
2. E' fatta distinzione fra zone controllate e zone sorvegliate. 
3. Sono adottati specifici provvedimenti nelle zone controllate, in cui sussista un rischio 
significativo di diffusione di contaminazione radioattiva. 
4. Le autorità competenti elaborano criteri orientativi per la classificazione delle zone 
controllate e delle zone sorvegliate, tenuto conto delle circostanze specifiche. 
5. La direzione tiene sotto controllo le condizioni di lavoro nelle zone controllate e nelle zone 
sorvegliate. 
Articolo 21 
Obblighi relativi alle zone controllate 
L'obbligo minimo relativo ad una zona controllata è che essa sia delimitata e che l'accesso sia 
controllato secondo procedimenti scritti stabiliti dalla direzione d'impresa. 
- 33 -
Articolo 22 
Provvedimenti discrezionali per le zone controllate . 
e le zone sorvegliate 
In rapporto alla natura e all'entità dei rischi di radiazioni nelle zone controllate e .nelle zone 
sorvegliate, sono presi i seguenti provvedimenti: 
a) affissione di segnali che indichino il tipo di zona, la natura delle sorgenti e i relativi tipi 
di rischio; 
b) predisposizione di istruzioni di lavoro adeguate al rischio di radiazioni inerente alle fonti 
ed alle operazioni previste-, 
e) organizzazione di una sorveglianza ambientale di radioprotezione in conformità dell'articolo 
26. 
Tali compiti sono di competenza degli esperti qualificati. 
SEZIONE 2 
CLASSIFICAZIONE DEI LAVORATORI ESPOSTI, DEGLI APPRENDISTI 
E DEGLI STUDENTI 
Articolo 23 
Categorie di lavoratori esposti 
Al fini del controllo e della sorveglianza, è fatta distinzione fra due categorie di lavoratori esposti: 
categoria A: coloro che lavorano abitualmente in zone controllate e coloro che possono 
ricevere una dose efficace superiore a 6 mSv all'anno o una dose equivalente superiore a 3/10 
del limiti di dose per il cristallino, la pelle e le estremità del corpo, di cui all'Articolo 
9, paragrafo 2; 
categoria B: lavoratori esposti non rientranti nella categoria A e la cui attività di lavoro 
si svolge abitualmente in zone sorvegliate o saltuariamente in zone controllate. 
Articolo 24 
Informazione e formazione 
I lavoratori esposti, gli apprendisti e gii studenti devono: 
a) - essere Informati sui rischi per la salute connessi alla loro attività di lavoro-, 
- essere informati sulle procedure di radioprotezione generale e sulle precauzioni da adottare 
e in particolare, a quelle connesse alle condizioni di esecuzione e di lavoro esistenti sia 
nell'impresa in generale, sia in ogni tipo di posto di lavoro o di mansione; 
- essere informati sull'importanza di rispettare le norme tecniche, mediche e amministrative-. 
- 34 -
b) - se di sesso femminile, essere informati sui rischi specifici per la salute; tali 
informazioni dovranno essere completate In caso di gravidanza; 
e) - ricevere una formazione nel campo della radioprotezione. 
SEZIONE 3 
PROVVEDIMENTI PER LA PROTEZIONE RADIOLOGI C'A 
DEI LAVORATORI ESPOSTI 
Articolo 25 
1. La direzione procede ad una valutazione dei provvedimenti di radioprotezione dei lavoratori 
espost I. 
2. L'esame e II collaudo dei dispositivi di protezione e degli strumenti di misurazione sono di 
competenza degli esperti qualificati ed Includono: 
a) l'esame critico preventivo dei progetti di sorgenti sotto il profilo della radioprotezione; 
b) il collaudo delle sorgenti nuove o modificate sotto il profilo della radioprotezione; 
e) la verifica periodica dell'efficacia dei dispositivi e delle tecniche di protezione; 
d) la taratura periodica degli strumenti di misurazione e la verifica periodica delle loro buone 
condizioni di funzionamento e del loro corretto impiego. 
CAPO 11 
VALUTAZIONE DELL'ESPOSIZIONE 
SEZIONE I 
SORVEGLIANZA DEL LUOGO DI LAVORO 
Articolo 26 
1. a sorveglianza radiologica ambientale, di cui all'articolo 22, comprende gli elementi seguenti: 
a) misurazione delle intensità di dose, indicando, ove necessario, la natura e la qualità delle 
radiazioni interessate; 
b) misurazione della concentrazione nell'aria e della densità superficiale delle sostanze 
radioattive contaminanti, Indicando, ove necessario, la loro natura e il loro stato fisico e 
chimico. 
2. I risultati delle misurazioni vanno annotati e, se del caso, utilizzati per la stima delle 
dosi individuali, in conformità delle disposizioni della sezione 2. 
- 35 -
SEZIONE 2 
SORVEGLIANZA INDIVIDUALE 
Articolo 27 
Sorveglianza - Disposizioni generali 
1. La sorveglianza individuale è sistematica per i lavoratori esposti della categoria A. Essa si 
basa su misurazioni individuali oppure, ove queste risultino impossibili o inadeguate, su stime ricavate 
o da misurazioni individuali su altri lavoratori esposti o dai risultati della sorveglianza del luogo di 
tavoro, prevista all'articolo 26. 
2. Le autorità competenti stabiliscono direttrici generali per l'individuazione dei lavoratori 
della categoria A che possono ricevere una contaminazione interna significativa, al fine di istituire 
nei loro riguardi un adeguato sistema di sorveglianza. 
3. Per i lavoratori della categoria B si procede ad un monitoraggio individuale all'entrata della 
zona controllata. In altre circostanze, si procederà ad una stima delle dosi individuali in base ai 
risultati della sorveglianza del luogo di lavoro, ai termini dell'articolo 26, qualora non siano state 
eseguite misurazioni individuali. 
Articolo 28 
Indagini a seguito di esposizioni accidentali 
In caso di esposizioni accidentali, si procede ad un'Indagine al fine di individuare le circostanze e di 
valutare e registrare le dosi in oggetto e la loro distribuzione nell'organismo. 
Articolo 29 
Registrazione delle esposizioni d'emergenza 
In caso di esposizioni di emergenza, I risultati della sorveglianza individuale o delle valutazioni delle 
dosi sono oggetto di registrazione individuale. 
- 36 -
Articolo 30 
Comunicazione dei risultati 
1. I risultati della sorveglianza individuale prevista agli articoli 27, 28 e 29 sono: 
messi a disposizione delle autorità competenti, della direzione d'impresa e dei lavoratori, in 
conformità dell'articolo 41, paragrafo 2; 
presentati ai servizi autorizzati di medicina del lavoro o ad un medico autorizzato. In caso 
d'Incidente o d'emergenza, i risultati sono presentati il più sollecitamente possibile. 
2. La direzione d'impresa provvede affinché gli obblighi stabiliti dal presente articolo siano 
adempiuti. 
SEZIONE 3 
SORVEGLIANZA A FINI DI OTTIMIZZAZIONE 
Articolo 31 
Disposizioni di sorveglianza supplementare rispetto al disposto degli articoli da 26 a 29, sono adottate 
quando risultino necessarie per confermare l'ottimizzazione della protezione dalle radiazioni. 
SEZIONE 4 
REGISTRAZIONE DEI RISULTATI 
Articolo 32 
1. Per ciascun lavoratore esposto' della categoria A è predisposta una documentazione, designata 
rubrica di radioesposizione, nel suo libretto sanitario, e contenente i risultati della sorveglianza 
individuale. 
2. Per tutto il periodo lavorativo implicante esposizione a radiazioni Ionizzanti e, 
successivamente, fino a quando il lavoratore esposto ha, o avrebbe, compiuto i 75 anni - e comunque per 
almeno 30 anni dalla cessazione del lavoro implicante esposizione alle radiazioni ionizzanti - va 
conservato quanto segue-. 
a) un registro delle esposizioni misurate o stimate, delle dosi individuali, in conformità degli 
articoli da 27 a 29; 
b) nel caso delle esposizioni di cui agli articoli 28 e 29, i rapporti relativi aile circostanze e 
alle misure adottate; , 
e) risultati della sorveglianza del luogo di lavoro specificatamente utilizzati per definire o 
stimare la dose ricevuta da un soggetto in relazione al quale, secondo la lettera a) è 
prescritto un registro delle esposizioni, allegandoli a quest'ultimo ed ivi conservandoli. 
- 37 -
Ml 
SORVEGLIANZA MEDICA DEI LAVORATORI ESPOSTI 
Articolo 33 
Salvo il carattere specifico della protezione radiologica, e senza pregiudizio delle disposizioni degli 
articoli da 34 a 39. la sorveglianza medica dei lavoratori esposti è basata sui principi della medicina 
del lavoro generalmente applicati. 
SEZIONE 1 
SORVEGLIANZA MEDICA DEI LAVORATORI DELLA CATEGORIA A 
Articolo 34 
Sorveglianza medica 
1. Alla sorveglianza medica dei lavoratori della categoria A sono preposti i servizi di medicina 
del lavoro autorizzati o i medici autorizzati. 
2. La sorveglianza medica dovrà include: 
a) una visita medica prima dell'assunzione 
La visita ha lo scopo di determinare, sotto il profilo medico, l'idoneità del lavoratore ad 
occupare il posto di lavoro al quale è inizialmente destinato e per ciascun nuovo posto che 
comporti un cambiamento del tipo di rischio. Essa comprende un'anamnesi completa da cui 
risultino tutte le esposizioni precedenti e conosciute a radiazioni ionizzanti, dovute sia alle 
mansioni svolte sia ad esami e trattamenti medici, un esame clinico generale ed ogni altra 
Indagine necessaria per valutare lo stato di salute generale del lavoratore; 
b) una sorveglianza medica generale 
Il servizio autorizzato di medicina del lavoro o il medico autorizzato hanno accesso a 
qualunque informazione essi ritengano utile per valutare lo stato di salute dei lavoratori 
sotto sorveglianza nonché le condizioni ambientali nei luoghi di lavoro che potrebbero incidere 
sotto il profilo medico sull'idoneità dei lavoratori a svolgere le mansioni loro assegnate; 
e) visite mediche periodiche 
Lo stato di salute dei lavoratori è esaminato ogniqualvolta I servizi autorizzati di medicina 
del lavoro o il medico autorizzato ritengano necessario determinare se I lavoratori conservano 
l'idoneità all'esercizio delle proprie mansioni. La natura di tali visite dipende dal tipo di 
lavoro e dallo stato di salute del singolo lavoratore. Lo stato di salute dì ciascun lavoratore 
ò esaminato almeno una volta all'anno. 
- 38 -
3. I servizi autorizzati di medicina dei lavoro o II medico autorizzato possono segnalare la 
necessità di proseguire la sorveglianza medica dopo la cessazione del rapporto di lavoro, per II periodo 
di tempo da essi ritenuto necessario a proteggere la salute del lavoratore interessato. 
Articolo 35 
Classificazione medica 
Per quanto riguarda l'idoneità al lavoro dei lavoratori della categoria A, la classificazione medica è la 
seguente : 
Idoneo; 
idoneo, con riserva-, 
non idoneo. 
Articolo 36 
Nessun lavoratore può essere occupato per qualsiasi periodo di tempo, come lavoratore di categoria A, se 
i risultati degli esami medici sono sfavorevoli. 
Articolo 37 
Annotazioni sanitarie 
1. Per ciascun lavoratore della categoria A é costituita una cartella medica del libretto 
sanitario, tenuta aggiornata per tutto il periodo di permanenza in tale categoria. In seguito, essa ò 
conservata fino a quando il lavoratore abbia, o avrebbe, compiuto I 75 anni e, comunque, per almeno 30 
anni dalla cesazione del'attività lavorativa implicante esposizione a radiazioni ionizzanti. -
2. Nella cartella medica del libretto sanitario sono annotate le informazioni sulla natura del 
posto di lavoro, i risultati della visita medica prima dell'assunzione e delle visite periodiche. 
SEZIONE 2 
MISURE ECCEZIONALI DI SORVEGLIANZA MEDICA 
Articolo 38 
Sorveglianza medica speciale 
1. In tutti I casi di esposizione in cui viene superata la dose efficace di 50 mSv ai sensi 
dell'articolo 9, paragrafo 1, o qualunque altro limite di dose di cui all'articolo 9, paragrafo 2. è 
esercitata una sorveglianza medica speciale. 
2. Le successive condizioni di esposizione sono soggette all'assenso dei servizi autorizzati di 
medicina del lavoro o di un medico autorizzato. 
- 39 -
Articolo 39 
Sorveglianza medica supplementare 
Oltre alla sorveglianza medica dei lavoratori esposti previsti agli articoli 33 e 34, sono disposti 
tutti gli ulteriori esami, interventi di decontaminazione o trattamenti d'urgenza, ritenuti necessari dai 
servizi autorizzati di medicina del lavoro o da un medico autorizzato, nonché le ulteriori iniziative di 
protezione sanitaria del soggetto esposto. 
SEZIONE 3 
RICORSI 
Articolo 40 
Ogni Stato membro stabilisce procedimenti di ricorso contro le conclusioni e le decisioni adottate ai 
sensi degli articoli 35, 36 e 38. 
CAPO IV 
COMPITI DEGLI STATI MEMBRI 
IN MATERIA DI PROTEZIONE DEI LAVORATORI ESPOSTI 
Articolo 41 
1. Ogni Stato membro istituisce uno o più sistemi di ispezione al fine di far rispettare le 
norme emanate In conformità della presente direttiva e di promuovere le misure di sorveglianza e di 
Intervento che si rivelino necessarie. 
2. Ogni Stato membro dispone che i lavoratori abbiano accesso, a loro richiesta, ai risultati 
delle proprie misurazioni Individuali o alle valutazioni delle proprie dosi, ricavate dalle misurazioni 
sul luogo di lavoro o dalla sorveglianza biologica. 
3. Ogni Stato membro prende le disposizioni necessarie per riconoscere l'Idoneità : 
- degli esperti qualificati, e 
- dei servizi autorizzati di medicina del lavoro. 
A tal fine ogni Stato membro organizza la formazione di questi specialisti. 
4. Ogni Stato membro dispone che la direzione di un'impresa metta a disposizione del lavoratore i 
mezzi necessari a garantire un'adeguata protezione dalle radiazioni. Se necessario, è istituita un'unità 
specializzata di radioprotezione. Questa, che può essere comune a più imprese, è posta sotto la 
responsabilità della direzione e non fa parte di altre unità di produzione od operative. 
- 40 -
5. Ogni Stato membro agevola lo scambio, all'interno della Comunità europea, di tutte le 
Informazioni utili sulle dosi assorbite in precedenza da un lavoratore, al fine di controllarne 
l'ulteriore esposizione e praticare gli esami medici prima dell'assunzione previsti dall'articolo 34. 
CAPO V 
PROTEZIONE OPERATIVA DEGLI APPRENDISTI E DEGLI STUDENTI 
Articolo 42 
1. Gli articoli 10 e 19 si applicano anche agli apprendisti e agli studenti di cui all'articolo 
12, paragrafo 1 e 12, paragrafo 2. 
2. La protezione operativa degli apprendisti e degli studenti di almeno 18 anni d'età è analoga a 
quella dei lavoratori esposti della categoria A o della categoria B, a seconda dei casi. 
3. La protezione operativa degli apprendisti e degli studenti di età compresa fra I 16 e i 18 anni 
è analoga a quella dei lavoratori esposti della categoria B. 
TITOLO VII 
ESPOSIZIONE SUL LUOGO DI LAVORO A SORGENTI DI RADIAZIONI NATURALI 
Articolo 43 
Applicazione 
1. Il presente titolo si applica a quelle esposizioni a sorgenti di radiazioni naturali sul luogo 
di lavoro che le autorità compententi abbiano dichiarato da sottoporre a controllo, a seguito 
dell'Indagine ai sensi dell'articolo 44, paragrafo (1). 
2. In particolare, il presente titolo si applica a: 
a) attività lavorativa in determinati luoghi di lavoro per I quali si è dichiarato che la 
presenza di radon o di radiazioni gamma esige attenzione, come ad esemplo: stazioni 
termali, caverne, miniere (escluse quelle di uranio) ed altri luoghi di lavoro sotterranei; 
b) determinate attività lavorative di manipolazione e magazzinaggio di materiali solitamente 
non considerati radioattivi, ma contenenti tracce significative di radionuclidi naturali; 
e) l'esercizio determinato di aerei a reazione in volo. 
3. Salvo il disposto dei paragrafi 1 e 2, il presente titolo non si applica al potassio 40 
nell'organismo, ai raggi cosmici a livello del suolo e ai radionuclidi presenti nella crosta terrestre. 
- 41 -
Articolo 44 
Indagini e misure di protezione 
1. Ogni Stato membro dispone l'esecuzione di indagini al fine di individuare le zone del proprio 
territorio e le pratiche e condizioni di lavoro nelle quali i lavoratori rischiano di essere sottoposti 
ad esposizioni significative dovute alle radiazioni gamma o al gas radon e ai suoi prodotti di 
decadimento o all'Impiego di materiali contenenti quantitativi significativi di radionuclidi naturali. 
2. Sulla base di tali indagini, e per ciascuna zona, pratica e condizione di lavoro cosi 
individuate, gli Stati membri dispongono secondo il caso: 
a) provvedimenti per l'esecuzione di misurazioni al fine di valutare le dosi ricevute dai 
lavoratori; 
b) l'applicazione sul luogo di lavoro dei principi stabiliti all'articolo 7; 
e) l'elaborazione di regolamenti, norme o codici di buona pratica per la costruzione di nuovi 
luoghi di lavorò; 
d) l'inserimento di una rubrica "radon" nel libretto sanitario dei lavoratori. 
Articolo 45 
Protezione degli equipaggi di aeromobili 
Ogni Stato membro prende le disposizioni necessarie affinché i datori di lavoro valutino nella 
fattispecie prevista dall'articolo 43, paragrafo 2, lettera e) l'esposizione degli equipaggi di aerei a 
reazione e, se del caso, classifica detti equipaggi come lavoratori esposti. 
- 42 -
TITOLO VIM 
PRINCIPI FONDAMENTALI DI PROTEZIONE OPERATIVA 
DELLA POPOLAZIONE IN SITUAZIONE NORMALE 
Articolo 46 
Principio di base 
Ogni Stato membro adotta tutte le disposizioni necessarie per assicurare la protezione adeguata della 
popolazione. 
Articolo 47 
Condizioni per l'autorizzazione 
di pratiche implicanti per la popolazione, 
un rischio di radiazioni ionizzanti 
Nei casi stabiliti da ciascuno Stato membro e tenuto conto dell'entità del rischio di esposizione, le 
autorità competenti procedono ai seguenti adempimenti relativi alle pratiche soggette ad autorizzazione 
preventiva. 
a) esame e approvazione dei progetti di imprese implicanti un rischio di esposizione nonché dei 
siti proposti per dette imprese nel territorio interessato, sotto il profilo della 
radioprotezione; 
b) autorizzazione a iniziare le attività di dette nuove imprese, previo controllo dell'esistenza 
di un'adeguata protezione adeguata contro qualsiasi esposizione o contaminazione radioattiva 
che possa uscire dal loro perimetro, tenendo conto, se del caso, delle condizioni demografiche, 
meteorologiche, geologiche, idrologiche ed ecologiche; 
e) esame ed approvazione di progetti per lo smaltimento di residui radioattivi. 
Articolo 48 
Stima delle dosi per la popolazione 
Le autorità competenti: 
1. provvedono affinché le stime delle dosi di qualsiasi sorgente radioattiva siano eseguite per 
l'intera popolazione della zona interessata e per i gruppi di riferimento della popolazione In 
tutti I luoghi in cui essi possano trovarsi; 
2. decidono sulla frequenza delle valutazioni e prendono tutti i provvedimenti necessari ad 
individuare i gruppi di riferimento della popolazione, tenendo conto delle vie effettive di 
trasmissione dei materiali radioattivi; 
- 43 -
3. provvedono affinché, tenuto conto dei rischi di radiazioni, le stime della popolazione 
includano quanto segue: 
a) valutazione delle dosi dovute alle radiazioni esterne, con l'indicazione, se del caso, della 
qualità delle radiazioni in oggetto-, 
b) valutazione dell'assunzione di radionuclidi, con l'Indicazione della natura dei radionuclidi 
e, se del caso, del loro stato fisico e chimico, e determinazione dell'attività e delle 
concentrazioni di detti radionuclidi; 
e) valutazione delle dosi che i gruppi di riferimento della popolazione possono ricevere e 
specificazione delle caratteristiche di tali gruppi; 
4. prescrivono la conservazione di registri delle misurazioni dell'esposizione esterna, delle 
stime deM'assunzJone di radionuclidi e di contaminazione radioattiva, nonché delle conclusioni 
delle valutazioni delle dosi ricevute dai gruppi di riferimento e dalla popolazione. 
Articolo 49 
Ispezione 
1. Ogni Stato membro istituisce un sistema d'ispezione avente le seguenti finalità: 
sorveglianza della protezione radiologica della popolazione; 
controllo dell'osservanza delle norme nazionali emanate in attuazione della presente 
direttiva. 
2. I controlli delle spedizioni di sorgenti sigillate, di altre sorgenti pertinenti e di residui 
radioattivi, tra Stati membri, ai sensi della legislazione comunitaria o nazionale, dal punto di vista 
della radioprotezione, sono effettuati come parte delle procedure di controllo applicate in maniera non 
discriminatoria in tutto il territorio dello Stato membro. 
- 44 -
Articolo 50 
Compiti al l'interno delle imprese 
1. Ogni Stato membro impone alle direzioni d'Impresa responsabili di pratiche contemplate 
dall'articolo 2, l'obbligo di conformarsi ai principi di protezione sanitaria della popolazione e. in 
particolare, di adempiere i seguenti compiti all'interno dell'impresa: 
a) raggiungere e conservare un livello ottimale di protezione; 
b) verificare l'efficacia dei dispositivi tecnici destinati alla protezione dell'ambiente e della 
popolazione; 
e) collaudare, sotto il profilo della sorveglianza della radioprotezione, le attrezzature e I 
processi di misurazione dell'esposizione e della contaminazione radioattiva dell'ambiente e 
della popolazione; 
d) tarare periodicamente gli strumenti di misurazione e controllarne periodicamente lo stato di 
funzionamento e il corretto impiego. 
2. I compiti di cui al paragrafo 1, sono di competenza degli esperti qualificati. 
- 45 -
TITOLO IX 
ESPOSIZIONI POTENZIALI, ACCIDENTALI E DI EMERGENZA 
Articolo 51 
Compiti delle auorità competenti 
1. Ciascuno Stato membro dispone a che siano prese in considerazione le possibilità di incidenti e 
di esposizioni potenziali dovute ad incidenti riguardanti imprese o sorgenti sotto la sua giurisdizione, 
e che i piani d'intervento siano elaborati, ed oggetto di esercitazioni periodiche nella misura adeguata. 
2. In particolare, I piani d'intervento s'ispirano ai seguenti criteri: 
a) sono rispettati i principi generali di radioprotezione di seguito indicati: 
- la diminuzione del danno alla salute dovuto alle radiazioni, conseguibile con la 
riduzione della dose, dovrebbe essere tale da giustificare I danni e I costi, inclusi quelli 
sociali, dell'intervento-, 
- forma, entità e durata dell'intervento dovrebbero essere ottimizzate in modo che II 
vantaggio della riduzione del danno per la salute, dedottone il danno connesso 
all'intervento, sia massimo; 
- non si applicano I limiti di dose fissati agli articoli 9 e 14. Tuttavia, I livelli 
d'intervento stabiliti ai sensi della lettera e) saranno i criteri guida per definire le 
situazioni in cui un intervento è indicato. 
b) Ogni Stato membro esige che siano predisposti Interventi riguardanti : 
- la sorgente, per ridurre o arrestare la radiazione diretta e l'emissione di radionuclidi; 
- l'ambiente, per ridurre il trasferimento di sostanze radioattive agli individui; 
- gli individui, per ridurre l'esposizione accidentale e organizzare la cura delle vittime. 
e) Ogni Stato membro stabilisce livelli d'intervento, tenendo conto di quelli definiti dalla 
legislazione comunitaria. 
d) Ogni Stato membro dispone, se necessario, sulla composizione di squadre speciali 
d'intervento tecnico, medico e sanitario su scala nazionale e sul relativo addestramento in 
conformità dell'articolo 7 della direttiva 89/618/Euratom. Se necessario, tali disposizioni 
sono prese in cooperazione con gli enti competenti di altri Stati. 
- 46 -
e) Ogni Stato membro provvede all'organizzazione degli interventi in caso d'incidente di grande 
entità all'Interno o all'esterno del proprio territorio. 
f) Ogni Stato membro valuta e registra le conseguenze di qualsiasi incidente e I'efficacia 
dell'intervento. 
Articolo 52 
Cooperazione con altri Stati 
1. Senza pregiudizio della legislazione comunitaria In materia e di accordi internazionali, in 
caso di ermergenza radiologica in un'impresa sul proprio territorio o passibile di avere conseguenze 
radiologiche sul proprio territorio, ogni Stato membro è tenuto a stabilire contatti per ottenere la 
collaborazione di ogni altro Stato membro o di uno Stato terzo eventualmente coinvolto. 
2. Ogni Stato membro dispone la preparazione di piani d'emergenza sul proprio territorio per il 
caso di possibili emergenze radiologiche in imprese situate al di fuori del proprio territorio, 
conformemente all'articolo 51. 
3. Ogni Stato membro ricerca la collaborazione con altri Stati membri o Stati terzi per il caso di 
possibili emergenze radiologiche in imprese sul proprio territorio, nell'intento di agevolare 
l'organizzazione della radioprotezione in tali Stati, conformemente all'articolo 51. 
Articolo 53 
Esposizioni potenziali 
Se del caso, ogni Stato membro: 
considera la probabilità e l'ordine di grandezza di possibili esposizioni dovute a pratiche di 
persone e imprese soggette al sistema di dichiarazione od autorizzazione, di cui al Titolo MI; 
cerca di valutare la distribuzione spaziale e temporale delie sostanze radioattive disperse a 
seguito di eventuali incidenti, cosciente che tale valutazione è tanto più difficile quanto più 
debole è la probabilità di un incidente; 
s 
definisce norme tecniche per le imprese o sorgenti, piani d'intervento per i vari tipi di 
incidente e l'addestramento di squadre speciali di emergenza. 
- 47 -
Articolo 54 
Compiti della direzione d'impresa 
1. Ogni Stato membro esige che le direzioni d'impresa elaborino piani d'intervento nelle loro 
Imprese. 
» » 
2. Ogni Stato membro provvede affinché gli incidenti verificatisi sul proprio territorio siano 
immediatamente notificati, a cura delle direzioni responsabili delle pratiche in questione, alle proprie 
autorità competenti e prescrivono tutte le misure appropriate per ridurne gli effetti. 
3. Ogni Stato membro esige che in caso d'incidente la direzione responsabile proceda ad una prima 
valutazione provvisoria degli effetti dell'incidente e ad ulteriori valutazioni basate su misurazioni 
successive della contaminazione radioattiva. 
Articolo 55 
Esposizioni d'emergenza 
1. Ogni Stato membro prende provvedimenti per il caso in cui lavoratori o personale di intervento 
impegnati in vari tipi di operazioni rischino di essere sottoposti ad esposizioni d'emergenza implicanti 
dosi superiori ai limiti di dose per i lavoratori esposti. A tal fine, stabilisce livelli d'esposizione 
tenendo conto dei vincoli tecnici e dei rischi sanitari; i livelli costituiscono criteri operativi. 
Un'esposizione al di sopra di questi livelli speciali può essere ammessa in via eccezionale allo scopo di 
salvare vite umane e solo per volontari che siano informati dei rischi connessi al loro intervento. 
2. Ogni Stato membro dispone il controllo e la sorveglianza medica delle persone esposte nelle 
squadre d'emergenza. 
TITOLO X 
DISPOSIZIONI FINALI 
Articolo 56 
Procedura accelerata 
1. Nei casi in cui si deve seguire la procedura stabilita nel presente articolo, la Commissione 
sottoporrà una proposta al Consiglio, previa consultazione del gruppo di esperti istituito ai sensi 
dell'articolo 31 del Trattato Euratom. 
2. Il Consiglio deciderà in merito alla proposta, entro un termine di tre mesi, a maggioranza 
qualificata. 
3. La Commissione esaminerà qualsiasi richiesta di proposta effettuata da uno Stato membro. 
- 48 -
Articolo 57 
Relazioni sullo stato d'attuazione 
1. Ogni due anni, e per la prima volta il (data da specificare), ogni Stato membro 
trasmette alla Commissione una relazione sullo stato d'attuazione della presente direttiva, compresi I 
risultati delle valutazioni di cui all'articolo 15. 
2. Sulla scorta di tali relazioni, la Commissione redige una relazione di sintesi per il Parlamento 
europeo, il Consiglio e il Comitato economico e sociale. 
Articolo 58 
Attuazione nell'ordinamento giuridico nazionale 
1. Gli Stati membri mettono in vigore le disposizioni legislative, regolamentari ed amministrative 
necessarie per conformarsi alla presente direttiva, entro il 31 dicembre 1994. Essi ne informano 
immediatamente la Commissione. 
Quando gli Stati membri adottano tali disposizioni, queste contengono un riferimento alla 
presente direttiva o sono corredate da un siffatto riferimento all'atto della pubblicazione ufficiale. Le 
modalità del riferimento sono decise dagli Stati membri. 
2. Gli Stati membri comunicano alla Commissione le principali disposizioni di diritto interno 
emanate nella materia disciplinata dalla presente direttiva. 
Articolo 59 
Abrogazioni 
Le direttive 76/759/Euratom e 80/836/Euratom e il Regolamento 93/1493/Euratom sono abrogati con effetto 
dal 31 dicembre 1994. 
Articolo 60 
Gli Stati membri sono destinatari della presente direttiva. 
Fatto a Bruxelles, addi Per il Consiglio 
II Presidente 
- 49 -
ALLEGATO I 
Valori delle quantità e concentrazioni dei radionuclidi, ai fini dell'applicazione dell'articolo 3. 
1. in tabella A sono rappresentati i valori del le quantità e delle concentrazioni di attività per 
unità di massa da non superare, secondo il disposto dell'articolo 3, rispettivamente lettera a) e lettera 
b), per i principali nuclìdi radioattivi elencati di seguito. 
2. Per i radionuclidi non elencati in tabella A, l'autorità competente assegnerà valori 
appropriati per le quantità e concentrazioni di attività per unità di massa, se del caso. Tali valori 
saranno pertanto complementari a quelli di cui alla tabella A. 
3. I valori elencati in tabella A si applicano all'inventario totale di sostanze radioattive 
detenuto da una persona o impresa in qualsiasi momento. 
4. I valori fissati In tabella A, colonna 3, per la concentrazione di attività per unità di massa 
riguardano l'uso di moderate quantità di sostanze radioattive-, essi non dovranno essere applicati ad 
altre attività comportanti l'uso di bassi livelli di radioattività a meno che non sia dimostrabile che 
detti valori siano giustificati; i livelli fissati dalle autorità competenti per autorizzazioni generiche 
o specifiche di eliminazione o di r(trattamento di rifiuti dovranno essere contenuti in modo da garantire 
che I materiali liberati nell'ambiente non superino i valori fissati in tabella A. 
5. I nuc lidi marcati con il suffisso "+" o "sec" in tabella A rappresentano i nuc lidi padri in 
equilibrio con i corrispondenti nuclidi figli come rappresentati in tabella B. In questo caso, I valori 
forniti in tabella A si riferiscono al solo nuclide padre, ma tengono già conto del/dei nuclide/i figli 
present I. 
6. In tutti gli altri casi di miscele di più di un nuclide, l'obbligatorietà della notifica può' 
essere ignorata se la somma dei rapporti, per ciascun nuclide, della quantità totale presente divisa per 
Il valore elencato in tabella A è inferiore o pari a 1. La regola della sommatoria si applica inoltre 
alle concentrazioni di attività in cui i vari nuclidi interessati sono contenuti nella stessa matrice. 
- 50 -
Tabella A: Valori delle quantità e delle concentrazioni di attività per unità di massa da non 
superare, secondo il disposto dell'articolo 3, paragrafo (2), rispettivamente lettera a) e 
lettera b), per i principali nuclidi radioattivi elencati di seguito-. 
Nuclide Attività (Bq) Concentrazione 
(kBq/kg) 
H-3 
Be-7 
C-14 
0-15 
F-18 
Na-22 
Na-24 
Si-31 
P-32 
P-33 
S-35 
CI-36 
CI-38 
Ar-37 
Ar-41 
K-42 
K-43 
Ca-45 
Ca-47 
Sc-46 
Se-47 
Sc-48 
V-48 
Cr-51 
Fe-52 
Fe-55 
Fe-59 
Mn-51 
Mn-52 
Mn-52m 10" 
IO8 
106 
10S 
io5 
ioE 
IOE 
IO£ 
10£ 
io1 
io1 
ioJ 
10J 
10 
e 
iow 
,0! 
io; 
10S 
10e 
ioe 
e 
10* 
e 
10" 
101 
e 
10* 
10* 
io| 
ioE 
io5 
io5 12 06 
02 
0< 
03 
0 
02 
02 
05 
05 
03 
07 
03 
0 
0 
0< 
0 
02 
0 
0* 
- 51 -
Nuclide 
Mn-53 
Mn-54 
Mn-56 
Co-55 
Co-56 
Co-57 
Co-58 
Co-58m 
Co-60 
Co-60m 
Co-61 
Co-62m 
Ni-59 
Ni-63 
Ni-65 
Cu-64 
Zn-65 
Zn-69 
Zn-69m 
Ge-71 
Ga-72 
As-73 
As-74 
As-76 
As-77 
Se-75 
Br-82 
Kr-74 
Kr-76 
Kr-77 
Kr-79 
Kr-81 
Kr-83m 
Kr-85 Attività (Bq) 
10* 
10~ 
105 
105 
105 
105 
io5 
107 
104 
IO6 
105 
IO5 
107 
IO7 
105 
IO6 
105 
105 
IO6 
IO9 
IO5 
io6 
IO5 
105 
io5 
106 
e 
10* 
e 
10* 
10 
e 
10* 
10 
10 
10 
10 10 
10 
11 
11 
10 Concentrazione 
(kBq/kg) 
10* • 
10 
1 
1 
1 
10 
10 
10* 
1 
103 
10 
1 
10* 
IO5 
10 
10 
10 
10* 
10 
IO3 
1 
103 
10 
10 
102 
10 
1 
IO3 
103 
IO3 
10* 
IO5 
IO6 
IO6 
- 52 -
Nuclide 
Kr-85m 
Kr-87 
Kr-88 
Sr-85 
Sr-85m 
Sr-87m 
Sr-89 
Sr-90+ 
Sr-91 
Sr-92 
Y-90 
Y-91 
Y-91m 
Y-92 
Y-93 
Rb-86 
Zr-93+ 
Zr-95 
Zr-97+ 
Nb-93m 
Nb-94 
Nb-95 
Nb-97 
Nb-98 
Tc-96 
Tc-96m 
Tc-97 
Tc-97m 
Tc-99 
Tc-99m 
Mo-90 
Mo-93 
Mo-99 
Mo-101 Attività (Bq) 
10 
c 
10* 
c 
10* 
10* 
10Ê 
10* 
10< 
t 
10* 
10* 
t 
10* 
t 
10* 
io1 
10* 
10* 
t 
10* 
ioe 
ioe 
t 
10" 
,o7 
ioe 
10S 
ios 
10e 
10* 
io7 
106 
,o6 
,o7 
io5 
107 
io5 
,o5 10 Concentrazione 
(kBq/kg) 
IO4 
IO3 
IO3 
IO 
IO 
IO 
102 
IO 
IO 
I 
IO 
102 
IO 
IO 
IO 
IO 
IO3 
IO 
IO 
IO3 
I 
IO 
IO 
102 
IO3 
IO3 
I0< 
IO 
IO 
IO3 
IO 
53 -
| Nuclide 
| Ru-97 
| Ru-103 
| Ru-105 
| RU-106+ 
| Rh-103m 
| Rh-105 
| Pd-103 
| Pd-109 
| Cd-109 
| Cd-115 
| Cd-I15m 
| Ag-105 
| Ag-llOra 
| Ag-111 
| ln-111 
| ln-113m 
| In-114m 
| In-115m 
| Sn-113 
| Sn-125 
| Sb-122 
| Sb-124 
| Sb-125 
| 1-123 
| 1-125 
| 1-126 
| 1-129 
| 1-130 
| 1-131 
| M32 
| 1-133 
| 1-134 
| 1-135 I 1 
AttlvlU (Bq) | ( 
,o7 1 
.o6 1 
105 1 
105 I 
,o8 I 
io6 1 
io7 1 
,05 1 
IO6 1 
1 io5 1 
1 io5 1 
1 106 I 
I io6 1 
IO6 1 
io6 1 
.o5 1 
.o5 1 
IO5 1 
io6 1 
.o5 1 
105 I 
IO5 I 
io6 1 
107 I 
io5 -, 1 
105 I 
IO4 I 
io5 1 
.o5 1 
io5 1 
io5 1 
!05 1 
io5 1 1 
Concentrazlone | 
(kBq/kg) | 
10 j 
10 | 
10 | 
10 | 
103 | 
102 | 
103 | 
102 | 
103 | 
10 | 
102 | 
10 | 
102 | 
10 | 
10 | 
102 | 
10 | 
102 | 
10 | 
10 | 
10 | 
10 | 
102 | 
10 | 
102 | 
10 | 
10 | 
- 54 -
Nuclide 
Cs-129 
Cs-131 
Cs-132 
Cs-134m 
Cs-134 
Cs-135 
Cs-136 
CS-137+ 
Cs-138 
Te-123m 
Te-125m 
Te-127 
Te-127m 
Te-129 
Te-129m 
Te-131 
Te-131m 
Te-132 
Te-133 
Te-133m 
Te-134 
Xe-131m 
Xe-133 
Xe-135 
Ce-139 
Ce-141 
Ce-143 
Ce-144+ 
Ba-131 
Ba-140+ 
La-140 
Pr-142 
Pr-143 Attività (Bq) 
10* 
10" 
106 
IO5 
105 
IO6 
105 
IO5 
IO4 
IO6 
io6 
105 
106 
105 
10 
e 
10* 
io6 
10* 
10* 
10* 
10 
10 
10 
106 
.oe 
c 
10* 
10* 
10! 
10* 
t 
10* 
( 
10* 
,of Concentrazione 
(kBq/kg) 
10 
102 
10 
102 
1 
10< 
1 
10 
1 
10 
102 
102 
IO3 
10 
102 
10 
1 
10 
10 
1 
10 
IO5 
10* 
10* 
10 
102 
10 
10 
10 
1 
1 
10 
102 
- 55 -
1 1 
| Nuclide 
| Pn-147 
| Pi-149 
| Nd-147 
| Nd-149 
| SlB-151 
| Sin-153 
| Eu-152 
| Eu-15210 
| Eu-154 
| Eu-155 
| Gd-153 
| Gd-159 
| Tb-160 
| Dy-165 
| Oy-166 
| Ho-166 
| Er-169 
| Er-171 
| Tn-170 
| Tm-171 
| Yb-175 
| Lu-177 
| Ta-182 
| Hf-181 
| W-181 
| W-185 
| W-187 
| Re-186 
| Re-188 
| OS-185 
| Os-191 
| Os-1910 
| OS-193 
| lr-190 .... 1 
Attività (Bq) | 
io6 1 
io5 i 
105 I 
.05 I 
IO7 1 
| ,o5 1 
1 ,06 1 
,05 1 
| 106 I 
| io6 1 
| 10$ 1 
| ,o5 1 
| ,05 1 
| 105 I 
| !06 I 
io5 I 
io6 I 
io6 1 
106 I 
,o7 I 
.o6 I 
106 I 
io5 1 
io5 1 
io7 1 
<o6 1 
io5 1 
to5 1 
io5 1 
io6 1 
106 I 
io6 1 
V 1 
io6 1 1 
Concentrazione | 
(kBq/kg) | 
io4 | 
102 | 
10 | 
10 | 
10* | 
102 | 
1 | 
10 | 
1 1 
102 | 
10 | 
102 | 
1 | 
102 | 
102 | 
10 | 
10* | 
10 | 
102 | 
104 | 
102 | 
102 | 
1 | 
10 | 
102 | 
IO4 | 
10 | 
102 | 
10 | 
10 | 
102 | 
103 | 
102 | 
1 | 
- 56 -
Nuclide 
lr-192 
lr-194 
Pt-191 
Pt-193m 
Pt-197 
Pt-197m 
Hg-197 
Hg-197m 
Hg-203 
Au-198 
Au-199 
TI-200 
T1-201 
T1-202 
TI-204 
Bi-206 
B1-207 
81-210 
BÌ-212+ 
Pb-203 
Pb-210+ 
Pb-212+ 
Po-203 
Po-205 
Po-207 
Po-210 
At-211 
Rn-220+ 
Rn-222+ 
Ra-223+ 
Ra-224+ 
Ra-225 Attività (Bq) 
10* 
10*^ 
io6 
10e 
c 
10* 
c 
10* 
,0! 
ioE 
10e 
io: 
,oe 
ioe 
10e 
io( 
10E 
10E 
IO( 
10E 
IOE 
10e 
103 
105 
io5 
106 
IO* 
io3 
io6 
io7 
108 
10< 
n* 
.o4 Concentrazione 
(kBq/kg) 
10 
10 
10 
102 
102 
102 
102 
102 
10 
10 
102 
1 
10 
10 
102 
1 
1 
102 
1 
10 
10 
1 
1 
1 
1 
10 
102 
IO4 
1 
10 
1 
102 
- 57 -
Nuclide 
Ra-226+ 
Ra-227 
R8-228+ 
Th-226+ 
Th-227 
Th-228+ 
Th-229+ 
Th-230 
Th-231 
Th-232sec 
Th-234+ 
Ac-227* 
Ac-228 
Pa-230 
Pa-231 
Pa-233 
U-230+ 
U-231 
U-232+ 
U-233 
U-234 
U-235+ 
U-236 
U-237 
U-238+ 
U-238sec 
U-239 
U-240 
U-240+ 
Np-237+ 
Np-239 Attività (Bq) 
10* 
10" 
104 
IO6 
io4 
io4 
IO3 
IO3 
IO7 
IO2 
io5 
IO3 
IO5 
106 
io3 
io6 
IO4 
IO6 
io3 
io4 
IO4 
10^ 
IO4 
e 
10* 
i0; 
102 
10* 
,0! 
10* 
io2 
ioe Concentrazione 
(kBq/kg) 
1 
10 
10 
102 
10 
1 
10 
10 
102 
1 
10 
10 
10 
10 
10 
10 
102 
102 
1 
102 
102 
102 
102 
10 
10 
1 
102 
IO3 
1 
10 
10 
- 58 
Nuclide 
Np-240 
Pu-234 
Pu-235 
Pu-236 
Pu-237 
Pu-238 
Pu-239 
Pu-240 
Pu-241 
Pu-242 
Pu-243 
Pu-244 
Am-241 
Am-242 
Am-242m+ 
Am-243+ 
Cm-242 
Cm-243 
Cm-244 
Cm-245 
Cm-246 
Cm-247 
Cm-248 
Bk-249 
Cf-246 
Cf-248 
Cf-249 
Cf-250 
Cf-251 
Cf-252 
Cf-253 
Cf-254 Attività (Bq) 
10* 
10* 
10* 
io4 
10; 
10' 
10* 
10' 
10* 
10* 
,o! 
10! 
io: 
10f 
io: 
io: 
10E 
10S 
10< 
io: 
10= 
10! 
10J 
ioe 
io{ 
io< 
io3 
io3 
io< 
io6 
ioa Concentrazione 
(kBq/kg) 
1 
10* 
102 
102 
102 
10 
10 
10 
103 
10 
102 
10 
10 
102 
102 
10 
103 
10 
102 
10 
10 
10 
10 
104 
IO3 
102 
10 
102 
10 
102 
IO4 
10 
- 59 -
| Nuclide | Attività (Bq) | Concentrazione | 
| | | (kBq/kg) | 
| Es-253 | 105 I lo3 I 
| Es-254 | 104 I 1o2 I 
| Es-254m | IO5 I 10 I 
| Fm-254 | 107 I IO4 | 
| Fm-255 | 106 I 1°3 I 
- 60 -
Tabella B : Elenco del nuclidi In equilibrio secolare, come precisato al punto 5. 
Nuclide 
padre Nuclidi figli 
Sr-80+ 
Sr-90+ 
Zr-93+ 
Zr-97+ 
RU-106+ 
CS-137+ 
Ce-134+ 
Ce-144+ 
Ba-140+ 
B1-212+ 
Pb-212+ 
Rn-220+ 
Rn-222+ 
Ra-223+ 
Ra-224+ 
Ra-226+ 
Ra-228+ 
Th-226+ 
Th-228+ 
Th-229+ 
Th-232. Sec Rb-80 
Y-90 
Nb-93m 
Nb-97 
Rh-106 
Ba-137 
La-134 
Pr-144 
La-140 
TI-208.PO-
BI-212.TI-
Po-216 
Po-218,Pb-
Rn-219,Po-
Rn-220,Po-
Po-212 
Rn-222,Po-
BI-210.PO-
Ac-228 
Ra-222,Rn-
Ra-224,Rn-
T1-208,Po-
Ra-225,Ac-
Po-213,Pb-
Ra-228,Ac-
Po-216,Pb-212 
208,Po-212 
214.BI-214 
215.Pb-211,Bi-211 
216,Pb-212,Bi-212,TI-208, 
218,Pb-214,BI-214,Pb-210, 
210 
218, Po-214 
220,Po-216,Pb-212,BI-212, 
212 
225,Fr-221,At-217,Bi-213, 
209 
228,Th-228.Ra-224,Rn-220, 
212.B1-212.TI-208,PO-212 
- 61 -
Nuclide 
padre Nuclidi figli 
Th-234+ 
Ac-227* 
U-230+ 
U-232+ 
U-235+ 
U-238+ 
U-238 
U-240+ 
Np-237+ 
Am-242m+ 
Am-243+ Sec Pa-234m 
Fr-223,Ra-223,Rn-219,Po-215,Pb-211, 
Bi-211 
Th-226,Ra-222,Rn-218.Po-214 
Th-228,Ra-224,Rn-220,Po-216,Pb-212, 
BI-212.TI-208.PO-212 
Th-231 
Th-234,Pa-234m 
Th-234,Pa-234m.U-234,Th-230,Ra-226, 
Rn-222,Po-218,Pb-214,Bi-214,Pb-210, 
BI-210.PO-210 
Np-240 
Pa-233 
Am-242 
Np-239 
- 62 -
ALLEGATO II 
A. Definizione del termini figuranti nel presente Allegato: 
Fattore di qualità efficace (Q) : valore medio del fattore di qualità, quando la dose assorbita è 
impartita da particelle con differenti valori di L . Si calcola in base all'espressione: 
a?, 
Q -1/p/o (dD/dL )dl. 
Fattore di qualità (Q) : funzione di trasferimento lineare di energia (L ) utilizzato per la 
ponderazione delle dosi assorbite, al fine di Indicarne la significatività ai fini delia radioprotezione. 
Fattore di peso della radiazione (WR> : fattore adimensionale, utilizzato per la ponderazione delia 
dose assorbita. I valori appropriati di WR sono riportati nel presente Allegato. 
Fattore di peso del tessuti (WT) : fattore adimensionale, utilizzato per la ponderazione della dose 
eqIva lente. I valori appropriati di Nj sono riportati nel presente Allegato. 
Trasferimento lineare di energia non ristretto (Loo):il trasferimento lineare di energia non ristretto ò 
definito dalla formula seguente: 
dE 
Leo — 
di 
in cui dE è l'energia media liberata da una particella di energia E che attraversa la distanza di. Nella 
direttiva L°° è Indicato L. 
B. Valori del fattore di peso delle radiazioni, WR 
I valori del fattore di peso delle radiazioni, WR, dipendono dal tipo e dalla qualità del 
campo radioattivo esterno, oppure dal tipo e dalla qualità delle radiazioni emesse da un 
radionuclide depositato all'interno dell'organismo. 
Quando il campo radioattivo ò composto da tipi e da energie con valori diversi di WR, la dose 
assorbita dev'essere suddivisa in pacchetti, ciascuno con un proprio valore di WR, che vanno 
poi sommati per dare il totale dell'equivalente di dose. Alternativamente, essa può essere 
espressa come distribuzione continua di energia, in cui ciascun elemento della dose assorbita 
dall'elemento di energia compreso tra E e E + dE va moltiplicato per il valore di WR ricavato 
dalla relativa voce della tabella che segue. 
- 63 
Tipo e intervallo di energia Fattore di peso 
per la radiazione, NR 
Fotoni, tutte le energie 
Elettroni e muoni, tutte le 
energie 
Neutroni, energia 10 keV 
10 keV - 100 keV 
100 keV - 2 MeV 
2 MeV - 20 MeV 
20 MeV 
Protoni, esclusi i protoni di 
"rinculo", energia >2 MeV 
Particelle alfa, frammenti di 
fissione, nuclei pesanti 1 
5 
10 
20 
10 
5 
20 
Nei calcoli relativi ai neutroni possono sorgere difficoltà 
nell'applicazione di valori di funzione a gradino. In questi casi può' 
essere preferibile usare la funzione continua descritta dalla seguente 
relazione matematica: 
WR - 5+ i7e-<»n(2E))2/6 
in cui E è l'energia del neutrone espressa in MeV. 
La figura 1 fornisce un raffronto diretto dei due approcci. 
fattori di peso 
per le radiazioni 25f 
20 
:»!-
IO! 
K> -Vi 
10 >>,_ 
IO io-
Energia dei neutroni incidenti (MeV) 
Fig. 1: Fattori di peso per la radiazione (neutroni). 
La curva continua deve essere trattata come un'approssimazione. 
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Per i tipi di radiazioni e le energie non comprese nella tabella, si può ottenere un valore 
approssimato di Wp calcolando Q a 10 mm di profondità in una sfera di 30 cm di diametro costituita 
da un materiale equivalente al tessuto molle, con una densità di 1 cm-3 e la seguente composizione 
di massa: 76,2% ossigeno; 11,1% carbonio; 10,IX idrogeno e 2.6% azoto: 
Q « l|QO)D(L)dL 
si 
© 
in cui D(L)dL è la dose assorbita a 10 mm tra il trasferimento lineare di energia L e L + dL, mentre 
Q(L) è il fattore di qualità di L a 10 mm. I rapporti Q-L sono indicati al punto C. 
Rapporto tra il fattore di qualità, Q(L), e il trasferimento lineare illimitato di energia, L 
Trasferimento lineare non ristretto 
di energia, L, nell'acqua 
(keV/ar1) Q(L) 
< 10 
10 - 100 
> 100 0.32L - 2.2 
3°o/\/ïr 
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D. Valori del fattore di peso per I tessuti, *T(1) 
I valori dei fattore di peso per (tessuti, Wj, sono indicati nella tabella che segue: 
Tessuto o organo Fattori di peso 
per i tessuti, Ny 
Gonadi 
Midollo osseo (rosso) 
Colon 
Polmone 
Stomaco 
Vescica 
Mammelle 
Fegato 
Esofago 
Tiroide 
Pelle 
Superficie ossea 
Rimanenti organi 
o tessuti 0.20 
0.12 
0,12 
0,12 
0,12 
0,05 
0,05 
0.05 
0,05 
0,05 
0,01 
0,01 
0,05 (2)(3) 
(1) I valori sono stati determinati a partire da una popolazione di riferimento costituita di un ugual 
numero di persone di ciascun sesso e di un'ampia gamma di età. Nella definizione della dose 
efficace, questi valori si applicano ai lavoratori, alla popolazione e ad entrambi i sessi. 
(2) Al fini del calcolo, per organi e i tessuti rimanenti s'intendono: ghiandole surrenali, cervello, 
tratto superiore dell'Intestino crasso, intestino tenue, reni, tessuto muscolare, pancreas, milza, 
timo e utero. L'elenco comprende organi che possono essere Irradiati in modo selettivo. E' noto che 
alcuni degli òrgani nell'elenco sono suscettibili all'induzione dei tumori. Se in futuro risulterà 
che altri tessuti e organi presentano un rischio significativo di tumore rad io-indotto, essi saranno 
inclusi nella tabella che precede con un Wj specifico, oppure in questo elenco aggiuntivo che 
comprende gli organi e I tessuti rimanenti. Quest'ultimo elenco può anche comprendere altri tessuti 
o organi irradiati in modo selettivo. 
(3) Nei casi eccezionali in cui un unico organo o tessuto rimanente riceve una dose equivalente 
superiore alla dose più elevata cui è stato sottoposto uno qualsiasi dei dodici organi per cui è 
specificato il fattore di ponderazione, a tale organo o tessuto si applicherà un fattore di 
ponderazione specifico pari a 0,025 e un fattore di ponderazione di 0,025 alla media delia dose 
negli altri organi o tessuti rimanenti come definiti sopra. 
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ALLEGATO III 
Norme per la valutazione della dose efficace 
dovuta ad introduzione 
I limiti per la dose efficace indicati agli articoli 9, 12 e 14 si applicano alla somma della dose 
efficace ricevuta nel periodo in questione e della dose efficace impegnata dovuta ad assorbimenti durante 
lo stesso periodo. Il rapporto fra assorbimento e dose efficace impegnata dipende dall'età 
dell'individuo, dalla forma fisica e chimica del materiale radioattivo e dalla via d'assorbimento. 
Tali rapporti possono servire per la stima delle dosi efficaci in questione. Se per l'esposizione esterna 
e per gli assorbimenti si usano limiti derivati, il limite per la dose efficace può essere applicato, 
tramite le formula che segue, a ciascuna delle fascio d'età interessate: 
(Il presente allegato conterrà per tutti i radionuclidi pertinenti coefficienti di dose (Sv/Bq) 
per introduzione o ingestione per varie classi di età, per la popolazione e per I lavoratori. 
Per l'esposizione ai gas nobili si forniranno coefficienti in unità SvyVBqnr3). 
ISSN 0254-1505 
COM(93) 349 def. 
DOCUMENTI 
IT 04 05 
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N. di catalogo : CB-CO-93-381-IT-C 
ISBN 92-77-58080-1 
Ufficio delle pubblicazioni ufficiali delle Comunità europee 
L-2985 Lussemburgo