CELEX: 51993PC0349
Language: it
Date: 1993-07-20
Title: Proposta 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

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
                                                3
    sottoposte ad esami e trattamenti medici^ ). 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 M I .
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.
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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
                                            3          6
     totale    (valori compresi  tra   5.IO   e   5.IO    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 M I 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 europeo 1 );
visto II parere del Comitato economico e sociale 2 );
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   Trattato 3 ) e   le ha successivamente
         4               5
rivedute ) e integrate );
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);
 ---pagebreak---                                                  - 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
x di  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        - d i o 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.
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                                                                                                             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 ( B Q ) : 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 "T H T«D
                                   T
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Quando si specifica E C O . 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 ( H T C P ) : 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 :                                         ,
           H T (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
           T è l i periodo per cui ò calcolato l'integrale.
 Nell'espressione H T C D ,  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.
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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.
                                   e
 I valori appropriati di WT            "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.
                          ,a d o s e
 Dose equivalente (HT)'-             assorbita, nel tessuto o organo T, pesata in base al tipo e alla qualità
 della radiazione R. E' indicata da:
                                                    HT.R - *R D T,R
 in cui:
                e ,a
           DT.R       dose assorbita nel tessuto o organo T dovuta alla radiazione R
           e
           WR è il fattore di peso per la radiazione.
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                                                                                                     la dose
Quando   il campo di radiazioni ò composto di tipi ed energie con valori diversi di WR*
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.
 ---pagebreak---                                                     - 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.
 ---pagebreak---                                                   - 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.
 ---pagebreak---                                                     - 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.
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                                                  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 o v v e r o
f)         la  residenza   in alloggi    e  altre   esposizioni   a  sorgenti  naturali,  salvo   il disposto
          dell'articolo 2, lettera e ) .
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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.
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                                                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.
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                                                      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 ) .
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                                                   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.
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                                                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 M I
                                         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.
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                                                     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
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                2
                  di pelle, indipendentemente dall'area esposta;
             cm
              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.
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                                                  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 M I .
                                                 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.
 ---pagebreak---                                                      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.
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                                                 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-.
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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.
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                                                 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.
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                                                 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.
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                                                     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.
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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.
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                                                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.
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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.
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                                                 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.
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                                                 TITOLO V I M
                               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;
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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.
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                                                 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.
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                                                    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.
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           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 M I ;
           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.
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                                                 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.
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                                                  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
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                                                  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.
 ---pagebreak---                                                 - 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               10"                  06
               Be-7              IO 8                 02
               C-14              106                  0<
               0-15              10S                  03
               F-18               io 5                0
               Na-22              io E
               Na-24              IO E
               Si-31              IO £                02
               P-32               10£                 02
               P-33               io 1                05
               S-35               io 1                05
               CI-36              io J                03
               CI-38              10J
                                      12              07
               Ar-37              10
                                      e
                                                      03
               Ar-41              iow
               K-42                                   0
                                  ,0
                                     !
               K-43                                   0
               Ca-45             io;                  0<
               Ca-47             10S                  0
               Sc-46              10e
               Se-47              io e
                                      e
               Sc-48              10*
                                      e
               V-48
                                 10"
               Cr-51                                  02
                                  10 1
               Fe-52                  e
                                                      0
                                  10*                 0*
               Fe-55              10*
               Fe-59              io|
               Mn-51              ioE
               Mn-52              io 5
               Mn-52m             io 5
 ---pagebreak---                           - 51 -
Nuclide    Attività (Bq)   Concentrazione
                             (kBq/kg)
 Mn-53           10*           10* •
 Mn-54           10~            10
                 105            1
 Mn-56
                 10 5           1
 Co-55
                 10 5           1
  Co-56
                 10 5           10
  Co-57
                  io 5          10
  Co-58
  Co-58m          107           10*
                  104            1
  Co-60
                  IO6            103
  Co-60m
                  105            10
  Co-61
  Co-62m          IO5            1
   Ni-59          107            10*
   Ni-63          IO7            IO5
   Ni-65          105            10
   Cu-64           IO6           10
   Zn-65           105           10
   Zn-69           10 5           10*
   Zn-69m          IO6            10
   Ge-71           IO9            IO3
   Ga-72           IO5            1
                   io6            103
   As-73
                   IO5            10
   As-74
                   105            10
   As-76
                   io5            102
    As-77
                    106           10
    Se-75
                       e
                    10*            1
    Br-82
                       e           IO3
    Kr-74           10*
                    10
                       10          10 3
    Kr-76
                       e           IO3
    Kr-77
                    10*10          10*
    Kr-79
                    1011           IO5
    Kr-81
                    1011           IO6
    Kr-83m
                    1010           IO6
    Kr-85
                    10
 ---pagebreak---                       - 52 -
Nuclide Attività (Bq)  Concentrazione
                         (kBq/kg)
 Kr-85m      10
                10         IO4
                c
 Kr-87       10*           IO3
                c
 Kr-88       10*            IO3
 Sr-85       10*            IO
 Sr-85m      10Ê            IO
 Sr-87m                     IO
 Sr-89       10*           102
 Sr-90+      10<           IO
                t
 Sr-91       10*            IO
 Sr-92       10*            I
                t
 Y-90        10*           IO
                t
 Y-91        10*            102
 Y-91m       io1           IO
 Y-92        10*            IO
 Y-93        10*            IO
                t
 Rb-86       10*            IO
 Zr-93+      ioe           IO3
 Zr-95       ioe           IO
                t
 Zr-97+      10"           IO
 Nb-93m      ,o 7          IO3
 Nb-94       ioe           I
 Nb-95                     IO
 Nb-97       10S           IO
 Nb-98       ios
 Tc-96       10e
 Tc-96m      10*           102
 Tc-97       io7           IO3
 Tc-97m      106           IO3
 Tc-99       ,o 6          I0<
 Tc-99m      ,o 7          IO
 Mo-90       io 5          IO
 Mo-93       10 7          IO3
 Mo-99       io 5          IO
 Mo-101      ,o 5
 ---pagebreak---                                  53 -
            I                1                 1
| Nuclide     AttlvlU (Bq)   | (Concentrazlone |
                                  (kBq/kg)     |
|  Ru-97           ,o 7      1      10         j
|  Ru-103          .o 6      1      10         |
|  Ru-105          10 5      1      10         |
|  RU-106+         10 5      I      10         |
|  Rh-103m         ,o 8      I      103        |
|  Rh-105          io6       1      102        |
|  Pd-103          io 7      1      103        |
|  Pd-109          ,0 5      1      102        |
|  Cd-109          IO6       1      103        |
|  Cd-115   1      io5       1      10         |
|  Cd-I15m  1      io5       1      102        |
|  Ag-105   1      10 6      I      10         |
                       6
|  Ag-llOra I      io        1
                      6             102        |
|  Ag-111          IO        1
|  ln-111          io 6      1      10         |
|  ln-113m         .o 5      1      10         |
|  In-114m         .o 5      1      102        |
|  In-115m         IO5       1      10         |
|  Sn-113          io 6      1      102        |
|  Sn-125          .o 5      1      10         |
|  Sb-122          10 5      I      10         |
|  Sb-124          IO5       I
|  Sb-125          io 6      1      10         |
|  1-123           10 7      I      10         |
|  1-125           io 5    -, 1     102        |
|  1-126           10 5      I      10         |
|  1-129           IO4       I      102        |
|  1-130           io5       1
|  1-131           .o 5      1      10         |
|   M32            io 5      1
|  1-133           io5       1      10         |
|  1-134           !0 5      1
                      5
|  1-135           io        1
 ---pagebreak---                          - 54 -
Nuclide    Attività (Bq)  Concentrazione
                            (kBq/kg)
 Cs-129         10*           10
                10"           102
 Cs-131
 Cs-132          106          10
 Cs-134m         IO5           102
 Cs-134          105           1
 Cs-135          IO6           10<
  Cs-136         105           1
  CS-137+        IO5           10
  Cs-138         IO4           1
  Te-123m        IO6           10
  Te-125m        io6           102
  Te-127         105           102
  Te-127m        106           IO3
  Te-129         105           10
  Te-129m        10            102
                    e
  Te-131         10*           10
  Te-131m         io6          1
  Te-132                       10
  Te-133          10*           10
  Te-133m         10*           1
  Te-134          10*           10
  Xe-131m         10            IO5
  Xe-133          10            10*
  Xe-135          10            10*
  Ce-139          106           10
                     e          102
  Ce-141          .o
                     c
  Ce-143          10*           10
  Ce-144+         10*           10
  Ba-131                        10
                  10
                     !
   Ba-140+        10*           1
                     t          1
   La-140         10*
                     (          10
   Pr-142         10*
   Pr-143         ,o f          102
 ---pagebreak---                                        - 55 -
1           1              .... 1                 1
| Nuclide      Attività (Bq)    |  Concentrazione |
                                    (kBq/kg)      |
|  Pn-147           io 6        1     io 4        |
|  Pi-149           io 5        i     102         |
|  Nd-147           10 5        I     10          |
                       5              10          |
|  Nd-149           .0          I
|  SlB-151          IO7         1     10*         |
                         5
|  Sin-153   |        ,o         1    102         |
|  Eu-152    1       ,06         1     1          |
                       5              10          |
|  Eu-15210         ,0          1
|  Eu-154    |        10 6       I     1         1
                         6            102         |
|  Eu-155    |        io         1
|  Gd-153    |        10 $       1    10          |
|  Gd-159    |        ,o 5       1    102         |
                         5             1          |
|  Tb-160    |        ,0         1
|  Dy-165    |        10 5       I    102         |
|  Oy-166    |        !0 6       I    102         |
|  Ho-166           io 5        I     10          |
|  Er-169           io 6        I     10*         |
|  Er-171           io 6        1     10          |
|  Tn-170           10 6        I     102         |
|  Tm-171           ,o 7        I     104         |
|  Yb-175           .o 6        I     102         |
|  Lu-177           10 6        I     102         |
                       5               1          |
|  Ta-182           io          1
|  Hf-181           io 5        1     10          |
|  W-181            io 7        1     102         |
                       6                 4
|  W-185            <o          1     IO          |
|  W-187            io 5        1     10          |
|  Re-186           to 5        1     102         |
|  Re-188           io 5        1     10          |
|  OS-185           io 6        1     10          |
|  Os-191           10 6        I     102         |
|  Os-1910          io 6        1     103         |
|  OS-193          V6          1      102         |
|  lr-190           io          1      1          |
 ---pagebreak---                            - 56 -
Nuclide  Attività (Bq) Concentrazione
                       (kBq/kg)
 lr-192       10*         10
 lr-194       10*^        10
 Pt-191       io 6        10
 Pt-193m      10e         102
                 c
 Pt-197                   102
              10*
                 c
 Pt-197m                  102
              10*
 Hg-197                   102
              ,0
                 !
 Hg-197m                  102
              ioE
 Hg-203                   10
              10e
 Au-198                   10
              io :
 Au-199                   102
              ,oe
 TI-200                    1
              io e
 T1-201                   10
              10e
 T1-202                   10
              io (
 TI-204                   102
              10 E
 Bi-206                    1
              10 E
 B1-207       IO (         1
 81-210       10 E        102
 BÌ-212+      IO E         1
 Pb-203       10 e        10
 Pb-210+      10 3        10
 Pb-212+      10 5         1
 Po-203       io 5         1
 Po-205       106          1
 Po-207       IO*          1
 Po-210       io 3        10
 At-211       io 6        102
 Rn-220+      io 7        IO4
 Rn-222+      108          1
 Ra-223+                  10
              10<
 Ra-224+      n*           1
 Ra-225       .o 4        102
 ---pagebreak---                               - 57 -
Nuclide    Attività (Bq) Concentrazione
                          (kBq/kg)
 Ra-226+        10*           1
 Ra-227         10"         10
 R8-228+        104         10
 Th-226+        IO6         102
 Th-227          io 4       10
 Th-228+         io 4         1
 Th-229+         IO 3        10
 Th-230          IO 3        10
 Th-231          IO 7        102
 Th-232sec       IO 2         1
 Th-234+         io 5        10
 Ac-227*         IO3         10
 Ac-228          IO5         10
 Pa-230          10 6        10
 Pa-231          io3         10
 Pa-233          io6         10
 U-230+          IO4         102
 U-231           IO6         102
 U-232+          io3          1
 U-233           io4         102
 U-234           IO4         102
 U-235+          10^         102
 U-236           IO4         102
                    e
 U-237           10*         10
 U-238+          i0;         10
 U-238sec        102          1
 U-239           10*         102
 U-240                       IO3
                 ,0
                    !
 U-240+          10*          1
  Np-237+        io2         10
  Np-239         ioe         10
 ---pagebreak---                             - 58
Nuclide   Attività (Bq) Concentrazione
                         (kBq/kg)
 Np-240        10*          1
 Pu-234        10*         10*
 Pu-235        10*         102
 Pu-236        io4         102
 Pu-237        10;         102
 Pu-238        10'         10
 Pu-239        10*         10
 Pu-240        10'         10
 Pu-241        10*         10 3
 Pu-242        10*         10
 Pu-243                    102
               ,o
                  !
 Pu-244                    10
               10!
 Am-241                    10
               io :
 Am-242                    102
               10f
 Am-242m+                  102
               io:
 Am-243+                   10
               io :
 Cm-242                    10 3
               10E
 Cm-243                    10
               10S
 Cm-244                    102
               10<
                           10
 Cm-245        io :
 Cm-246        10=         10
                           10
 Cm-247        10 !
                           10
 Cm-248        10J
                           10 4
 Bk-249        ioe
                           IO 3
 Cf-246        io {
 Cf-248                    102
               io<
                           10
 Cf-249        io3
 Cf-250                    102
 Cf-251        io 3        10
 Cf-252        io<         102
 Cf-253        io 6        IO 4
                           10
 Cf-254        io a
 ---pagebreak---                                   - 59 -
| Nuclide  | Attività (Bq) | Concentrazione |
|          |               |  (kBq/kg)      |
|  Es-253  |      10 5     I    lo3
                                           I
                     4          1o2
|  Es-254  |      10       I               I
|  Es-254m |      IO 5     I    10
                                           I
                     7              4
|  Fm-254  |      10       I     IO         |
                     6              3
|  Fm-255  |      10       I     1°         I
 ---pagebreak---                                                    - 60 -
Tabella B : Elenco del nuclidi In equilibrio secolare, come precisato al punto 5.
             Nuclide                  Nuclidi figli
              padre
            Sr-80+          Rb-80
            Sr-90+          Y-90
            Zr-93+          Nb-93m
            Zr-97+          Nb-97
            RU-106+         Rh-106
            CS-137+         Ba-137
            Ce-134+         La-134
            Ce-144+         Pr-144
            Ba-140+         La-140
            B1-212+         TI-208.PO- 212
            Pb-212+         BI-212.TI- 208,Po-212
            Rn-220+         Po-216
            Rn-222+         Po-218,Pb- 214.BI-214
            Ra-223+         Rn-219,Po- 215.Pb-211,Bi-211
            Ra-224+         Rn-220,Po- 216,Pb-212,Bi-212,TI-208,
                            Po-212
            Ra-226+         Rn-222,Po- 218,Pb-214,BI-214,Pb-210,
                            BI-210.PO- 210
            Ra-228+         Ac-228
            Th-226+         Ra-222,Rn- 218, Po-214
            Th-228+         Ra-224,Rn- 220,Po-216,Pb-212,BI-212,
                            T1-208,Po- 212
            Th-229+         Ra-225,Ac- 225,Fr-221,At-217,Bi-213,
                            Po-213,Pb- 209
            Th-232.   Sec   Ra-228,Ac- 228,Th-228.Ra-224,Rn-220,
                            Po-216,Pb- 212.B1-212.TI-208,PO-212
 ---pagebreak---                                     - 61 -
 Nuclide               Nuclidi figli
  padre
Th-234+      Pa-234m
Ac-227*      Fr-223,Ra-223,Rn-219,Po-215,Pb-211,
             Bi-211
U-230+       Th-226,Ra-222,Rn-218.Po-214
U-232+       Th-228,Ra-224,Rn-220,Po-216,Pb-212,
             BI-212.TI-208.PO-212
U-235+       Th-231
U-238+       Th-234,Pa-234m
U-238    Sec Th-234,Pa-234m.U-234,Th-230,Ra-226,
             Rn-222,Po-218,Pb-214,Bi-214,Pb-210,
             BI-210.PO-210
U-240+       Np-240
Np-237+      Pa-233
Am-242m+     Am-242
Am-243+      Np-239
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                                                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 (W T ) : 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, W R , 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 W R , la dose
           assorbita dev'essere suddivisa in pacchetti, ciascuno con un proprio valore di W R , 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 W R ricavato
           dalla relativa voce della  tabella che segue.
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    Tipo e intervallo di energia                  Fattore di peso
                                                  per la radiazione, N R
    Fotoni, tutte le energie
    Elettroni e muoni, tutte le
    energie                                        1
    Neutroni, energia 10 keV                       5
               10 keV - 100 keV                    10
               100 keV - 2 MeV                     20
               2 MeV - 20 MeV                      10
               20 MeV                              5
    Protoni, esclusi i protoni di
    "rinculo", energia >2 MeV
    Particelle alfa, frammenti di
    fissione, nuclei pesanti                       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:
                              W R - 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.
                                   25f
      fattori di peso
      per le radiazioni           20
                                                                  -Vi
                                 :»!-
                                  IO!
                                                                            >>,_
                                                            K>    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          Q(L)
        di energia, L, nell'acqua
    (keV/ar 1 )
          <   10
          10 - 100                           0.32L - 2.2
                                             3 o/
          >   100                              ° \/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                                       0.20
               Midollo osseo (rosso)                        0.12
               Colon                                        0,12
               Polmone                                      0,12
               Stomaco                                      0,12
               Vescica                                      0,05
               Mammelle                                     0,05
               Fegato                                       0.05
               Esofago                                      0,05
               Tiroide                                      0,05
               Pelle                                        0,01
               Superficie ossea                             0,01
               Rimanenti organi
               o tessuti                                    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 S v y V B q n r 3 ) .
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                                                               COM(93) 349 def.
                                                           DOCUMENTI
IT                                                                         04 05
                                                 •'•£*•.
                                          N. di catalogo : CB-CO-93-381-IT-C
                                                             ISBN 92-77-58080-1
Ufficio delle pubblicazioni ufficiali delle Comunità europee
L-2985 Lussemburgo