CELEX: 31976L0579
Language: it
Date: 1976-06-01 00:00:00
Title: Direttiva 76/579/Euratom del Consiglio, del 1ºgiugno 1976, che fissa le norme fondamentali rivedute, relative alla protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori contro i pericoli derivanti dalle radiazioni ionizzanti

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31976L0579

Direttiva 76/579/Euratom del Consiglio, del 1ºgiugno 1976, che fissa le norme fondamentali rivedute, relative alla protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori contro i pericoli derivanti dalle radiazioni ionizzanti  

Gazzetta ufficiale n. L 187 del 12/07/1976 pag. 0001 - 0044 edizione speciale finlandese: capitolo 5 tomo 2 pag. 0003  edizione speciale greca: capitolo 05 tomo 2 pag. 0121  edizione speciale svedese/ capitolo 5 tomo 2 pag. 0003 

++++CONSIGLIO  DIRETTIVA DEL CONSIGLIO  del 1° giugno 1976  che fissa le norme fondamentali rivedute , relative alla protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori contro i pericoli derivanti dalle radiazioni ionizzanti  ( 76/579/Euratom )  IL CONSIGLIO DELLE COMUNITÀ EUROPEE ,  visto il trattato che istituisce la Comunità economica europea dell ' energia atomica , in particolare gli articoli 31 e 32 ,  vista la proposta della Commissione , previo parere del gruppo di personalità designate dal comitato scientifico e tecnico tra gli esperti scientifici degli Stati membri ,  visto il parere del Parlamento europeo ( 1 ) ,  visto il parere del Comitato economico e sociale ( 2 ) ,  considerando che , a norma del trattato che istituisce la Comunità europea dell ' energia atomica , occorre fissare le norme fondamentali relative alla protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori contro i pericoli derivanti dalle radiazioni ionizzanti , previste in particolare all ' articolo 30 , affinchù , conformemente all ' articolo 33 del trattato Euratom , ciascuno Stato membro sia in grado di stabilire le disposizioni legislative , regolamentari ed amministrative atte a garantire l ' osservanza di tali norme fondamentali , di adottare le misure necessarie per quanto riguarda l ' insegnamento , l ' educazione e la formazione professionale e di stabilire le proprie disposizioni in armonia con quelle corrispondenti applicabili negli altri Stati membri ;  considerando che , in data 2 febbraio 1959 , il Consiglio ha adottato le direttive che fissano tali norme fondamentali ( 3 ) , modificare da ultimo con direttiva 66/45/Euratom ( 4 ) ;  considerando che l ' importanza di una revisione generale di dette direttive si è manifestata sempre più chiaramente , sia in base all ' evoluzione delle conoscenze scientifiche in materia di radioprotezione , sia in virtù dell ' esperienza pratica acquisita dall ' applicazione di tali direttive nelle legislazioni nazionali ;  considerando che la protezione sanitaria dei lavoratori e della popolazione esige che qualsiasi attività implicante un pericolo derivante da radiazioni ionizzanti sia sottoposta a regolamentazione ;  considerando che le norme fondamentali devono essere adeguate alle condizioni d ' impiego dell ' energia nucleare e che esse variano a seconda che si tratti della sicurezza individuale dei lavoratori esposti alle radiazioni ionizzanti o della protezione della popolazione ;  considerando che la protezione sanitaria dei lavoratori esposti alle radiazioni ionizzanti esige , sia un ' organizzazione per prevenire l ' irradiazione e per valutarne la gravità , sia un controllo medico adeguato ;  considerando che la protezione sanitaria della popolazione richiede un sistema di vigilanza , d ' ispezione e d ' intervento in caso d ' incidente ,  TITOLO I  DEFINIZIONI  Articolo 1  Per l ' applicazione della presente direttiva i termini indicati qui appresso vanno intesi nel modo seguente :  a ) Termini fisici , grandezze e unità  Radiazioni ionizzanti sono radiazioni costituite da fotoni o da particelle aventi la capacità di determinare , direttamente o indirettamente , la formazione di ioni .  Attività ( A ) di una quantità di un radionuclide è il quoziente di dN diviso per dt , in cui dN è il numero di trasformazioni nucleari spontanee che si producono nella detta quantità durante il tempo dt  A = dN/dt  Questa definizione non si applica al termine « attività » , contenuto negli articoli 2 , 3 , 4 e nell ' articolo 6 , paragrafo 3 .  Curie ( Ci ) è l ' unità speciale dell ' attività . Nel Sistema internazionale di unità , l ' unità è il secondo elevato alla potenza meno uno : s-1  1 Ci = 3,7 × 1010 s-1 ( esattamente )  Dose assorbita ( D ) è il quoziente di d* diviso per dm , in cui d* è l ' energia media comunicata dalle radiazioni ionizzanti alla materia in un elemento volumetrico e dm la massa di materia contenuta in tale elemento volumetrico : vedi G.U .  Rad ( rd ) è l ' unità usata per indicare la dose assorbita . Nel Sistema internazionale , l ' unità usata è il joule per chilogrammo ( J kg-1 )  1 rd = 10-2 J kg-1  Il trasferimento lineare di energia o il potere frenante lineare ristretto per collisione ( L* ) di particelle cariche in un mezzo è il quoziente di dE diviso per dl , in cui dl è la distanza percorsa dalla partiella e dE la perdita media di energia dovuta alle collisioni ogniqualvolta i trasferimenti di energia sono inferiori ad un valore * determinato  L1 = ( dE/dl ) 1  Ai fini della radioprotezione si prendono in considerazione tutte le energie trasferite , cosicchù  L1 diviene L*  Fluenza ( di particelle ) ( * ) è il quoziente di dN diviso per « da » , in cui dN è il numero di particelle che penetrano in una sfera e « da » l ' area del cerchio massimo di tale sfera : vedi G.U .  Intensità di fluenza ( * ) è il quoziente di d* diviso per dt , in cui d* è la fluenza di particelle nell ' intervallo di tempo dt : vedi G.U .  b ) Termini radiologici , biologici e medici  Irradiazione è qualsiasi esposizione di persone a radiazioni ionizzanti . Si distinguono :  - irradiazione esterna : irradiazione prodotta da sorgenti situate all ' esterno dell ' organismo ;  - irradiazione interna : irradiazione prodotta da sorgenti incorporate nell ' organismo ;  - irradiazione totale : somma dell ' irradiazione esterna e dell ' irradiazione interna .  Esposizione continua è un ' irradiazione esterna in cui la sorgente di radiazioni dà luogo nell ' organismo o nell ' organo critico ad una irradiazione permanente la cui intensità può tuttavia variare nel tempo , oppure un ' irradiazione interna derivante da una incorporazione permanente , ma d ' entità variabile nel tempo .  Esposizione unica è un ' irradiazione esterna nella quale la sorgente di radiazioni dà luogo nell ' organismo o nell ' organo critico ad un ' irradiazione di breve durata , oppure un ' irradiazione interna conseguente all ' incorporazione di radionuclidi in un breve periodo di tempo .  Equivalente di dose ( H ) è il prodotto ottenuto moltiplicando la dose assorbita ( D ) per il fattore di qualità ( Q ) e per il prodotto di tutti gli altri fattori di modificazione ( N ) . Ogniqualvolta la parola « dose » è usata da sola , si deve intendere che essa indichi sempre « l ' equivalente di dose » .  Rem è l ' unità speciale di equivalente di dose .  Il fattore di qualità ( Q ) è una funzione del trasferimento lineare di energia ( L* ) . Detto fattore serve a ponderare le dosi assorbite , onde attribuire loro significato ai fini della radioprotezione .  Dose accumulata rappresenta , per un lavoratore esposto , la somma di tutte le dosi integrate nel tempo durante le ore di lavoro e provenienti da sorgenti note , ad eccezione di quelle dosi provenienti dal fondo naturale di radiazioni e da esami e trattamenti medici .  Dose globale è la dose risultante dall ' irradiazione , considerata omogenea , del corpo intero .  Dose parziale è la dose risultante dall ' irradiazione di una parte del corpo o di uno o più organi .  Dose totale è la somma delle dosi risultanti dall ' irradiazione totale .  Dose impegnata è la dose ricevuta da un organo o da un tessuto , in 50 anni , in seguito all ' incorporazione di uno o più radionuclidi .  Dose genetica per una popolazione determinata è la dose che , se fosse effettivamente ricevuta da ciascun individuo dal concepimento all ' età media di procreazione , darebbe luogo in tale popolazione nel suo insieme ad un carico genetico pari a quello dovuto all ' insieme delle dosi effettivamente ricevute dagli individui di tale popolazione . La dose genetica può essere valutata moltiplicando la dose annuale geneticamente significativa per l ' età media di procreazione , fissata in 30 anni .  Dose annuale geneticamente significativa per una popolazione è uguale alla media delle dosi annuali individuale alle gonadi , ciascuna di tali dosi essendo ponderata in funzione di un fattore che tiene conto del numero probabile di figli che verranno concepiti dopo l ' irradiazione .  L ' organo critico è l ' organo per il quale è maggiore il rapporto tra la dose risultante da un ' esposizione a radiazioni esterne e interne e la dose parziale massima ammissibile per detto organo .  Dosi massime ammissibili sono i limiti fissati per l ' irradiazione dei lavoratori . Esse si applicano soltanto all ' irradiazione risultante dal loro lavoro , ad esclusione dell ' irradiazione proveniente dal fondo naturale di radiazioni e dagli esami e trattamenti medici ai quali sono sottoposti .  Limite derivato di concentrazione di un radionuclide nell ' aria inalata espresso in unità di attività per unità di volume , è la concentrazione media annuale nell ' aria che , inalata in 2 000 ore di lavoro , comporta per l ' organismo o per l ' organo critico , una dose impegnata pari alla dose annuale massima ammissibile .  Contaminazione radioattiva è l ' inquinamento di un materiale , di una superficie , di un ambiente qualsiasi o di un individuo , prodotto da sostanze radioattive .  nel caso particolare del corpo umano , la contaminazione include tanto la contaminazione esterna cutanea quanto la contaminazione interna , per qualsiasi via essa sia indotta .  Incorporazione è la quantità di attività introdotta nell ' organismo dall ' ambiente esterno .  Limite di incorporazione annuale è , per un dato individuo , l ' attività che , introdotta nell ' organismo , comporta per l ' intero organismo o per l ' organo critico una dose impegnata pari al valore limite appropriato , fissato per la dose annuale agli articoli 7 , 8 , 9 e 11 .  Radiotossicità è al tossicità dovuta alle radiazioni ionizzanti emesse da un radionuclide incorporato e dai suoi prodotti di decadimento ; la radiotossicità dipende non soltanto dalle caratteristiche radioattive di tale radionuclide , ma anche dal suo stato chimico e fisico , nonchù dal metabolismo di detto elemento nel ' organismo o nell ' organo .  c ) Altri termini  Sorgente è un apparecchio o una sostanza avente la capacità di emettere radiazioni ionizzanti .  Sorgente sigillata è una sorgente formata da sostanze radioattive solidamente incorporate in materie solide e di fatto inattive , o sigillate in un involucro inattivo che presenti una resistenza sufficiente per evitare , in condizioni normali di impiego , qualsiasi dispersione di sostanze radioattive e qualsiasi possibilità di contaminazione .  Sostanze radioattiva è ogni sostanza contenente uno o più radionuclidi di cui , ai fini della radioprotezione , non si può trascurare l ' attività o la concentrazione .  Fondo naturale di radiazioni è costituito dall ' insieme delle radiazioni ionizzanti provenienti da sorgenti naturali terrestri e cosmiche , a condizione che l ' irradiazione che ne risulta non sia accresciuta in modo significativo dalle attività umane .  Complesso critico è un insieme di materie fissili in cui è possibile mantenere una reazione a catena .  Popolazione nel suo insieme è l ' intera popolazione , ossia i lavoratori esposti , gli apprendisti , gli studenti e le persone del pubblico .  Lavoratori esposti sono le persone che , per il loro lavoro , possono ricevere una dose annuale superiore a 1/10 delle dosi annuali massime ammissibili .  Gruppi critici della popolazione : a questi gruppi appartengono le persone la cui esposizione è ragionevolmente omogenea e rappresentativa di quella degli individui della popolazione maggiormente esposti .  Persone del pubblico sono individui della popolazione , esclusi i lavoratori , gli apprendisti e gli studenti , esposti durante le ore di lavoro .  Zona controllata è una zona sottoposta a regolamentazione per motivi di protezione contro le radiazioni ionizzanti ed il cui accesso è regolamentato .  Zona sorvegliata è una zona sottoposta ad un ' adeguata sorveglianza ai fini della protezione contro le radiazioni ionizzanti .  Le dosi limite sono i limiti fissati per l ' irradiazione delle persone del pubblico e dell ' insieme della popolazione , nonchù degli studenti e degli apprendisti . Esse non si applicano al fondo naturale di radiazioni , nù all ' irradiazione subita dalle persone per gli esami e trattamenti medici ai quali siano sottoposte .  Livello d ' intervento è un valore di dose assorbita , di equivalente di dose oppure un valore derivato , fissato al fine di predisporre piani d ' emergenza .  Medico autorizzato è un medico responsabile della sorveglianza medica dei lavoratori della categoria A , contemplati all ' articolo 19 la cui qualifica e specializzazione sono riconosciute dalle autorità competenti .  Esperti qualificati sono persone che possiedono le cognizioni e l ' addestramento necessari sia per effettuare esami fisici , tecnici e radiotossicologici , sia per impartire , secondo il caso , tutte le istruzioni occorrenti per garantire una protezione efficace degli individui e un funzionamento corretto dei dispositivi di protezione , e la cui qualifica è riconosciuta dalla competente autorità .  Incidente è un avvenimento imprevisto che provoca danni ad un ' installazione o ne perturba il buon funzionamento e può comportare , per una o più persone , una dose superiore alle dosi massime ammissibili .  Irradiazione eccezionale concordata è un ' irradiazione superiore alla dose trimestrale massima ammissibile , consentita per una situazione particolare che si presenta nel corso di operazioni normali , allorchù i mezzi tecnici che permetterebbero di evitare l ' irradiazione stessa non sono disponibili oppure non possono essere utilizzati .  Irradiazione accidentale è un ' irradiazione che presenta un carattere fortuito e involontario e provoca il superamento di una dose massima ammissibile .  Irradiazione d ' emergenza è un ' irradiazione volontaria , giustificata ogniqualvolta si tratti di soccorrere individui in pericolo , di prevenire l ' irradiazione di un gran numero di persone o di salvare una installazione di valore , che provochi il superamento di una dose massima ammissibile .  TITOLO II  CAMPO D  ' APPLICAZIONE , DENUNCIA E AUTORIZZAZIONE  Articolo 2  La presente direttiva si applica alla produzione , al trattamento , alla manipolazione , all ' utilizzazione , alla detenzione , all ' immagazzinamento , al trasporto e all ' eliminazione di sostanze radioattive naturali e artificiali e a qualsiasi altra attività che comporti un rischio risultante dalle radiazioni ionizzanti .  Articolo 3  Ogni Stato membro sottopone l ' esercizio delle attività indicate all ' articolo 2 all ' obbligo di denuncia . Fatte salve le disposizioni di cui all ' articolo 5 , tenuto conto del rischio possibile e di altre considerazioni pertinenti , queste attività sono sottoposte ad autorizzazione preventiva nei casi determinati da ciascuno Stato membro .  Articolo 4  Fatte salve le diposizioni di cui all ' articolo 5 , il regime di denuncia e di autorizzazione preventiva può non essere applicato alle attività che implicano :  a ) l ' impiego di sostanze radioattive , quando le quantità interessate non superano in totale i valori indicati nell ' allegato I ;  b ) l ' impiego di sostanze radioattive la cui concentrazione è inferiore a 0,0002 (...) Ci g-1 ; per le sostanze naturali solide radioattive detto limite è portato a 0,01 (...) Ci g-1 ;  c ) l ' impiego di strumenti di navigazione e di apparecchi di orologeria che contengono vernici radioluminescenti ma non la loro fabbricazione o riparazione , salvo il caso contemplato alla lettera a ) precedente ;  d ) l ' impiego di apparecchi che emettono radiazioni ionizzanti e contengono sostanze radioattive in quantità superiori ai valori previsti alla lettera a ) , a condizione che :  1 . siano di tipo riconosciuto dalle autorità competenti ,  2 . presentino vantaggi che , rispetto al rischio potenziale e a giudizio delle autorità competenti , ne giustificano l ' impiego ,  3 . siano costruiti sotto forma di sorgenti sigillate che garantiscano una protezione efficace contro qualsiasi contatto con le sostanze radioattive e contro qualsiasi perdita di queste ultime , e  4 . non comportino , in nessun punto situato a 0,1 m dalla superficie accessibile dell ' apparecchio e in condizioni di funzionamento normale , un ' intensità di dose superiore a 0,1 mrem h-1 ;  e ) l ' impiego di apparecchi diversi dagli apparecchi riceventi televisivi che emettono radiazioni ionizzanti , ma non contengono sostanze radioattive , a condizione che :  1 . siano di tipo riconosciuto dalle autorità competenti ,  2 . presentino vantaggi che , rispetto al rischio potenziale e a giudizio delle autorità competenti , ne giustificano l ' impiego , e  3 . non comportino , in nessun punto situato a 0,1 m dalla superficie accessibile dell ' apparecchio ed in condizioni di funzionamento normale , un ' intensità di dose superiore a 0,1 mrem h-1 ;  f ) l ' impiego di apparecchi riceventi televisivi che , in nessun punto situato a 0,05 m dalla superficie accessibile dell ' apparecchio , comportino un ' intensità di dose superiore a 0,5 mrem h-1 .  Articolo 5  Oltre ai casi di divieto previsti dalla legislazione nazionale e indipendentemente dall ' entità del rischio , un regime di autorizzazione preventiva dev ' essere applicato per :  a ) la somministrazione di sostanze radioattive alle persone a fini diagnostici , di terapia o di ricerca ;  b ) l ' impiego di sostanze radioattive nei giocattoli e l ' importazione di giocattoli contenenti sostanze radioattive ;  c ) l ' aggiunta di sostanze radioattive nella produzione e la fabbricazione di derrate alimentari , medicinali , prodotti cosmetici e prodotti per uso domestico [ eccettuati gli strumenti e gli apparecchi di cui all ' articolo 4 , lettera c ) ] , nonchù l ' importazione a scopo commerciale di tali derrate , medicinali e prodotti , qualora essi contengano sostanze radioattive .  TITOLO III  LIMITAZIONE DELLE DOSI PER IRRADIAZIONI CONTROLLABILI  Articolo 6  1 . L ' irradiazione delle persone ed il numero di persone esposte alle radiazioni ionizzanti devono essere ridotti per quanto ragionevolmente ottenibile ; in ogni caso le dosi ricevute non devono superare le dosi massime ammissibili per i lavoratori esposti e le dosi limite per le persone del pubblico , per gli apprendisti e per gli studenti , fissate nel presente titolo .  2 . Nei limiti del possibile , in caso d ' irradiazione totale , la somma delle dosi risultante dall ' irradiazione esterna e interna verrà calcolata in modo appropriato .  3 . Il lavoratore che non abbia compiuto il 18° anno di età non può esercitare un ' attività che ne farebbe un lavoratore esposto .  4 . Non sono ammesse ai lavori che comportano un rischio di irradiazione elevata le donne incinte o in periodo di allattamento ; ove necessario , sarà assicurata una sorveglianza speciale della contaminazione radioattiva del corpo .  CAPITOLO I  DOSI MASSIME AMMISSIBILI PER I LAVORATORI ESPOSTI  Articolo 7  Dose globale  1 . Fatte salve le deroghe previste al paragrafo 2 del presente articolo , la dose globale massima ammissibile per i lavoratori esposti è fissata in 5 rem/anno .  2 . In certi casi , ove ricorrano motivi validi , si può derogare al disposto del paragrafo 1 , con riserva che non venga superata la dose accumulata massima ammissibile a una determinata età , stabilita con la seguente formula :  D = 5 ( N - 18 )  D = dose accumulata espressa in rem  N = età espressa in anni  e che la dose trimestrale non superi il valore fissato al paragrafo 4 .  3 . Quando non si conosce con certezza la dose precedentemente accumulata per un certo numero di anni di lavoro che abbia esposto alle radiazioni ionizzanti , si ammette che per ciascuno di detti anni la dose sia pari alla dose globale massima ammissibile , fissata al paragrafo 1 .  4 . La dose globale massima ammissibile nel corso di un trimestre è fissata in 3 rem . Soltanto in casi eccezionali può essere ammessa la somministrazione di tale dose di 3 rem in una sola volta . Per le donne in età di procreare la dose all ' addome non deve eccedere 1,3 rem nel corso di un trimestre .  5 . In caso di dichiarazione di gravidanza , devono essere prese disposizioni affinchù l ' irradiazione della donna sul luogo di lavoro sia tale che la dose al feto , accumulata durante il periodo di tempo che intercorre tra la dichiarazione della gravidanza ed il momento del parto , sia ridotta per quanto ragionevolmente ottenibile e comunque non superi 1 rem .  Articolo 8  Dosi parziali  Nel caso d ' irradiazione parziale dell ' organismo , le dosi massime ammissibili sono le seguenti :  a ) per le irradiazioni del midollo osseo o delle gonadi : 5 rem in un anno e 3 rem nel corso di un trimestre . Si applicano , per analogia , i paragrafi 2 e 3 dell ' articolo 7 ;  b ) per le irradiazioni esterne delle estremità ( mani , avambraccia , piedi , caviglie ) : 75 rem in un anno e 40 rem nel corso di un trimestre ;  c ) per le irradiazioni della tiroide , della pelle o del tessuto osseo , ad esclusione delle estremità designate alla lettera b ) : 30 rem in un anno e 15 rem nel corso di un trimestre ;  d ) per le irradiazioni degli organi o tessuti diversi dalle estremità , dalla tiroide , dalla pelle , dal tessuto osseo , dal midollo osseo e dalle gonadi : 15 rem in un anno e 8 rem nel corso di un trimestre .  CAPITOLO II  LIMITAZIONE DELLE DOSI PER GLI APPRENDISTI E PER GLI STUDENTI  Articolo 9  1 . Per gli apprendisti e gli studenti di età non inferiore ai 18 anni che si avviano ad una professione nel corso della quale saranno esposti alle radiazioni ionizzanti , o i cui studi implicano necessariamente l ' impiego di sorgenti di radiazioni ionizzanti , le dosi limite sono uguali alle dosi massime ammissibili , fissate agli articoli 7 , eccettuato il paragrafo 2 , e 8 per i lavoratori esposti .  2 . Per gli apprendisti e gli studenti di età compresa tra i 16 e 18 anni che si avviano ad una professione nel corso della quale saranno esposti alle radiazioni ionizzanti , o i cui studi implicano necessariamente l ' impiego di sorgenti le dosi limite sono pari ai 3/10 delle dosi annuali massime ammissibili , fissate agli articoli 7 e 8 per lavoratori esposti .  3 . Per gli apprendisti e gli studenti di età non inferiore ai 16 anni , ai quali non si applicano le disposizioni di cui ai paragrafi 1 o 2 , e per gli apprendisti e studenti di età inferiore ai 16 anni , le dosi limite sono uguali alle dosi limite per le persone del pubblico , fissate all ' articolo 11 . Inoltre il contributo alle dosi annuali che essi sono suscettibili di ricevere in relazione alla loro formazione non può superare 1/10 delle dosi limite fissate all ' articolo 11 e ogni singola irradiazione non deve superare 1/100 di tali dosi limite .  CAPITOLO III  IRRADIAZIONI ECCEZIONALI CONCORDATE  Articolo 10  1 . Possono essere sottoposti ad un ' irradiazione eccezionale concordata soltanto i lavoratori di categoria A , di cui all ' articolo 19 . Qualsiasi irradiazione eccezionale concordata è soggetta ad autorizzazione appropriata .  2 . Le dosi ricevute o impegnate per irradiazione eccezionale concordata non debbono superare il doppio delle dosi annuali massime ammissibili , fissate agli articoli 7 e 8 , in occasione di un singolo evento e il quintuplo di tali dosi nel corso della vita .  3 . Le irradiazioni eccezionali concordate non debbono essere consentite :  a ) se , in caso di irradiazione globale , di irradiazione del midollo osseo o delle gonadi , il valore ottenuto addizionando la dose prevista per l ' irradiazione eccezionale concordata e la dose precedentemente accumulata , supera il limite stabilito dalla formula di cui all ' articolo 7 , paragrafo 2 ;  b ) se , nei dodici mesi precedenti , il lavoratore ha subito una irradiazione singola superiore alle dosi trimestrali massime ammissibili , fissate agli articoli 7 e 8 ;  c ) se in precedenza il lavoratore ha subito delle irradiazioni accidentali o di emergenza , la cui somma supera il quintuplo delle dosi annuali massime ammissibili , fissate agli articoli 7 e 8 ;  d ) se il lavoratore è una donna in età di procreare .  4 . Le dosi risultanti dall ' irradiazione eccezionale concordata vanno addizionate alle dosi ricevute precedentemente . Le irradiazioni ulteriori saranno limitate in modo tale da far sì che :  a ) in caso d ' irradiazione globale , d ' irradiazione del midollo osseo o delle gonadi , la dose ricevuta o impegnata in ciascun trimestre successivo sia inferiore alla metà del limite trimestrale fissato agli articoli 7 e 8 , fino a quando l ' intensità media della dose nel periodo che inizia immediatamente prima delle irradiazioni eccezionali concordate e termina al momento in cui si prevede la revoca di queste restrizioni , risulti di nuovo inferiore all ' intensità di dose corrispondente alla dose trimestrale massima ammissibile ;  b ) nel caso di irradiazione di una parte del corpo o di uno o più organi , diversa da quella del midollo osseo o delle gonadi , la dose ricevuta o impegnata in ciascun anno sia inferiore alla metà del limite annuale fissato all ' articolo 8 , fino a quando l ' intensità media della dose nel periodo che inizia immediatamente prima delle irradiazioni eccezionali concordate e termina al momento in cui si prevede la revoca di queste restrizioni , risulti di nuovo inferiore all ' intensità di dose corrispondente alla dose annuale massima ammissibile .  5 . Il superamento delle dosi massime ammissibili , in seguito ad un ' irradiazione eccezionale concordata , non costituisce di per se stesso una ragione per escludere il lavoratore dalle sue occupazioni abituali .  6 . Ogni irradiazione eccezionale concordata dev ' essere registrata nella cartella sanitaria del lavoratore , di cui all ' articolo 31 , nella quale saranno riportati anche il valore stimato della dose e quello delle attività incorporate nell ' organismo .  7 . Ogni lavoratore esposto ad un ' irradiazione eccezionale concordata deve ricevere un ' informazione appropriata sui rischi e sulle precauzioni da prendere nel corso delle operazioni in questione .  CAPITOLO IV  DOSI LIMITE PER LA POPOLAZIONE  Articolo 11  Dosi limite per le persone del pubblico  Fatte salve le disposizioni fissate all ' articolo 12 , le dosi limite per le persone del pubblico sono :  a ) il limite di dose globale è fissato in 0,5 rem/anno ;  b ) i limiti di dose parziale sono fissati come segue :  1 . per il midollo osseo o le gonadi : 0,5 rem/anno ;  2 . per le irradiazioni esterne delle estremità ( mani , avambraccia , piedi , caviglie ) : 7,5 rem/anno ;  3 . per le irradiazioni della pelle o del tessuto osseo , ad esclusione delle estremità indicate al punto 2 : 3 rem/anno ;  4 . per le irradiazioni della tiroide delle persone di età non inferiore a 16 anni : 3 rem/anno ;  per le irradiazioni della tiroide delle persone di età inferiore a 16 anni : 1,5 rem/anno ;  5 . per le irradiazioni degli altri organi o tessuti : 1,5 rem/anno .  Articolo 12  Dose per la popolazione nel suo insieme  Ogni Stato membro vigila affinchù :  a ) i contributi alla dose per la popolazione nel suo insieme siano mantenuti entro in valore minimo giustificato dalle operazioni che danno luogo a detti contributi ;  b ) il totale di tutti i suddetti contributi sia tenuto sotto controllo ;  c ) tenuto presente che una buona pianificazione e attuazione della radioprotezione consente di mantenere le irradiazioni a un livello molto basso , la dose genetica totale che risulta da tutte le sorgenti , ad esclusione dei contributi dovuti al fondo naturale di radiazioni ed agli esami e trattamenti medici , non superi i 5 rem per ciascuna generazione , la cui durata è fissata in 30 anni ;  d ) il totale dei contributi alla dose genetica sia oggetto di una stima ;  e ) i contributi alla dose genetica , dovuti a esami e trattamenti medici , siano mantenuti al livello minimo compatibile con le esigenze della medicina .  TITOLO IV  LIMITI OPERATIVI DERIVATI  Articolo 13  1 . Per i fattori di qualità e per le intensità di fluenza , i valori da utilizzare per valutare la dose sono fissati , per i diversi tipi di radiazioni , nell ' allegato II .  2 . I valori delle incorporazioni e delle concentrazioni di radionuclidi nell ' aria da utilizzare per garantire l ' osservanza delle condizioni di cui agli articoli 7 , 8 , 9 , 10 , 11 e 12 sono fissati nell ' allegato III .  a ) La tabella del punto 1 dell ' allegato III fissa :  - i limiti delle incorporazioni annuali per inalazione di radionuclidi per i lavoratori esposti ;  - i limiti derivati di concentrazione di radionuclidi nell ' aria inalata per i lavoratori esposti  Tali valori vanno considerati come medie relative ad un periodo di un anno ; tuttavia la concentrazione media nel corso di un trimestre può essere pari al doppio del valore limite ;  - i limiti delle incorporazioni annuali per inalazione e per ingestione di radionuclidi per le persone del pubblico .  b ) Ogniqualvolta ricorra una contaminazione dovuta ad una miscela di nuclidi radioattivi , occorre avvalersi , a seconda dei casi , dei valori fissati o del metodo indicato al punto 2 dell ' allegato III .  3 . I limiti delle incorporazioni annuali relative agli apprendisti e studenti ed all ' intera popolazione si desumono dalle limitazioni di dose fissate rispettivamente agli articoli 9 e 12 .  TITOLO V  IRRADIAZIONI ACCIDENTALI E IRRADIAZIONI D ' EMERGENZA  Articolo 14  Nei limiti del possibile , le dosi ricevute o impegnate nel corso di irradiazioni accidentali o d ' emergenza debbono essere registrate separatamente nella scheda dosimetrica e nella cartella sanitaria del lavoratore , previste agli articoli 26 e 31 .  TITOLO VI  PRINCIPI FONDAMENTALI DELLA SORVEGLIANZA SANITARIA DEI LAVORATORI ESPOSTI  Articolo 15  La sorveglianza sanitaria di radioprotezione dei lavoratori esposti è basata sui seguenti principi :  a ) classificazione dei luoghi di lavoro in diverse zone ;  b ) classificazione dei lavoratori in diverse categorie ;  c ) attuazione delle disposizioni e delle misure di sorveglianza in ordine alle varie zone e in funzione delle varie categorie di lavoratori .  Tali principi di sorveglianza si applicano anche nei confronti degli apprendisti e degli studenti contemplati all ' articolo 9 , paragrafo 1 e 2 .  CAPITOLO I  MISURE DI PREVENZIONE DELL ' IRRADIAZIONE  Sezione 1  Classificazione e delimitazione delle zone  Articolo 16  Ai fini della radioprotezione , ogni Stato membro adotta provvedimenti nei confronti di qualsiasi luogo di lavoro in cui sussiste un rischio di esposizione alle radiazioni ionizzanti .  Nelle zone di lavoro dove l ' irradiazione non è suscettibile di superare 1/10 delle dosi annuali massime ammissibili , fissate per i lavoratori esposti , non è necessario prevedere disposizioni particolari per la radioprotezione .  Nelle zone di lavoro dove l ' irradiazione è suscettibile di superare 1/10 delle dosi annuali massime ammissibili , fissate per i lavoratori esposti , le disposizioni devono essere adattate al tipo dell ' installazione e delle ogni sorgenti , nonchù all ' entità e alla natura dei rischi . L ' entità dei mezzi di prevenzione e di sorveglianza , nonchù la natura e la qualità degli stessi , debbono essere commisurati ai rischi ai rischi inerenti ai lavori che espongono alle radiazioni ionizzanti .  Deve essere fatta distinzione tra :  a ) zona controllata ,  b ) zona sorvegliata .  a ) Ogni zona in cui possono essere superati i 3/10 delle dosi annuali massime ammissibili , fissate per i lavoratori esposti , deve costituire una zona controllata o essere inclusa nella stessa .  Nell ' allegato , a titolo indicativo , un elenco degli stabilimenti e delle installazioni in cui la presenza di macchine radiogene o di sorgenti che possono dar luogo ad una irradiazione , giustifica in linea di massima la delimitazione di una o più zone controllate .  b ) È considerata zona sorvegliata qualsiasi zona nella quale può essere superato 1/10 delle dosi annuali massime ammissibili fissate per i lavoratori esposti , e che non sia considerata zona controllata .  Articolo 17  Le zone controllate debbono essere delimitate .  Tenuto conto della natura e dell ' entità dei rischi di radiazioni , occorre :  a ) organizzare una sorveglianza ambientale di radioprotezione nelle zone controllate e sorvegliate e , in particolare , procedere secondo il caso a misurazioni delle attività , delle dosi e dell ' intensità delle dosi , registrandone i risultati ;  b ) prevedere istruzioni di lavoro adeguate al rischio di radiazioni nelle zone controllate e sorvegliate ;  c ) apporre i segnali di rischio inerente alle sorgenti nelle zone controllate ;  d ) indicare mediante segnali le sorgenti nelle zone controllate e sorvegliate .  Tali compiti sono affidati ad esperti qualificati .  Articolo 18  Per qualsiasi zona controllata , occorre almeno regolamentare l ' accesso mediante segnaletica appropriata .  Sezione 2  Classificazione dei lavoratori esposti  Articolo 19  Ai fini del controllo e della sorveglianza , i lavoratori esposti vanno suddivisi in due categorie :  - categoria A : quelli suscettibili di ricevere una dose superiore ai 3/10 delle dosi annuali massime ammissibili ;  - categoria B : quelli che non sono suscettibili di ricevere tale dose .  Articolo 20  I lavoratori esposti devono essere informati dei rischi che il lavoro comporta per la loro salute , delle precauzioni da prendere e dell ' importanza di attenersi alle prescrizioni tecniche e mediche .  Gli apprendisti e gli studenti contemplati all ' articolo 9 , paragrafi 1 e 2 , debbono anch ' essi ricevere una formazione adeguata nel campo della radioprotezione e tutte le opportune informazioni in ordine ai rischi che il loro lavoro comporta .  Sezione 3  Esame e verifica dei dispositivi di protezione e degli strumenti di misurazione  Articolo 21  L ' esame e la verifica dei dispositivi di protezione e degli strumenti di misurazione debbono essere affidati ad esperti qualificati .  Gli esami e le verifiche comprendono :  a ) l ' esame critico preventivo dei progetti di installazioni sotto il profilo della radioprotezione ,  b ) il collaudo delle nuove installazioni sotto il profilo della radioprotezione ,  c ) la verifica periodica dell ' efficacia dei dispositivi e delle tecniche di protezione ,  d ) la verifica periodica delle buone condizioni di funzionamento degli strumenti di misurazione e del corretto impiego degli stessi .  CAPITOLO II  VALUTAZIONE DELL ' IRRADIAZIONE  Articolo 22  Il tipo e la frequenza delle valutazioni dell ' irradiazione devono essere fissate in modo tale da garantire in ogni caso l ' osservanza della presente direttiva .  Sezione 1  Sorveglianza collettiva dell ' irradiazione  Articolo 23Tenuto conto degli effetti dannosi delle radiazioni è necessario procedere alla misurazione ,  a ) delle intensità di dose o delle intensità di fluenza con indicazione della natura e della qualità delle radiazioni di cui trattasi ;  b ) della concentrazione atmosferica e della densità superficiale delle sostanze radioattive contaminanti , indicando la natura e lo stato fisico e chimico di queste ultime .  Nei casi appropriati , i risultati di tali misurazioni servono a stimare le dosi individuali .  Sezione 2  Sorveglianza individuale dell ' irradiazione  Articolo 24  La valutazione delle dosi individuali dev ' essere sistematica per i lavoratori della categoria A . Essa è basata sulle misurazioni individuali o , qualora queste ultime risultino impossibili o insufficienti , su una stima effettuata sia a partire da misurazioni individuali compiute su altri lavoratori esposti , sia sulla scorta dei risultati della sorveglianza collettiva prevista all ' articolo 23 .  Sezione 3  Valutazione delle irradiazioni accidentali o d ' emergenza  Articolo 25  Nel caso di irradiazioni accidentali o d ' emergenza occorre la stima delle dosi assorbite , che si tratti sia di irradiazioni globali , sia di irradiazioni parziali .  Sezione 4  Registrazione dei risultati  Articolo 26  Sono conservati in archivio per un periodo di almeno 30 anni :  a ) i risultati delle misurazioni della sorveglianza collettiva , che siano serviti per la stima delle dosi individuali ;  b ) la scheda dosimetrica contenente i documenti relativi alla valutazione della dose individuale ;  c ) in caso d ' irradiazione accidentale o d ' emergenza , i rapporti relativi alle circostanze ed ai provvedimenti di intervento .  Per i documenti di cui alle lettere b ) e c ) il periodo di 30 anni decorre dalle cessazione del lavoro comportante un ' esposizione alle radiazioni ionizzanti .  CAPITOLO III  SORVEGLIANZA MEDICA DEI LAVORATORI ESPOSTI  Articolo 27  La sorveglianza medica di radioprotezione dei lavoratori esposti è basata sui principi che disciplinano normalmente la medicina del lavoro . Essa comprende , a seconda dei casi , visite di assunzione e visite mediche periodiche . La frequenza e la natura di queste ultime sono determinate dalle condizioni di salute del lavoratore , dalle condizioni di lavoro e dagli eventuali incidenti che ne possono derivare .  Articolo 28  Nessun lavoratore può essere assegnato ad un posto di lavoro , qualunque ne sia la durata , che lo esponga al rischio di radiazioni ionizzanti , qualora le conclusioni mediche vi si oppongano .  Sezione 1  Sorveglianza medica dei lavoratori della categoria A  Articolo 29  La sorveglianza medica dei lavoratori della categoria A è affidata a medici autorizzati .  Essa comporta  a ) una visita medica di assunzione  La visita ha lo scopo di accertare l ' idoneità del lavoratore ad occupare il posto di lavoro al quale è inizialmente destinato . Essa comprende un ' anamnessi completa da cui risultino tutte le esposizioni precedenti e conosciute a radiazioni ionizzanti , dovute sia alle mansioni esercitate , sia ad esami e trattamenti medici ; comprende altresì un esame clinico generale e tutti gli altri esami necessari per valutare lo stato generale di salute del lavoratore .  b ) una sorveglianza medica generale  Il medico autorizzato deve poter accedere a qualunque informazione egli ritenga necessaria per valutare lo stato di salute dei lavoratori sorveglianti e le condizioni ambientali del posto di lavoro che possano incidere sotto il profilo medico sull ' idoneità dei lavoratori ad assolvere le mansioni loro assegnate .  c ) visite mediche periodiche  La salute dei lavoratori dev ' essere seguita con visite periodiche per verificare se i lavoratori continuano ad essere idonei ad esercitare le proprie mansioni . La natura di tali visite dipende dal tipo e dell ' entità dell ' esposizione alle radiazioni ionizzanti e dallo stato di salute del lavoratore . Per ogni lavoratore , lo stato di salute dev ' essere accertato quanto meno una volta l ' anno e con maggior frequenza ogniqualvolta lo richiedano di esposizione o la salute del lavoratore .  Il medico autorizzato può far presente la necessità di protrarre la sorveglianza medica dopo la cessazione del lavoro , per la durata che egli ritiene necessaria al fine di salvaguardare la salute dell ' interessato .  Articolo 30  Per quanto riguarda l ' idoneità dei lavoratori della categoria A , la classificazione medica è la seguente :  - idoneo ;  - idoneo , a certe condizioni ;  - non idoneo .  Articolo 31  1 . Per ciascun lavoratore della categoria A viene costituita una cartella sanitaria , tenuta aggiornata per tutto il periodo di appartenenza del lavoratore a tale categoria . In seguito , la cartella sarà conservata in archivio per un periodo di almeno 30 anni .  2 . La cartella sanitaria contiene le informazioni relative ai posti di lavoro cui il lavoratore è stato assegnato , i risultati della visita medica d ' assunzione e di quelle periodiche , la registrazione delle dosi ricevute dal lavoratore che consenta di accertare l ' osservanza delle dosi massime ammissibili fissate agli articoli 7 , 8 e 10 , nonchù la registrazione delle dosi rivecute durante l ' esposizione a radiazioni accidentali e d ' emergenza .  Sezione 2  Sorveglianza eccezionale dei lavoratori esposti  Articolo 32  In tutti i casi in cui si superano le dosi massime ammissibili , fissate agli articoli 7 e 8 , deve essere esercitata una sorveglianza eccezionale . Le successive condizioni di esposizione devono essere soggette all ' assenso del medico autorizzato .  Articolo 23  Le visite mediche periodiche previste all ' articolo 29 saranno integrate dagli esami e dagli interventi di decontaminazione e di terapia d ' urgenza che il medico autorizzato ritiene necessari .  Sezione 3  Ricorso  Articolo 34  Ogni Stato membro stabilisce le modalità di ricorso contro le conclusioni e le decisioni adottate a norma degli articoli 28 e 32 .  CAPITOLO IV  Articolo 35  1 . Ogni Stato membro adotta i provvedimenti volti a garantire in modo efficace la sorveglianza della salute dei lavoratori esposti . Esso stabilisce le norme relative alla classificazione dei luoghi di lavoro e dei lavoratori , all ' attuazione delle disposizioni intese a prevenire l '  irradiazione , nonchù alle inerenti misure di sorveglianza .  Esso istituisce inoltre uno o più sistemi di ispezione al fine di vigilare sugli esami e sui controlli previsti dalla presente direttiva e di promuovere le misure di sorveglianza e di intervento in tutti i casi in cui si rivelino  necessarie .  2 . Ogni Stato membro adotta le disposizioni necessarie per riconoscere la qualifica degli esperti responsabili dell ' esame e delle verifiche dei vari dispositivi di protezione e degli strumenti di misurazione , nonchù per riconoscere i medici incaricati della sorveglianza medica dei lavoratori della categoria A . A tal fine ogni Stato membro provvede alla formazione di tali specialisti .  3 . Ogni Stato membro è tenuto a vigilare affinchù i mezzi necessari alla buona esecuzione della sorveglianza sanitaria e medica siano messi a disposizione dei servizi responsabili . La creazione di un servizio specializzato di radioprotezione è necessaria ogniqualvolta si tratti di impianti comportanti un notevole rischio d ' irradiazione o di contaminazione . Detto servizio può essere comune a più installazioni , ma dev ' essere distinto dalle unità di produzione e di funzionamento .  4 . Ogni Stato membro faciliterà l ' accesso , all ' interno della Comunità , secondo modalità appropriate , alle informazioni utili riguardanti le mansioni di ogni lavoratore esposto e le irradiazioni ricevute .  5 . Ogni Stato membro elaborerà , ad uso dei medici incaricati della sorveglianza dei lavoratori esposti , un elenco indicativo dei criteri che vanno presi in considerazione per valutare l ' idoneità all ' esposizione a radiazioni ionizzanti .  TITOLO VII  PRINCIPI FONDAMENTALI DELLA SORVEGLIANZA DELLA SALUTE DELLA POPOLAZIONE  Articolo 36  La sorveglianza della salute della popolazione si basa , in particolare , sulla valutazione delle dosi ricevute dai gruppi critici della popolazione e dalla popolazione nel suo insieme , sia in circostanze normali che in caso d ' incidente .  Articolo 37  La sorveglianza è l ' insieme delle disposizioni e degli accertamenti atti ad individuare e ad eliminare i fattori che , nella produzione e nell ' utilizzazione delle radiazioni ionizzanti o nel corso di un ' operazione qualsiasi che esponga ai loro effetti , possono creare per la popolazione un rischio d ' irradiazione ingiustificato . L ' ampiezza dei mezzi posti in atto dipende dalla gravità dei rischi d ' irradiazione , in caso di incidente , e dalla situazione demografica .  La sorveglianza si esercita ;  a ) sui gruppi critici della popolazione , in particolare in tutti i luoghi in cui tali gruppi possono esistere ;  b ) sull ' insieme del territorio in cui la dose limite è quella fissata per la popolazione nel suo insieme .  Articolo 38  La sorveglianza deve comprendere l ' esame e la verifica delle disposizioni di protezione , nonchù le stime dosimetriche da effettuarsi per la protezione della popolazione .  a ) L ' esame e la verifica delle disposizioni di protezione comportano tra l ' altro :  1 . l ' esame e l ' approvazione dei progetti di installazioni che comportano un rischio d ' irradiazione e dei progetti d ' insediamento di dette installazioni nel territorio ;  2 . il collaudo delle nuove installazioni dal punto di vista della protezione contro qualsiasi irradiazione o contaminazione che possa uscire dal perimetro dello stabilimento , tenendo conto delle condizioni demografiche , meteorologiche , geologiche , idrologiche ed ecologiche ;  3 . la verifica dell ' efficacia dei dispositivi tecnici di protezione ;  4 . il collaudo , dal punto di vista della sorveglianza del rischio da radiazioni , delle apparecchiature di misurazione dell ' irradiazione e della contaminazione ;  5 . la verifica del buon funzionamento degli strumenti di misurazione e del corretto impiego degli stessi ;  6 . L ' elaborazione e l ' approvazione di piani di emergenza ogniqualvolta ciò si riveli necessario ;  7 . l ' elaborazione e l ' applicazione di formule di smaltimento dei residui e le disposizioni da adottare in materia di misurazioni .  I compiti di cui ai punti da 1 a 7 saranno svolti conformemente a modalità determinate dalle autorità competenti a seconda del livello di rischio d ' irradiazione .  b ) Le stime delle dosi da effettuarsi per la protezione della popolazione , comportano tra l ' altro , tenuto conto degli effetti dannosi delle radiazioni :  1 . la valutazione delle irradiazioni esterne , con l ' indicazione , a seconda dei casi , della qualità delle radiazioni in causa ;  2 . la valutazione delle contaminazioni radioattive , con indicazione della natura e dello stato fisico e chimico delle sostanze radioattive contaminanti , nonchù la determinazione dell ' attività delle sostanze radioattive e della loro concentrazione ;  3 . la valutazione delle dosi che i gruppi critici della popolazione sono suscettibili di ricevere in circostanze normali o eccezionali , e la specificazione delle caratteristiche di tali gruppi ;  4 . la valutazione della dose genetica e della dose annuale geneticamente significativa , effettuata tenendo conto delle caratteristiche demografiche . Per quanto possibile , si dovranno sommare tutte le irradiazioni imputabili alle varie sorgenti d ' irradiazione .  c ) La frequenza di esecuzione di tali valutazioni è fissata in modo da garantire in ogni caso l ' osservanza della presente direttiva .  d ) Le registrazioni relative alle misurazioni dell ' irradiazione esterna o della contaminazione radioattiva , nonchù i risultati della valutazione delle dosi ricevute dalla popolazione , debbono essere conservati in archivio .  Articolo 39  1 . Ciascuno Stato membro istituisce un sistema di ispezion per esercitare la vigilanza sulla protezione sanitaria della popolazione e per garantire l ' osservanza delle dosi limite fissate agli articolo 11 e 12 .  2 . Ciascuno Stato membro promuovere gli opportuni provvedimenti di vigilanza e di intervento ogniqualvolta essi si rivelino necessari .  3 . Ciascuno Stato membro adotta provvedimenti atti a garantire e a coordinare in modo efficace la protezione sanitaria della popolazione ; stabilisce la frequenza delle valutazioni e prende ogni provvedimento necessario per l ' identificazione dei gruppi critici della popolazione , tenuto conto delle effettive vie di propagazione della radioattività . Se del caso , tali provvedimenti possono essere adottati da uno Stato membro insieme con altri Stati membri .  4 . Ciascuno Stato membro , per l ' eventualità che abbiano a verificarsi incidenti :  a ) stabilisce i livelli d ' intervento , i provvedimenti da adottare da parte delle competenti autorità , nonchù le modalità di protezione nei confronti dei gruppi di popolazione suscettibili di ricevere un ' irradiazione superiore ai limiti fissati agli articoli 11 e 12 ;  b ) stabilisce e mette in opera le risorse - in personale e mezzi - necessarie per intervenire ai fini di salvaguardare e preservare la salute della popolazione . Se del caso , detti provvedimenti possono essere adottati da uno Stato membro insieme ad altri Stati membri .  5 . Qualsiasi incidente che provochi un ' irradiazione della popolazione deve essere notificato senza indugio , quando le circostanze lo esigono , agli Stati membri limitrofi e alla Commissione .  Articolo 40  1 . Gli Stati membri adottano i provvedimenti necessari per conformarsi alla presente direttiva entro due anni dalla data della sua notificazione .  2 . Gli Stati membri comunicano alla Commissione le disposizioni adottate in attuazione della presente direttiva .  Articolo 41  Gli Stati membri sono destinatari della presente direttiva .  Fatto a Bruxelles , addì 1° giugno 1976 .  Per il Consiglio  Il Presidente  G . THORN  ALLEGATO I : vedi G.U .  Elenco alfabetico degli elementi  Simbolo * Numero atomico * Nome * Simbolo * Numero atomico * Nome *  Ac * 89 * Attinio * N * 7 * Azoto  Ag * 47 * Argento * Na * 11 * Sodio *  Al * 13 * Alluminio * Nb * 41 * Niobio *  Am * 95 * Americio * Nd * 60 * Neodimio *  Ar * 18 * Argo * Ne * 10 * Neon *  As * 33 * Arsenico * Ni * 28 * Nichel *  At * 85 * Astato * No * 102 * Nobelio *  Au * 79 * Oro * Np * 93 * Nettunio *  B * 5 * Boro * * * *  Ba * 56 * Bario * O * 8 * Ossigeno *  Be * 4 * Berillio * Os * 76 * Osmio *  Bi * 83 * Bismuto * * * *  Bk * 97 * Berkelio * P * 15 * Fosforo *  Br * 35 * Bromo * Pa * 91 * Protattinio *   * * * Pb * 82 * Piombo *  C * 6 * Carbonio * Pd * 46 * Palladio *  Ca * 20 * Calcio * Pm * 61 * Prometico *  Cd * 48 * Cadmio * Po * 84 * Polonio *  Ce * 58 * Cerio * Pr * 59 * Praseodimio *  Cf * 98 * Californio *  Pt * 78 * Platino *  Cl * 17 * Cloro * Pu * 94 * Plutonio *  Cm * 96 * Curio * * * *  Co * 27 * Cobalto * Ra * 88 * Radio *  Cr * 24 * Cromo * Rb * 37 * Rubidio *  Cs * 55 * Cesio * Re * 75 * Renio *  Cu * 29 * Rame * Rh * 45 * Rodio *   * * * Rn * 86 * Radon *  Dy * 66 * Disprosio * Ru * 44 * Rutenio *  Er * 68 * Erbio * * * *  Es * 99 * Einsteinio * S * 16 * Zolfo *  Eu * 63 * Europio * Sb * 51 * Antimonio *   * * * Sc * 21 * Scandio *  F * 9 * Fluoro * Se * 34 * Selenio *  Fe * 26 * Ferro * Si * 14 * Silicio *  Fm * 100 * Fermio * Sm * 62 * Samario *  Fr * 87 * Francio * Sn * 50 * Stagno *   * * * Sr * 38 * Stronzio *  Ga * 31 * Gallio * * * *  Gd * 64 * Gadolinio * * * *  Ge * 32 * Germanio * Ta * 73 * Tantalio *   * * * Tb * 65 * Terbio *  H * 1 * Idrogeno * Tc * 43 * Tecnezio *  He * 2 * Elio * Te * 52 * Tellurio *  Hf * 72 * Afnio * Th * 90 * Torio *  Hg * 80 * Mercurio * Ti * 22 * Titanio *  Ho * 67 * Olmio * Tl * 81 * Tallio *   * * * Tm * 69 * Tulio *  I * 53 * Iodio * * * *  In * 49 * Indio * U * 92 * Uranio *  Ir * 77 * Iridio * * * *   * * * V * 23 * Vanadio *  K * 19 * Potassio * * * *  Kr * 36 * Cripto * W * 74 * Volframio *  La * 57 * Lantanio * Xe * 54 * Xeno *  Li * 3 * Litio * * * *  Lu * 71 * Lutezio * * * *   * * * Y * 39 * Ittrio *  Md * 101 * Mendelevio * Yb * 70 * Itterbio *  Mg * 12 * Magnesio * * * *  Mn * 25 * Manganese * Zn * 30 * Zinco *  Mo * 42 * Molibdeno * Zr * 40 * Zirconio *  ALLEGATO II  A . Rapporto tra il fattore di qualità Q e il trasferimento lineare d ' energia L*  L* nell ' acqua ( ke V/*m ) * Q ( * ) *  3,5 o meno * 1 *  7 * 2 *  23 * 5 *  53 * 10 *  175 o più * 20 *  ( * ) I valori intermedi saranno ottenuti utilizzando la curva della figura 1 .  B . Valori del fattore efficace di qualità *  I valori del fattore efficace * dipendono dalle condizioni di irradiazione nonchù dal tipo della radiazione incidente e della sua energia . In caso di irradiazione esterna uniforme del corpo intero si utilizzeranno i valori riportati nella seguente tabella . Gli stessi valori saranno in linea generale applicabili per le altre condizioni di irradiazione .  Qualora occorrano altri valori , essi dovrann essere calcolati a partire dai valori di Q indicati al punto A e utilizzando le curve della figura 2 .  Radiazioni * * *  Radiazioni X , Y , B , elettroni e positroni * 1 *  Neutroni di energia sconosciuta * 10 *  C . Fattore di conversione ( dell ' intensità di fluenza dei neutroni ( cm-2s-1 ) in intensità di equivalente di dose 1 mrem h-1 ) e fattore di qualità efficace * la funzione dell ' energia dei neutroni ( * )  Energia dei neutroni * Fattore di conversione ( cm-2s-1 ) per ( mrem h-1 ) ( * ) ( ** ) * Fattore di qualità efficace * ( ** ) ( *** ) *  2,5 × 10-8 ( neutroni termici ) * 260 * 2,3 *  1 × 10-7 * 240 * 2 *  1 × 10-6 * 220 * 2 *  1 × 10-5 * 230 * 2 *  1 × 10-4 * 240 * 2 *  1 × 10-3 * 270 * 2 *  1 × 10-2 * 280 * 2 *  2 × 10-2 * 170 * 3,3 *  5 × 10-2 * 85 * 5,7 *  1 × 10-1 * 48 * 7,4 *  5 × 10-1 * 14 * 11 *  1 * 8,5 * 10,6 *  2 * 7,0 * 9,3 *  5 * 6,8 * 7,8 *  10 * 6,8 * 6,8 *  20 * 6,5 * 6,0 *  50 * 6,1 * 5,0 *  1 × 102 * 5,6 * 4,4 *  2 × 102 * 5,1 * 3,8 *  5 × 102 * 3,6 * 3,2 *  1 × 102 * 2,2 * 2,8 *  2 × 102 * 1,6 * 2,6 *  3 × 102 * 1,4 * 2,5 *  ( * ) Per ampi fasci unidirezionali di neutroni monoenergetici , a incidenza normale .  ( ** ) Nel punto in cui l ' intensità di equivalente di dose è massima .  ( *** ) I valori intermedi si ottengono utilizzando le curve delle figure 3 e 4 .  D . Fattore di conversione ( dell ' entità di fluenza dei protoni ( cm-2s-1 ) in intensità di equivalente di dose 1 mrem h-1 ) e fattore di qualità efficace * in funzione dell ' energia dei protoni ( * )  Energia dei protoni , MeV * Fattore di conversione ( cm-2s-1 ) per ( mrem h-1 ) ( ** ) ( *** ) * Fattore di qualità efficace * ( ** ) ( *** ) *  2 - 60 * 0,40 * 1,4 *  1 × 102 * 0,41 * 1,4 *  1,5 × 102 * 0,42 * 1,4 *  2 × 102 * 0,43 * 1,4 *  2,5 × 102 * 2,1 * 1,4 *  3 × 102 * 2,4 * 1,5 *  4 × 102 * 2,5 * 1,6 *  6 × 102 * 2,4 * 1,7 *  8 × 102 * 2,2 * 1,8 *  1 × 102 * 2,0 * 1,9 *  1,5 × 102 * 1,6 * 2,0 *  2 × 102 * 1,4 * 2,1 *  3 × 102 * 1,1 * 2,2 *  ( * ) Per ampi fasci unidirezionali di protoni monoenergetici , a incidenza normale .  ( ** ) Nel punto in cui l ' intensità di equivalente di dose è massima .  ( *** ) I valori intermedi si ottengono utilizzando la curva della figura 5 .  Sedile : vedi G.U .  ALLEGATO III  1 . Limiti delle incorporazioni annuali per inalazione e limiti derivati di concentrazione di radionuclidi nell ' aria per i lavaratori esposti e limiti delle incorporazioni annuali per inalazione e per ingestione per le persone del pubblico  I valori delle tabelle seguenti corrispondono alle dosi annuali massime ammissibili , fissate per i lavaratori esposti e alle dosi annuali , fissate per le persone del pubblico .  I suddetti valori sono in accordo con quelli delle concentrazioni massime ammissibili , che figuravano nelle direttive del 2 febbraio 1959 , modificate dalle direttive del 5 marzo 1962 e del 27 ottobre 1966 .  I valori dei limiti delle incorporazioni annuali per inalazione relativi ai lavoratori esposti sono uguali al prodotto del valore , non arrotondato , della corrispondente concentrazione massima ammissibile per il volume d ' aria inalato annualmente in 2 000 ore di lavoro ( 2 500 m3 ) .  I valori dei limiti delle incorporazioni annuali per inalazione relativi alle persone del pubblico sono uguali a 1/10 dei valori fissati per i lavoratori esposti .  I valori dei limiti delle incorporazioni annuali per ingestione, relativi alle persone del pubblico , sone uguali al prodotto del valore , non arrotondato , della corrispondente concentrazione massima ammissibile per il volume di tutti i liquidi ingeriti annualmente ( 0,8 m2 ) .  Questi valori si riferiscono agli adulti . Per loro applicazione ai bambini possono risultare necessarie correzioni che tengano conto di determinate caratteristiche anatomiche e fisiologiche . In questo caso , i valori da utilizzare sono stabiliti , se necessario , dalle autorità competenti .  Tabelle : vedi G.U .  2 . Miscele di radionuclidi  Quando più radionuclidi sono presenti in miscela o nell ' acqua , i valori limite annuali dell ' incorporazione per tali miscele sono fissati come segue :  a ) se la composizione precisa delle miscela è ignota , ma ne sono stati identificati i radionuclidi si potranno utilizzare i limiti di incorporazione annuale riportati nelle tabelle seguenti , oppure il limite più restrittivo tra quelli fissati per i radionuclidi presenti ;  b ) se la concentrazione e la tossicità di un radionuclide della miscela sono tali da predominare , i valori delle incorporazioni annuali utilizzati sono quelli riportati per questo radionuclide al paragrafo 1 ;  c ) in presenza di una miscela di radionuclidi di composizione conosciuta , si dovrà :  - dividere l ' incorporazione di ciascun radionuclide per il suo limite annuale di incorporazione e fare la somma di questi quozienti ; tale somma non dovrà superare 1 ,  ovvero  - valutare , sulla base di dati più completi , la dose assorbita al livello dei vari organi , tenendo conto dell ' incorporazione di ciascun radionuclide .  Le dosi assorbite non dovranno superare le corrispondenti dosi limite ;  d ) qualora non possano essere applicate le disposizioni previste alle lettere a ) , b ) , c ) si ricorre ad un esperto qualificato per valutare la situazione .  2.1 . Inalazione di miscele di radionuclidi la cui composizione è sconosciuta o parzialmente sconosciuta  Caratteristiche delle miscele * Lavoratori esposti * Limiti di incorporazione annuale per inalazione (...) Ci * Persone del pubblico * Limiti di incorporazione annuale per inalazione (...) Ci Miscela qualsiasi * 1,5.10-3 * 1,5.10-4 *  Miscela qualsiasi se il Cm248 può essere escluso ( * ) * 2,8.10-3 * 2,8.10-4 *  Miscela qualsiasi se Pa231 , Pu239 , Pu240 , Pu242 , Pu244 , Cm248 , Cf249 e Cf251 possono essere esclusi ( * ) * 4,8.10-3 * 4,8.10-4 *  Miscela qualsiasi se Ac227 , Th230 , Pa231 , Pu238 , Pu239 , Pu240 , Pu242 , Pu244 , Cm248 , Cf249 e Cf251 possono essere esclusi ( * ) * 1,0.10-2 * 1,0.10-3 *  Miscela qualsiasi se gli emettitori alfa possono essere esclusi e se Ac227 , Am242m e Cf254 possono essere esclusi ( * ) * 9,5.10-2 * 9,5.10-3 *  Miscela qualsiasi se gli emettitori alfa possono essere esclusi e se Pb210 , Ac227 , Ra228 , Pu241 , Am242 e Cf254 possono essere esclusi ( * ) * 1,0 * 1,0.10-1 *  Miscela qualsiasi se gli emettitori alfa possono essere esclusi e se Sr90 , I129 , Pb210 , Ac227 , Ra228 , Pa230 , Pu241 , Am242 , Bk249 , Cf253 , Cf254 , Es255 e Fm236 possono essere esclusi ( * ) * 9,5 * 9,5.10-1 *  ( * ) L ' espressione « possono essere esclusi » va intesa nel senso che l ' incorporazione di questi radionuclidi rappresenta una frazione trascurabile del limite di incorporazione annuale indicato nella tabella del paragrafo 1 .  2.2 . Ingestione di mescele di radionuclidi la cui composizione è sconosciuta o parzialmente sconosciuta  Caratteristiche delle miscele * Persone del pubblico * Limiti di incorporazione annuale per ingestione (...) Ci *  Miscela qualsiasi se non sono disponibili informazioni di alcuna sorta sulla composizione delle miscele * 9,6.10-3 *  Miscela qualsiasi se Ra226 e Ra228 possono essere esclusi ( * ) * 9,6.10-2 *  Miscela qualsiasi se I129 , Pb210 , Ra226 , Ra228 e Cf254 possono essere esclusi ( * ) * 3,2.10-1 *  Miscela qualsiasi se Sr90 , I126 , I131 , Pb210 , Po210 , At211 , Ra223 , Ra226 , Ra228 , Ac227 , Th230 , Th232 , Thnat . , Pa231 , U232 , U238 , Unat . , Cm248 , Cf254 e Fm256 possono essere esclusi ( * ) * 1,8 *  L ' espressione « possono essere esclusi » va intesa nel senso che l ' incorporazione di questi radionuclidi rappresenta una frazione trascurabile del limite di incorporazione annuale indicato nella tabella del paragrafo 1 .  ALLEGATO IV  Stabilimenti e installazioni di cui all ' articolo 16 , lettera a ) , secundo comma  1 . Stabilimenti e installazioni comprendenti reattori e complessi critici  2 . Stabilimenti e installazioni comprendenti acceleratori e generatori di raggi X  3 . Stabilimenti e installazioni comprendenti sorgenti sigillate utilizzare in redioterapia e in gammagrafia , e irradiatori industriali  4 . Installazioni industriali operanti sul torio e sull ' uranio naturale o arricchito , destinate :  - alla raffinazione dell ' uranio  - alla concentrazione di minerale  5 . Stabilimenti per la fabbricazione di elementi combustibili  6 . Stabilimenti per il trattamento di combustibili irradiati  7 . Coltivazioni minerarie di uranio e di torio  8 . Stabilimenti per il trattamento di residui radioattivi e aree di deposito  9 . Laboratori e stabilimenti ad alta attività