814.501   1   Ordinanza  sulla radioprotezione   (ORaP)   del 26 aprile 2017  (Stato 1° gennaio 2022)     Il Consiglio federale svizzero,   vista la legge federale del 22 marzo 19911 sulla radioprotezione (LRaP) e   visto l’articolo 83 della legge federale del 20 marzo 19812 sull’assicurazione contro  gli infortuni,   ordina:   Titolo primo: Disposizioni generali   Capitolo 1: Oggetto, campo d’applicazione e definizioni   Art. 1 Oggetto e campo d’applicazione   1 La presente ordinanza disciplina, a protezione dell’essere umano e dell’ambiente  dalle radiazioni ionizzanti:   a. per le situazioni di esposizione pianificate:   1. le licenze,   2. l’esposizione della popolazione,   3. le attività non giustificate,   4. l’esposizione medica,   5. l’esposizione professionale,   6. la manipolazione delle sorgenti di radiazioni,   7. la manipolazione dei rifiuti radioattivi,   8. la prevenzione e la gestione di incidenti;   b. per le situazioni di esposizione di emergenza: la prevenzione e la gestione;   c. per le situazioni di esposizione esistenti: la manipolazione dei siti e degli  oggetti radiologicamente contaminati, del radon, dei materiali contenenti ra- dionuclidi presenti in natura nonché della contaminazione a lungo termine in  seguito a un’emergenza;   d. la formazione e l’aggiornamento delle persone che manipolano le radiazioni  ionizzanti o con la radioattività;   e. le attività di vigilanza e di esecuzione;        RU 2017 4261  1 RS 814.50  2 RS 832.20   814.501     Protezione dell’equilibrio ecologico   2   814.501   f. la consulenza svolta dalla Commissione federale della radioprotezione  (CPR).   2 Si applica a tutte le situazioni di esposizione a radiazioni ionizzanti artificiali e  naturali.   3 Non si applica:   a. alle esposizioni ai radionuclidi che si trovano naturalmente nel corpo umano;   b. alle esposizioni di persone alla radiazione cosmica: tuttavia si applica alle  esposizioni del personale di volo alla radiazione cosmica;   c. alle esposizioni in superficie ai radionuclidi presenti nella crosta terrestre,  purché non sia perturbata da interventi.   Art. 2 Definizioni   1 Ai fini della presente ordinanza si intende per:   a. situazione di esposizione pianificata: una situazione di esposizione che si  verifica per il funzionamento pianificato di una sorgente di radiazioni o ri- sulta da attività umane che modificano le vie d’esposizione causando  un’esposizione o un’esposizione potenziale dell’essere umano o dell’am- biente;   b. situazione di esposizione di emergenza: una situazione di esposizione dovuta  a un’emergenza secondo l’articolo 132;   c. situazione di esposizione esistente: una situazione di esposizione già presen- te quando si deve prendere una decisione sul suo controllo e che non richie- de o non richiede più provvedimenti immediati; si tratta in particolare di siti  e di oggetti radiologicamente contaminati, di radon, di materiali contenenti  radionuclidi presenti in natura nonché di contaminazione a lungo termine in  seguito a un’emergenza;   d. esposizione professionale: l’esposizione dovuta a un’attività professionale:  un’esposizione professionale può interessare lavoratori dipendenti e indi- pendenti, apprendisti e studenti;   e. esposizione medica: l’esposizione di pazienti o individui asintomatici a scopi  diagnostici o terapeutici con l’obiettivo di migliorarne la salute nonché  l’esposizione di persone che assistono i pazienti a titolo non professionale e  di persone che partecipano a progetti di ricerca sull’essere umano;   f. esposizione della popolazione: ogni esposizione di persone, escluse le espo- sizioni professionali e mediche;   g. periti in radioprotezione: periti secondo l’articolo 16 LRaP che possiedono  le conoscenze specialistiche, la formazione e l’esperienza in radioprotezione  necessarie per garantire la protezione efficace dell’essere umano e  dell’ambiente; i periti sono impiegati per l’attuazione delle prescrizioni im- poste dalla legge contenute nelle istruzioni sulla radioprotezione aziendali e  per il loro controllo all’interno dell’azienda;     Radioprotezione. O   3   814.501   h.  materiali contenenti radionuclidi presenti in natura (NORM3): materiali con  radionuclidi presenti in natura che non contengono sostanze radioattive arti- ficiali; i materiali in cui le concentrazioni di attività dei radionuclidi presenti  in natura sono state modificate involontariamente mediante determinati pro- cessi sono considerati anch’essi NORM; i radionuclidi presenti in natura ar- ricchiti intenzionalmente per sfruttarne la radioattività non sono più conside- rati NORM;   i. radiazione ionizzante: il trasferimento di energia mediante particelle od onde  elettromagnetiche con una lunghezza d’onda di 100 nm o inferiore, in grado  di ionizzare direttamente o indirettamente un atomo o una molecola;   j. livello di allontanamento (LL): il valore che esprime il limite dell’attività  specifica di un materiale al di sotto del quale la manipolazione di questo ma- teriale non è più soggetta all’obbligo di licenza, quindi non è sottoposta alla  vigilanza; i valori sono specificati nell’allegato 3 colonna 9;   k. livello di allontanamento NORM (LLN): il valore che esprime il limite  dell’attività specifica di radionuclidi naturali presenti in materiali NORM al  di sotto del quale questo materiale può essere immesso nell’ambiente senza  restrizioni; i valori sono specificati nell’allegato 2;   k. livello di licenza (LA): il valore che esprime il limite dell’attività assoluta di  un materiale al di sopra del quale la sua manipolazione è soggetta  all’obbligo di licenza; i valori sono specificati nell’allegato 3 colonna 10 e  non si applicano ai NORM;   m. vincolo: valore definito in base a un limite, il cui superamento conduce a un  certo tipo di misure e il cui rispetto garantisce anche il rispetto del limite  corrispondente; i vincoli per la contaminazione dell’aria (CA) e per la con- taminazione superficiale (CS) sono specificati nell’allegato 3 colonne 11 e  12;   n. sorgente di radiazioni: materiale radioattivo o impianto in grado di emettere  radiazioni ionizzanti;   o. materiale: iperonimo per sostanze, miscele di sostanze e materiali solidi, li- quidi o gassosi e prodotti finali e oggetti prodotti da essi;   p. materiale radioattivo: materiale che contiene radionuclidi, è attivato o con- taminato con radionuclidi e soddisfa i seguenti presupposti:    1. la sua manipolazione è soggetta all’obbligo di licenza e alla vigilanza  conformemente alla legislazione in materia di radioprotezione e di  energia nucleare,   2. la sua manipolazione non è esente dall’obbligo di licenza e dalla vigi- lanza conformemente alla legislazione in materia di radioprotezione e  di energia nucleare;   q. sostanza radioattiva: sinonimo di «materiale radioattivo»;       3 NORM = Naturally occurring radioactive material     Protezione dell’equilibrio ecologico   4   814.501   r. sorgente radioattiva: materiale radioattivo impiegato con lo scopo di sfrut- tarne la radioattività;   s. sorgente radioattiva sigillata: una sorgente radioattiva, costruita in modo  tale da impedire la fuoriuscita di sostanze radioattive in condizioni normali  ed escludendo così l’eventualità di una contaminazione;   t. sorgente radioattiva non sigillata: una sorgente radioattiva che non soddisfa  i requisiti di una sorgente radioattiva sigillata;   u. materiale radioattivo orfano: materiale radioattivo che non è più sotto il  controllo del suo proprietario o del titolare della licenza;   v. impianti: forma abbreviata di «impianti generatori di radiazioni ionizzanti».  Per impianti s’intendono dispositivi e apparecchi che servono a generare ra- diazioni fotoniche o corpuscolari.   2 Nella presente ordinanza si applicano inoltre:   a. le definizioni di cui agli articoli 5−7, 26, 49, 51, 80, 85, 96, 108, 122, 149 e  175;   b. le definizioni prettamente tecniche di cui all’allegato 1 e le definizioni delle  dosi di cui all’allegato 4.    Capitolo 2: Principi della radioprotezione   Art. 3 Giustificazione   Un’attività è giustificata, ai sensi dell’articolo 8 LRaP, qualora    a. i vantaggi a essa connessi superino nettamente gli svantaggi dovuti alle ra- diazioni; e    b. non sia disponibile un’alternativa complessivamente più vantaggiosa per  l’essere umano e l’ambiente, senza o con una minima esposizione a radia- zioni.   Art. 4 Ottimizzazione   1 La radioprotezione va ottimizzata per tutte le situazioni di esposizione.   2 Con l’ottimizzazione si deve ridurre per quanto ragionevolmente possibile:   a. la probabilità dell’esposizione;   b. il numero delle persone esposte;   c. la dose individuale delle persone esposte.     Radioprotezione. O   5   814.501   Art. 5 Limiti di dose    Per le situazioni di esposizione pianificate vengono fissati limiti che non possono  essere superati dalla somma di tutte le dosi di radiazione accumulate nel corso di un  anno civile da una persona (limite di dose). Per le esposizioni mediche non sono  stabiliti limiti.   Art. 6 Livelli di riferimento   1 Qualora non fosse possibile rispettare i limiti di dose in situazioni di esposizione  esistenti o di emergenza o qualora il loro rispetto in queste situazioni implicasse un  onere sproporzionato o fosse controproducente, si applicano livelli di riferimento.   2 Si devono mettere in atto i provvedimenti necessari affinché il livello di riferimen- to possa essere rispettato.   Art. 7 Vincoli di dose    1 Per le situazioni di esposizione pianificate, è fissata la dose per persona dovuta a  una singola attività o sorgente di radiazioni (vincolo di dose). Per ciascuna sorgente  di radiazioni questo vincolo di dose è fissato in modo che la somma di tutte le dosi  dovute a più sorgenti di radiazioni non superi il limite di dose.   2 Il titolare della licenza stabilisce i vincoli di dose per le persone professionalmente  esposte a radiazioni nella sua azienda.   3 L’autorità preposta al rilascio delle licenze (art. 11) decide se per la popolazione  occorrano vincoli di dose e li stabilisce nella licenza. Qualora ciò non fosse avvenu- to per le attività che hanno già ottenuto la licenza, l’autorità di vigilanza (art. 184)  può stabilire vincoli di dose riferiti alla sorgente.   4 I vincoli di dose sono strumenti di ottimizzazione. Nella fissazione dei vincoli si  tiene conto dello stato della scienza e della tecnica.   5 Qualora un vincolo di dose venisse superato, è necessario prendere provvedimenti.   Art. 8 Procedura graduata in base al rischio   Tutti i provvedimenti nella radioprotezione devono essere graduati in funzione del  rischio che ne è alla base.      Protezione dell’equilibrio ecologico   6   814.501   Titolo secondo: Situazioni di esposizione pianificate   Capitolo 1: Licenze   Sezione 1: Obbligo della licenza   Art. 9 Attività soggette all’obbligo della licenza   Oltre alle attività di cui all’articolo 28 LRaP o ai fini di una precisazione delle stes- se, sono soggette all’obbligo della licenza le seguenti attività:   a. la manipolazione di materiale la cui attività specifica supera il livello di al- lontanamento e la cui attività assoluta supera il livello di licenza;   b. la manipolazione di materiale gassoso sigillato la cui attività assoluta supera  il livello di licenza;   c. l’immissione nell’ambiente di materiale la cui attività specifica supera il li- vello di allontanamento e la cui attività assoluta supera l’attività di 1 kg di  materiale la cui attività specifica corrisponde al livello di allontanamento;   d. il commercio di materiale la cui attività specifica supera il livello di allonta- namento e la cui attività assoluta supera l’attività di 1 kg di materiale la cui  attività specifica corrisponde al livello di allontanamento;   e. l’applicazione di radionuclidi al corpo umano;   f. l’impiego di persone professionalmente esposte a radiazioni di cui all’arti- colo 51 capoversi 1 e 2 nella propria azienda o in un’azienda diversa in  Svizzera o all’estero;   g. la realizzazione di misure volte a garantire la qualità su impianti, su apparec- chi diagnostici in medicina nucleare e su strumenti di misurazione per la de- terminazione dell’attività (attivimetri) o su sistemi di ricezione e di riprodu- zione delle immagini della diagnostica medica;   h. l’ulteriore uso di oggetti radiologicamente contaminati secondo l’arti- colo 150 capoverso 2;   i. le attività riguardanti la manipolazione di NORM se si applica almeno una  delle fattispecie di cui all’articolo 168 capoverso 2 lettere b e c;   j.4 lo stoccaggio per il decadimento radioattivo di scorie radioattive provenienti  da impianti nucleari al di fuori di impianti nucleari.   Art. 10 Deroghe all’obbligo della licenza   1 Non sono soggetti all’obbligo della licenza:   a. il trasporto di materiale radioattivo che si situa al di sotto dell’attività che  riguarda la massa per i materiali esenti o dei limiti di attività per le spedizio- ni esenti, che sono fissati:       4 Introdotta dal n. II dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 183).     Radioprotezione. O   7   814.501   1. nell’allegato A sottosezione 2.2.7.2 tabelle 2.2.7.2.2.1 e 2.2.7.2.2.2  dell’Accordo europeo del 30 settembre 19575 relativo al trasporto inter- nazionale su strada delle merci pericolose (ADR) e nell’ordinanza del  29 novembre 20026 concernente il trasporto di merci pericolose su stra- da (SDR), o   2. nel Regolamento concernente il trasporto internazionale per ferrovia  delle merci pericolose (RID) secondo l’appendice C sottosezione  2.2.7.2 tabelle 2.2.7.2.2.1 e 2.2.7.2.2.2 del protocollo del 3 giugno  19997 recante modifica della Convenzione relativa ai trasporti interna- zionali ferroviari (COTIF) del 9 maggio 1980 e nell’ordinanza del 31  ottobre 20128 concernente il trasporto di merci pericolose per ferrovia e  tramite impianti di trasporto a fune (RSD);   b. il trasporto di sostanze radioattive sotto forma di colli esenti:   1. secondo l’allegato A, sezione 3.2.1 tabella A (numeri ONU 2908, 2909,  2910, 2911 e 3507) ADR e secondo l’SDR,   2. secondo la sezione 3.2.1 tabella A (numeri ONU 2908, 2909, 2910,  2911 e 3507) RID e secondo l’RSD,   3. secondo l’articolo 16 dell’ordinanza del 17 agosto 20059 sul trasporto  aereo (OTrA),   4. secondo l’ordinanza del 2 marzo 201010 sulla messa in vigore  dell’Accordo europeo sul trasporto internazionale di merci pericolose  per via navigabile interna;                              5 RS 0.741.621. Gli all. all’ADR non sono pubblicati nella RU. Possono essere consultati  gratuitamente sul sito Internet della Commissione economica delle Nazioni Unite (UN)  per l’Europa (UNECE, ECE): www.unece.org > Legal Instruments and Recommenda- tions > ADR; esemplari separati comprendenti le modifiche possono essere ordinati pres- so l’Ufficio federale delle costruzioni e della logistica, vendita pubblicazioni federali,  3003 Berna.   6 RS 741.621  7 RS 0.742.403.12. Gli all. al RID non sono pubblicati nella RU. Possono essere consultati   gratuitamente sul sito Internet dell’Organizzazione intergovernativa per i trasporti inter- nazionali per ferrovia: www.otif.org > Pubblicazioni > RID; esemplari separati compren- denti le modifiche possono essere ordinati presso l’Ufficio federale delle costruzioni e  della logistica, vendita pubblicazioni federali, 3003 Berna.   8 RS 742.412  9 RS 748.411  10 RS 747.224.141     Protezione dell’equilibrio ecologico   8   814.501   c. il trasporto di sostanze radioattive per via aerea (numeri ONU 2908, 2909,  2910, 2911, 2912, 2913, 2915, 2916, 2978, 3321, 3322, 3332 e 3507 con- formemente all’allegato 18 della Convenzione del 7 dicembre 194411 relati- va all’aviazione civile internazionale e alle relative disposizioni tecniche12);   d. il commercio, l’utilizzazione, il deposito, il trasporto, nonché l’importazione,  l’esportazione e il transito di strumenti di cronometria finiti provvisti di sor- genti radioattive, se corrispondenti alle norme ISO13 315714 e 416815, non- ché di un massimo di 1000 componenti di strumenti di cronometria conte- nenti pittura luminescente radioattiva al trizio;   e. la manipolazione di apparecchi che emanano radiazioni parassite per i quali:   1. la tensione di accelerazione degli elettroni non supera 30 kilovolt, e   2. l’intensità di dose ambientale, misurata a una distanza di 10 cm dalla  superficie, non supera 1 µSv/h16;   f. la manipolazione di collezioni di minerali e rocce con un’attività specifica  inferiore ai livelli di allontanamento NORM o se esse contengono meno di  10 g di torio naturale o 100 g di uranio naturale;   g. la manipolazione di sorgenti di radiazioni, ad eccezione del commercio, per  le quali è stata rilasciata un’omologazione;   h. le attività e le sorgenti di radiazioni soggette a obbligo di licenza o a deci- sione di disattivazione in virtù della legge federale del 21 marzo 200317  sull’energia nucleare (LENu);   i. l’impiego di personale di volo professionalmente esposto a radiazioni da  parte degli operatori di aeromobili.        11 RS 0.748.0. Questo all. non è pubblicato nella RU. Può essere consultato gratuitamente  sul sito Internet dell’Ufficio federale dell’aviazione civile (UFAC): www.ufac.admin.ch >  Documentazione > Basi legali > Diritto internazionale, o può essere richiesto, a pagamen- to, all’Organizzazione internazionale dell’aviazione civile (Organisation de l’aviation ci- vile internationale, Groupe de la vente des documents, 999, rue de l’Université Montréal,  Québec, Canada H3C 5H7).   12 Le disposizioni tecniche non sono pubblicate nella RU. Possono essere consultate gratui- tamente in francese o in inglese sul sito Internet dell’Ufficio federale dell’aviazione civile  (UFAC): www.ufac.admin.ch > Documentazione > Basi legali > Diritto internazionale, o  possono essere richieste, a pagamento, all’Organizzazione internazionale dell’aviazione  civile (Organisation de l’aviation civile internationale, Groupe de la vente des documents,  999, rue de l’Université Montréal, Québec, Canada H3C 5H7). Possono essere consultate  anche presso i servizi d’informazione degli aeroporti nazionali in lingua francese e ingle- se. Non sono tradotte né in italiano né in tedesco.   13 International Organization for Standardization. Le norme tecniche ISO menzionate nella  presente ordinanza possono essere consultate gratuitamente presso l’UFSP, 3003 Berna.  Possono essere ottenute a pagamento presso l’Associazione svizzera di normalizzazione  (SNV), Sulzerallee 70, 8404 Winterthur; www.snv.ch.   14 ISO 3157, versione 1991-11, Radioluminescenza per strumenti orari, specifiche.  15 SN ISO 4168, versione 2003-09, Strumenti orari – Condizioni per l’esecuzione di control-  li dei depositi radioluminescenti.  16 Sv = Sievert; mSv = Millisievert; µSv = Microsievert  17 RS 732.1     Radioprotezione. O   9   814.501   Sezione 2: Procedura di rilascio della licenza   Art. 11 Autorità preposte al rilascio delle licenze   1 Fatto salvo il capoverso 2, l’Ufficio federale della sanità pubblica (UFSP) è  l’autorità preposta al rilascio delle licenze per tutte le attività e le sorgenti di radia- zioni soggette all’obbligo della licenza previste dalla presente ordinanza.   2 All’Ispettorato federale della sicurezza nucleare (IFSN) compete il rilascio delle  licenze per:   a. le attività svolte negli impianti nucleari non soggette a obbligo di licenza o a  decisione di disattivazione in virtù della LENu18;   b. gli esperimenti con sostanze radioattive nel quadro di indagini geologiche di  cui all’articolo 35 LENu;   c. l’importazione e l’esportazione di sostanze radioattive destinate a impianti  nucleari o provenienti da essi;   d. il trasporto di sostanze radioattive destinate a impianti nucleari o provenienti  da essi;   e. l’immissione nell’ambiente di scorie radioattive provenienti da impianti nu- cleari;   f.19 lo stoccaggio per il decadimento radioattivo di scorie radioattive provenienti  da impianti nucleari e tutte le attività a esso connesse.   Art. 12 Domande di licenza   1 Le domande intese a ottenere il rilascio o il rinnovo della licenza devono essere  presentate all’autorità preposta al rilascio assieme ai documenti richiesti.   2 In caso di elevato potenziale di rischio radiologico, l’autorità preposta al rilascio  delle licenze richiede in supplemento un’analisi del rischio.   3 I richiedenti stranieri devono indicare un recapito svizzero.   4 Il Dipartimento federale dell’interno (DFI) e l’IFSN possono emanare disposizioni  sui documenti e sulle prove richiesti nel loro rispettivo ambito di competenza.   Art. 13 Procedura ordinaria di rilascio della licenza    1 L’autorità preposta al rilascio delle licenze valuta con procedura ordinaria le attivi- tà e le sorgenti di radiazioni soggette all’obbligo della licenza, fatti salvi gli articoli  14 e 15.   2 Esamina i documenti presentati quanto a completezza, forma, contenuto e portata.   3 Decide se sono necessari vincoli di dose riferiti alla sorgente per la popolazione e li  stabilisce nella licenza.       18 RS 732.1  19 Introdotta dal n. II dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 183).     Protezione dell’equilibrio ecologico   10   814.501   Art. 14 Procedura semplificata di rilascio della licenza   1 L’UFSP può valutare con procedura semplificata le attività soggette all’obbligo  della licenza che comportano un potenziale di rischio esiguo per l’essere umano e  l’ambiente. Ciò riguarda in particolare:   a. le applicazioni in medicina situate nell’ambito di dose debole (art. 26 lett. a);   b. il funzionamento di impianti dotati di dispositivi di protezione totale o par- ziale.   2 Nella procedura semplificata, l’UFSP esamina solamente la completezza e la forma  dei documenti presentati.   Art. 15 Omologazione per sorgenti di radiazioni   1 L’UFSP può rilasciare un’omologazione per sorgenti di radiazioni che comportano  un potenziale di rischio particolarmente esiguo per l’essere umano e l’ambiente  (art. 29 let. c LRaP), specialmente se:   a. mediante la costruzione o mediante provvedimenti, si impedisce che le per- sone siano esposte a radiazioni o contaminate in modo inammissibile; e   b. si garantisce che, al termine del periodo d’impiego, siano effettivamente  consegnate al centro di raccolta della Confederazione quali scorie radioattive  se ciò fosse necessario.   2 L’UFSP esamina i documenti presentati quanto a completezza, forma, contenuto e  portata.   3 Sottopone a una prova di omologazione le sorgenti di radiazioni per cui è prevista  questa omologazione. A tale scopo, può avvalersi di altri servizi.   4 Nel rilasciare un’omologazione stabilisce:   a. a quali condizioni il materiale radioattivo può essere manipolato;   b. se e in che modo, al termine del periodo d’impiego, il materiale radioattivo  deve essere consegnato al centro di raccolta della Confederazione come sco- rie radioattive;   c. se e in che modo le sorgenti di radiazioni devono essere contrassegnate da  un apposito segnale definito dall’UFSP.   Art. 16 Limite di validità e comunicazione   1 L’autorità preposta al rilascio delle licenze limita la validità a un massimo di dieci  anni.   2 Essa comunica la propria decisione ai richiedenti, ai Cantoni interessati e  all’autorità di vigilanza.     Radioprotezione. O   11   814.501   Art. 17 Procedimento in caso di incertezze sulla competenza nella procedura  di rilascio della licenza   1 Se un’attività concerne entrambe le autorità preposte al rilascio delle licenze, le  procedure possono essere riunite.   2 È considerata autorità direttiva quella a cui, in funzione dei documenti presentati,  la domanda si riferisce in misura preponderante.   3 L’autorità direttiva stabilisce la procedura d’intesa con l’altra autorità preposta al  rilascio delle licenze.   Art. 18 Banca dati delle licenze   1 L’UFSP gestisce una banca dati sulle licenze rilasciate ai sensi della presente  ordinanza.   2 Lo scopo della banca dati è di:   a. mettere a disposizione le informazioni necessarie per il rilascio di licenze;   b. semplificare le pratiche amministrative necessarie per il rilascio di licenze;   c. semplificare le attività di vigilanza delle autorità competenti.   3 I seguenti dati riguardanti il titolare della licenza possono essere memorizzati nella  banca dati:   a. per le persone fisiche: cognome, nome e cognomi precedenti; per le persone  giuridiche: ditta della persona giuridica;   b. indirizzo privato o professionale;   c. per le persone fisiche: funzione e titolo accademico;   d. numeri di telefono;   e. indirizzi per la comunicazione elettronica;   f. categoria di azienda;   g. indicazioni di cui all’articolo 179 capoverso 3 concernenti i periti in radio- protezione;   h. numero d’identificazione delle imprese (IDI) conformemente alla legge fe- derale del 18 giugno 201020 sul numero d’identificazione delle imprese;   i. numero di cliente INSAI.   4 Possono inoltre essere memorizzate nella banca dati indicazioni tecniche su sor- genti di radiazioni.   5 Valgono i seguenti diritti di accesso individuali:   a. i collaboratori della Divisione radioprotezione dell’UFSP, dell’Unità specia- listica competente dell’IFSN nonché del Settore fisica dell’Istituto nazionale  svizzero di assicurazione contro gli infortuni (INSAI) sono autorizzati a ela- borare i dati della banca dati;       20 RS 431.03     Protezione dell’equilibrio ecologico   12   814.501   b. mediante un accesso elettronico, i titolari delle licenze registrati sono auto- rizzati a visionare le loro licenze e i loro dati registrati nella banca dati e a  formulare domande di modifica;   c. è dato accesso ai dati ai responsabili delle applicazioni informatiche che si  occupano di manutenzione, esercizio o programmazione, se ciò è necessario  per l’adempimento dei loro compiti.    Sezione 3: Obblighi del titolare della licenza   Art. 19 Obblighi di carattere organizzativo   1 Il titolare della licenza deve trasmettere al perito in radioprotezione le competenze  necessarie e mettergli a disposizione i mezzi necessari all’adempimento dei suoi  compiti.   2 Il titolare della licenza deve inoltre:   a. stabilire per la propria azienda istruzioni relative ai metodi di lavoro e ai  provvedimenti protettivi e sincerarsi che siano osservate;   b. fissare per scritto le competenze dei diversi superiori gerarchici e dei periti  in radioprotezione come pure di coloro che manipolano sorgenti di radia- zioni.   3 Se il titolare della licenza occupa personale di aziende di servizi o di altre aziende a  titolo di persone professionalmente esposte a radiazioni, deve richiamare l’atten- zione di tali aziende sulle prescrizioni determinanti in materia di radioprotezione.   Art. 20 Obbligo d’informazione   Il titolare della licenza deve assicurarsi che tutte le persone presenti nell’azienda, che  possono essere esposte a radiazioni, siano informate adeguatamente riguardo ai  pericoli che possono derivare per la loro salute da un’attività lavorativa con radia- zioni ionizzanti.   Art. 21 Obbligo di notifica   1 Il titolare della licenza deve notificare all’autorità di vigilanza le seguenti modifi- che prima che vengano attuate:   a. le modifiche del rendimento dell’impianto, degli elementi architettonici e  costruttivi come pure della direzione della radiazione (art. 35 cpv. 1 lett. a  LRaP);   b. il cambiamento del perito in radioprotezione (art. 32 cpv. 2 LRaP).   2 Lo smarrimento o il furto di una sorgente radioattiva la cui attività supera il livello  di licenza devono essere notificati immediatamente all’autorità di vigilanza.      Radioprotezione. O   13   814.501   Capitolo 2: Esposizione della popolazione   Art. 22 Limiti di dose per individui della popolazione   1 La dose efficace non deve superare il limite di 1 mSv per anno civile.   2 La dose equivalente non deve superare i limiti seguenti:   a. cristallino: 15 mSv per anno civile;   b. pelle: 50 mSv per anno civile.   Art. 23 Accertamento delle dosi in prossimità di aziende con una licenza  di immissione nell’ambiente   1 L’autorità preposta al rilascio delle licenze può esigere dalle aziende con una  licenza per l’immissione nell’ambiente secondo gli articoli 111–116 un accertamen- to annuo delle dosi per gli individui della popolazione più esposti da parte  dell’azienda e stabilire le prescrizioni per l’accertamento delle dosi di radiazione.   2 L’IFSN emana direttive per l’accertamento delle dosi di radiazione per il suo  ambito di vigilanza.   Art. 24 Limiti di immissione   1 Al di fuori dei perimetri aziendali, la media annua delle concentrazioni di attività  nell’aria non deve superare, in luoghi accessibili, i limiti di immissione per l’aria  (LIaria) di cui all’allegato 7.   2 La media settimanale delle concentrazioni di attività nelle acque pubblicamente  accessibili non deve superare i limiti di immissione per le acque (LIacque) di cui  all’allegato 7.   3 Si deve in più garantire che nei locali di abitazione, di soggiorno e di lavoro le dosi  ambientali causate dalla radiazione esterna rimangano talmente basse che, conside- rando il tempo di permanenza e tutti gli altri percorsi di esposizione, non possano  portare a un superamento dei limiti di dose per gli individui della popolazione.   Capitolo 3: Attività non giustificate   Art. 25   Le seguenti attività sono considerate non giustificate secondo l’articolo 8 LRaP e  sono quindi vietate:   a. l’aggiunta intenzionale di radionuclidi nella produzione di derrate alimentari,  alimenti per animali, giocattoli, gioielli, bigiotteria e cosmetici;   b. l’impiego di procedure che comportano un’attivazione dei materiali utilizzati  nei giocattoli, nei gioielli e negli articoli di bigiotteria;   c. l’importazione, l’esportazione e il transito di prodotti di cui alle lettere a e b.     Protezione dell’equilibrio ecologico   14   814.501   Capitolo 4: Esposizioni mediche   Sezione 1: Ambiti di dose nelle metodiche per immagini a scopo medico   Art. 26   Le esposizioni mediche si situano:   a. nell’ambito di dose debole se portano a una dose efficace per il paziente in- feriore a 1 mSv;   b. nell’ambito di dose medio se portano a una dose efficace per il paziente  compresa tra 1 mSv e 5 mSv;   c. nell’ambito di dose forte se portano a una dose efficace per il paziente supe- riore a 5 mSv.    Sezione 2: Giustificazione medica   Art. 27 Giustificazione sostanziale   Le esposizioni mediche sono sostanzialmente considerate giustificate, fatti salvi gli  articoli 28 e 29.   Art. 28 Giustificazione di procedure diagnostiche o terapeutiche   1 Ogni applicazione generale di procedure diagnostiche o terapeutiche deve essere  giustificata preventivamente.   2 La giustificazione di procedure diagnostiche o terapeutiche esistenti va verificata  appena ci sono prove nuove e rilevanti circa l’efficacia o le conseguenze delle pro- cedure.   3 La CPR elabora, in collaborazione con le associazioni professionali o di categoria  interessate, e pubblica raccomandazioni21 a giustificazione delle procedure di cui ai  capoversi 1 e 2.   Art. 29 Giustificazione dell’applicazione individuale   1 Chi prescrive o esegue applicazioni deve tenere conto di informazioni diagnostiche  già presenti e dell’anamnesi per evitare inutili esposizioni a radiazioni.   2 Chi prescrive applicazioni deve determinare un’indicazione, documentarla e tra- smetterla al medico che le esegue.   3 Ospedali, istituti di radiologia e medici invianti devono prescrivere applicazioni  conformi allo stato della scienza e della tecnica. Le direttive per l’invio riflettono lo  stato della scienza e della tecnica in particolare se si basano su direttive o raccoman- dazioni nazionali o internazionali.       21 www.ksr-cpr.ch     Radioprotezione. O   15   814.501   4 Ogni applicazione deve essere giustificata preventivamente dal medico che la  esegue, considerando lo stato della scienza e della tecnica, l’indicazione e le caratte- ristiche individuali della persona interessata.   5 Una procedura diagnostica o terapeutica non giustificata in virtù dell’articolo 28  può tuttavia, a seconda della situazione, essere giustificata quale applicazione indi- viduale specifica. Ciò deve essere motivato e documentato, nel singolo caso, dal  medico che la esegue.   Art. 30 Esami radiologici su vasta scala    1 Un esame radiologico su vasta scala è un esame radiologico svolto su un determi- nato gruppo di persone per la diagnosi precoce di una malattia senza che vi sia il  sospetto di una malattia per una persona specifica. Non sono considerati esami su  vasta scala gli esami preventivi di medicina del lavoro.   2 Gli esami radiologici su vasta scala possono essere eseguiti solamente nell’ambito  di un programma. Devono essere ordinati da un’autorità sanitaria.   3 Essi devono soddisfare i requisiti di qualità fissati dall’autorità sanitaria competen- te nell’ambito del programma.   Art. 31 Metodiche per immagini sull’essere umano a scopi non medici   1 Le attività connesse con un’esposizione a metodiche per immagini a scopi non  medici devono essere giustificate preventivamente, considerando gli obiettivi parti- colari della metodica e le caratteristiche della persona interessata.   2 Sono vietate le esposizioni nell’ambito di dose medio o forte per visite di idoneità.   3 Se un’esposizione è ordinata da un’autorità di perseguimento penale, di sicurezza o  doganale, la metodica per immagini deve essere applicata con la dose più debole  possibile che permetta di fornire una risposta all’interrogativo. Se un’esposizione  non può essere eseguita nell’ambito di dose debole, ciò deve essere giustificato e  documentato.   4 Se sono eseguite esposizioni di routine per ragioni di sicurezza, alle persone esa- minate si deve dare la possibilità di scegliere un altro tipo di esame senza radiazioni  ionizzanti.   Sezione 3: Ottimizzazione medica   Art. 32 Ottimizzazione di esposizioni mediche    1 Per esami di radiodiagnostica, di radiologia interventistica e di medicina nucleare,  il titolare della licenza deve mantenere le dosi di radiazione al livello più debole  possibile per acquisire la necessaria immagine.   2 In tutte le esposizioni terapeutiche deve eseguire una pianificazione dosimetrica  individuale. Le dosi per gli organi a rischio devono essere mantenute al livello più  debole possibile, tenendo in considerazione lo scopo radioterapeutico previsto.     Protezione dell’equilibrio ecologico   16   814.501   3 Ai fini della protezione dei pazienti, il processo di ottimizzazione comprende in  particolare:   a. la scelta dell’equipaggiamento idoneo, incluso il software;   b. la garanzia della qualità dell’informazione diagnostica adeguata o del suc- cesso terapeutico;   c. l’osservanza degli aspetti pratici della procedura;   d. la garanzia della qualità;   e. il rilevamento e la valutazione della dose del paziente o dell’attività di emis- sione;   f. l’utilizzazione di parametri di regolazione adeguati o di radionuclidi ade- guati;   g. l’impiego di detettori sensibili;   h. l’impiego dei dispositivi necessari alla protezione dei pazienti per ogni im- pianto medico.   4 La dose cui è esposto il personale deve essere considerata nel processo di ottimiz- zazione.   5 Il DFI può emanare disposizioni sull’ottimizzazione tecnica per la protezione dei  pazienti.   Art. 33 Obbligo di documentazione   Il titolare della licenza deve documentare tutte le esposizioni terapeutiche e diagno- stiche nell’ambito di dose medio o forte e nella mammografia, in modo che sia  possibile stabilire a posteriori la dose di radiazione del paziente.   Art. 34 Rilevamento delle dosi di radiazione mediche   1 L’UFSP rileva periodicamente, tuttavia almeno ogni dieci anni, le dosi di radiazio- ne delle esposizioni mediche nella popolazione.   2 Può richiedere ai titolari delle licenze dati anonimizzati riguardanti applicazioni  terapeutiche, diagnostiche, interventistiche o di medicina nucleare, in particolare:   a. data, tipo e regione anatomica dell’applicazione;   b. parametri di esposizione;   c. valori della dose di radiazione o valori d’attività;   d. caratteristiche dell’impianto;   e. sesso, età, altezza e peso dei pazienti;   f. numero delle singole esposizioni per ogni applicazione, suddiviso per tipo e  regione anatomica.   3 Può incaricare terzi di allestire statistiche. Comunica loro i dati necessari a tale  scopo.     Radioprotezione. O   17   814.501   Art. 35 Livelli diagnostici di riferimento    1 L’UFSP pubblica raccomandazioni concernenti la dose di radiazione nel caso di  esami diagnostici, interventistici o di medicina nucleare sotto forma di livelli dia- gnostici di riferimento.    2 Sulla base dei dati di cui all’articolo 34 capoverso 2, esegue a tale scopo rileva- menti nazionali, tiene conto di raccomandazioni internazionali e pubblica i risultati.   3 Il titolare della licenza deve analizzare periodicamente la propria prassi e motivare  le divergenze rispetto ai livelli diagnostici di riferimento.   Art. 36 Coinvolgimento di fisici medici   1 Il titolare della licenza deve:   a. coinvolgere strettamente il fisico medico nelle applicazioni terapeutiche; so- no escluse le applicazioni standardizzate nella medicina nucleare;   b. coinvolgere il fisico medico nelle applicazioni standardizzate nella medicina  nucleare, nella tomografia computerizzata, in applicazioni di radiologia in- terventistica nonché nella fluoroscopia nell’ambito di dose medio e forte;   c. coinvolgere il fisico medico su richiesta dell’autorità di vigilanza nelle ap- plicazioni di esami tecnologicamente complessi o di nuove tecniche di esa- me nell’ambito di dose medio e debole.   2 Il DFI può concretizzare la portata del coinvolgimento dei fisici medici per gli  ambiti di applicazione terapeutici.   Art. 37 Persone che assistono pazienti a titolo non professionale   1 Il titolare della licenza deve provvedere affinché le persone che collaborano a titolo  non professionale all’assistenza e alla cura di pazienti siano informate sulla propria  esposizione e i suoi rischi.   2 Per le persone che assistono pazienti a titolo non professionale vige un vincolo di  dose di 5 mSv di dose efficace per anno.   3 In caso di accertamento di un superamento del vincolo di dose, il titolare della  licenza deve informare la persona interessata.   4 Il DFI può stabilire vincoli di dose specifici per procedure mediche speciali.   Sezione 4: Pazienti   Art. 38 Informazione del paziente   I pazienti devono essere informati su rischi e benefici dell’esposizione medica.     Protezione dell’equilibrio ecologico   18   814.501   Art. 39 Pediatria   Le esposizioni mediche dei bambini devono essere eseguite con parametri di esposi- zione ottimizzati appositamente per questo gruppo di pazienti. Si devono considerare  in particolare:   a. la corporatura;   b. la sensibilità alle radiazioni;   c. la possibilità di impiegare ausili tecnici speciali.   Art. 40 Pazienti in stato di gravidanza e pazienti che allattano   1 In caso di esposizioni nell’ambito di dose medio o forte nonché di esposizioni  terapeutiche, il medico che le esegue deve accertare se la paziente è in stato di  gravidanza.   2 In presenza di una gravidanza o se questa non può essere esclusa, occorre pondera- re tale circostanza nel giustificare la necessità dell’esposizione. Per l’ottimizzazione  devono essere considerate sia la dose per il nascituro, sia quella per la madre.   3 Se l’utero di una paziente in stato di gravidanza si trova nella regione anatomica da  esaminare, va documentata la dose per l’utero.   4 Nel caso di esposizioni di medicina nucleare, le pazienti che allattano devono  essere informate sulla necessità e sulla durata di un’eventuale interruzione  dell’allattamento a causa della contaminazione del latte materno.    Sezione 5: Audit clinici nella medicina umana   Art. 41 Scopo, contenuto e oggetto   1 Lo scopo degli audit clinici è di assicurare che le esposizioni mediche siano giusti- ficate e ottimizzate conformemente allo stato della scienza e della tecnica e che la  qualità e il risultato dell’assistenza ai pazienti migliorino di continuo.   2 Gli audit clinici comprendono la verifica sistematica dei processi concernenti i  pazienti e il personale delle procedure diagnostiche e terapeutiche con radiazioni  ionizzanti e il loro confronto con lo stato della scienza e della tecnica.    3 L’UFSP può predisporre ogni cinque anni un audit clinico presso il titolare della  licenza per le seguenti applicazioni mediche delle radiazioni:   a. tomografia computerizzata;   b. medicina nucleare;   c. radio-oncologia;   d. procedure diagnostiche e terapeutiche interventistiche con impiego di radio- scopia.     Radioprotezione. O   19   814.501   Art. 42 Coordinamento, preparazione ed esecuzione   1 I terzi eventualmente coinvolti dall’UFSP per il coordinamento e la preparazione di  audit clinici (art. 189) devono essere esperti di differenti istituzioni e associazioni di  specialisti.   2 I terzi eventualmente coinvolti dall’UFSP per l’esecuzione di audit clinici  (art. 189) devono essere auditor che dispongono di un’esperienza professionale  pluriennale nel loro settore specifico ed essere indipendenti dai titolari delle licenze  sottoposti ad audit.    3 L’UFSP mette a disposizione dei terzi coinvolti i dati necessari sui titolari delle  licenze.    4 I terzi coinvolti informano l’UFSP se nell’analisi degli audit accertano notevoli  divergenze dalle disposizioni della presente ordinanza o dallo stato della scienza e  della tecnica.   Art. 43 Autovalutazione e manuale di qualità dei titolari delle licenze   1 Tutti i titolari delle licenze per le applicazioni delle radiazioni secondo l’arti- colo 41 capoverso 3 eseguono annualmente un’autovalutazione dei propri processi.   2 Redigono un manuale di qualità e lo presentano nell’ambito dell’audit.    3 Il manuale di qualità deve contenere almeno una descrizione dettagliata dei se- guenti punti:   a. competenze e responsabilità;   b. parco apparecchi diagnostici e terapeutici;   c. perfezionamento del personale;   d. provvedimenti per l’osservanza della giustificazione dell’applicazione indi- viduale di cui all’articolo 29;   e. verbali d’esame e di trattamento e informazioni destinate ai pazienti;   f. documentazione delle dosi di radiazione (art. 33);   g. allestimento e comunicazione del referto o controllo del trattamento, memo- rizzazione e trasferimento dei dati;   h. garanzia della qualità;   i. autovalutazione.      Protezione dell’equilibrio ecologico   20   814.501   Sezione 6: Ricerca sull’essere umano   Art. 44 Autorizzazioni   1 Lo svolgimento di progetti di ricerca con applicazione di sorgenti di radiazioni  sull’essere umano necessita di un’autorizzazione di cui all’articolo 45 della legge del  30 settembre 201122 sulla ricerca umana (LRUm).   2 Per condurre sperimentazioni cliniche con agenti terapeutici che possono emettere  radiazioni ionizzanti occorre inoltre un’autorizzazione di cui all’articolo 54 della  legge del 15 dicembre 200023 sugli agenti terapeutici (LATer).   Art. 45 Vincoli di dose e calcolo delle dosi   1 Per i progetti di ricerca per i quali non sono attesi benefici diretti per le persone  partecipanti vige un vincolo di dose di 5 mSv di dose efficace all’anno.   2 A titolo eccezionale, il vincolo di dose di cui al capoverso 1 può, tenuto conto  dell’età, della capacità riproduttiva, della speranza di vita e dello stato di salute,  arrivare fino a 20 mSv di dose efficace all’anno, sempre che ciò sia assolutamente  necessario per motivi metodologici.   3 In caso di procedure combinate, per il calcolo o la stima delle dosi di persone  partecipanti, si deve tenere conto di tutte le sorgenti di radiazioni.   4 Nel calcolo o nella stima delle dosi deve essere considerato il fattore di incertezza.   Sezione 7: Radiofarmaci   Art. 46 Immissione in commercio e applicazione   1 Per l’immissione in commercio di radiofarmaci e la loro applicazione sull’essere  umano si applicano le disposizioni della LATer24.   2 Il consenso dell’UFSP è necessario per:   a. l’omologazione di radiofarmaci di cui all’articolo 9 capoverso 1 LATer;   b. l’omologazione semplificata di radiofarmaci di cui all’articolo 14 LATer;   c. l’autorizzazione temporanea di radiofarmaci di cui all’articolo 9 capoverso 4  LATer.   3 L’UFSP dà il suo consenso basandosi sui documenti ricevuti nell’ambito della  domanda di omologazione, nonché sulla valutazione e sulla motivazione della  Commissione tecnica per i radiofarmaci.   4 I radiofarmaci devono essere contrassegnati come tali. L’etichetta sulla confezione  deve contenere almeno le seguenti indicazioni rilevanti ai fini della radioprotezione:       22 RS 810.30  23 RS 812.21  24 RS 812.21     Radioprotezione. O   21   814.501   a. la designazione del preparato;   b. il segnale di pericolo di cui all’allegato 8;   c. i radionuclidi e le loro attività alla data di calibrazione;   d. la data di calibrazione e la data limite di utilizzo dei radiofarmaci.   5 Per l’etichettatura vigono inoltre le prescrizioni della legislazione sui medicamenti.   6 Le impurezze radionuclidiche di lunga durata rilevanti ai fini dello smaltimento  vanno indicate nella documentazione di accompagnamento.   Art. 47 Preparazione e controllo di qualità   1 Chi prepara radiofarmaci è tenuto ad eseguire i controlli di qualità descritti nelle  informazioni professionali.   2 L’UFSP può prelevare in qualsiasi momento campioni per accertare se i presuppo- sti di cui all’articolo 46 sono ancora soddisfatti. A tale scopo, può avvalersi di labo- ratori specializzati.   3 Il DFI può stabilire requisiti applicabili alla preparazione e all’applicazione di  radiofarmaci; a tal fine tiene conto delle direttive nazionali e internazionali come  pure delle raccomandazioni delle associazioni specializzate, in particolare dell’Euro- pean Association of Nuclear Medicine (EANM)25 o della Società Svizzera di Radio- farmacia / Chimica Radiofarmaceutica (SSRCR)26.   Art. 48 Commissione tecnica per i radiofarmaci   1 La Commissione tecnica per i radiofarmaci (CTRF) è una commissione consultiva  permanente ai sensi dell’articolo 8a capoverso 2 dell’ordinanza del 25 novembre  199827 sull’organizzazione del Governo e dell’Amministrazione (OLOGA).   2 Consiglia il Dipartimento federale dell’interno (DFI), l’Istituto svizzero per gli  agenti terapeutici e l’UFSP per le questioni legate alla radiofarmaceutica. Ha in  particolare i compiti seguenti:   a. allestisce perizie in merito a domande di omologazione di radiofarmaci;   b. allestisce perizie in merito a questioni rilevanti per la sicurezza relative ai  radiofarmaci;   c. consiglia il DFI nell’adeguamento dell’allegato 1 dell’ordinanza del 21 set- tembre 201828 sui medicamenti.29       25 Queste raccomandazioni possono essere consultate gratuitamente in inglese sul sito  Internet dell’EANM all’indirizzo www.eanm.org.   26 Queste raccomandazioni possono essere consultate gratuitamente sul sito Internet della  SSRCR all’indirizzo www.sgrrc.ch.   27 RS 172.010.1  28 RS 812.212.21  29 Nuovo testo giusta il n. II 4 dell’all. 6 all’O del 21 set. 2018 sui medicamenti, in vigore   dal 1° gen. 2019 (RU 2018 3577).     Protezione dell’equilibrio ecologico   22   814.501   3 È composta di periti dei settori scientifici della medicina nucleare, della farmacia,  della chimica e della radioprotezione.   Sezione 8: Evento radiologico medico   Art. 49 Definizione   Un evento radiologico medico è un evento imprevisto, nella forma di un’azione  sconsiderata o non appropriata con o senza effettive conseguenze, che ha portato o  avrebbe potuto portare all’esposizione non intenzionale di pazienti in seguito a  carenze nel programma di garanzia della qualità, malfunzionamento tecnico, mani- polazioni errate o altri errori umani.   Art. 50 Obblighi    1 Il titolare della licenza deve tenere un registro degli eventi radiologici medici.   2 Deve analizzare periodicamente con un gruppo di lavoro interdisciplinare gli  eventi radiologici medici accaduti e procedere ai necessari adeguamenti d’esercizio  per impedire il verificarsi di eventi analoghi.   3 Deve notificare all’autorità di vigilanza entro 30 giorni i seguenti eventi radiologici  medici:   a. le esposizioni impreviste che hanno portato o avrebbero potuto portare nel  paziente a una moderata lesione di un organo, a una moderata deficienza  funzionale o a gravi danni;   b. gli scambi di paziente o di organo in caso di esposizioni terapeutiche o di  esposizioni diagnostiche nell’ambito di dose forte;   c. le esposizioni impreviste durante le quali il paziente ha ricevuto una dose  efficace superiore a 100 mSv.   4 Per gli eventi radiologici medici di cui al capoverso 3 il titolare della licenza deve  eseguire un’inchiesta e presentare un rapporto secondo l’articolo 129.   Capitolo 5: Esposizioni professionali   Sezione 1: Persone professionalmente esposte a radiazioni   Art. 51 Definizione e principi   1 Sono considerate professionalmente esposte a radiazioni le persone che:   a. in virtù della loro attività professionale o della loro formazione professionale  possono superare un limite di dose per gli individui della popolazione di cui  all’articolo 22, fatto salvo il capoverso 2;   b. almeno una volta a settimana lavorano o ricevono una formazione professio- nale in aree controllate di cui all’articolo 80; oppure     Radioprotezione. O   23   814.501   c. almeno una volta a settimana lavorano o ricevono una formazione professio- nale in aree sorvegliate di cui all’articolo 85 e nel far questo possono essere  esposte a un’intensità di dose ambientale elevata.   2 Le persone che sono esposte esclusivamente al radon sul posto di lavoro sono  considerate professionalmente esposte a radiazioni soltanto se così possono accumu- lare una dose efficace di oltre 10 mSv all’anno (art. 167 cpv. 3).    3 Il titolare della licenza o, per il personale di volo, l’operatore di aeromobili, desi- gna tutte le persone che nell’azienda sono professionalmente esposte a radiazioni.   4 Egli informa periodicamente le persone professionalmente esposte a radiazioni  nella propria azienda in merito:   a. alle dosi di radiazione previste nell’ambito della loro attività;   b. ai limiti di dose loro applicabili;   c. ai rischi per la salute che comporta la loro attività;   d. ai provvedimenti di radioprotezione che devono essere osservati per la loro  attività;   e. ai rischi di un’esposizione a radiazioni per il nascituro.   Art. 52 Categorie   1 Il titolare della licenza suddivide le persone professionalmente esposte a radiazioni  per la sorveglianza nelle categorie A e B secondo i capoversi 2–4.   2 Alla categoria A appartengono le persone che:   a. nella loro attività professionale possono accumulare le seguenti dosi per ogni  anno civile:   1. una dose efficace superiore a 6 mSv,   2. una dose equivalente per il cristallino superiore a 15 mSv, o   3. una dose equivalente per pelle, mani e piedi superiore a 150 mSv;   b. sul posto di lavoro sono esposte a una dose efficace provocata da radon su- periore a 10 mSv per ogni anno civile; oppure   c. operano in una centrale nucleare in qualità di personale proprio.   3 Alla categoria B appartengono tutte le persone professionalmente esposte a radia- zioni che non appartengono alla categoria A.   4 Le persone che esercitano attività la cui esecuzione comporta un rischio trascurabi- le di accumulare dosi di cui al capoverso 2 lettera a sono attribuite alla categoria B  per l’esercizio di queste attività. Vi rientrano, in particolare:   a. attività nell’esercizio di impianti radiologici diagnostici in studi medici, den- tistici e veterinari, salvo che nell’ambito di dose forte;   b. attività quale personale di volo professionalmente esposto a radiazioni.     Protezione dell’equilibrio ecologico   24   814.501   5 Se il richiedente o il titolare della licenza fornisce la prova che un’attività non  soddisfa alcuno dei requisiti di cui al capoverso 2 può chiedere all’autorità di vigi- lanza l’assegnazione delle persone che svolgono questa attività alla categoria B.   Art. 53 Giovani, donne in stato di gravidanza e donne che allattano   1 Le persone di età inferiore a 16 anni non possono essere esposte professionalmente  a radiazioni.   2 Per i giovani di età compresa tra 16 e 18 anni e le donne in stato di gravidanza  valgono i limiti di dose speciali di cui all’articolo 57.   3 Dal momento in cui è constatato lo stato di gravidanza e fino al termine della  stessa, l’esposizione alle radiazioni delle donne in stato di gravidanza deve essere  accertata mensilmente.    4 Il DFI, d’intesa con l’IFSN, definisce quando le donne in stato di gravidanza  devono essere equipaggiate con un ulteriore dosimetro personale attivo.   5 Le donne in stato di gravidanza devono, su loro richiesta, essere esentate dalle  seguenti attività:   a. dal servizio di volo;   b. da lavori con materiale radioattivo in cui sussiste il rischio di un’incorpora- zione o di una contaminazione;   c. da lavori che possono essere eseguiti solamente da una persona esposta pro- fessionalmente a radiazioni della categoria A.   6 Le donne che allattano non possono eseguire lavori con materiale radioattivo in cui  sussiste un rischio elevato d’incorporazione.   Art. 54 Personale di volo   Nel caso di personale di volo professionalmente esposto a radiazioni l’esposizione  alle radiazioni deve essere ottimizzata nell’allestimento di piani di lavoro.   Art. 55 Sorveglianza medica   1 Il titolare della licenza deve far svolgere accertamenti medici secondo l’articolo  11a dell’ordinanza del 19 dicembre 198330 sulla prevenzione degli infortuni (OPI).   2 L’INSAI può assoggettare i lavoratori alle prescrizioni sulla prevenzione nel  settore della medicina del lavoro secondo gli articoli 70–89 OPI.       30 RS 832.30     Radioprotezione. O   25   814.501   Sezione 2: Limitazioni delle dosi   Art. 56 Limiti di dose   1 Per le persone professionalmente esposte a radiazioni, la dose efficace non deve  superare il limite di 20 mSv per anno civile.   2 Eccezionalmente e con l’approvazione dell’autorità di vigilanza, per queste perso- ne il limite per la dose efficace può raggiungere 50 mSv per anno civile, purché la  dose totale accumulata nei cinque anni precedenti, compreso l’anno in corso, sia  inferiore a 100 mSv.   3 Per queste persone la dose equivalente non può superare i seguenti limiti:   a. per il cristallino 20 mSv per anno civile o 100 mSv per la dose totale accu- mulata in cinque anni civili consecutivi, senza tuttavia superare 50 mSv in  un singolo anno civile;   b. per pelle, mani e piedi 500 mSv per anno civile.   4 Le persone professionalmente esposte a radiazioni provenienti dall’estero possono  accumulare in Svizzera soltanto una dose efficace di 20 mSv per anno civile, tolta la  dose già ricevuta nell’anno civile in corso.   Art. 57 Limite di dose per i giovani e le donne in stato di gravidanza   1 Per le persone di età compresa tra 16 e 18 anni la dose efficace non può superare il  limite di 6 mSv per anno civile.   2 Le donne in stato di gravidanza possono essere impiegate quali persone professio- nalmente esposte a radiazioni solamente se è garantito che, dal momento in cui è  constatato lo stato di gravidanza e fino al termine della stessa, non viene superata la  dose efficace di 1 mSv per il nascituro.   Art. 58 Provvedimenti in caso di superamento dei limiti di dose   1 Se per una persona professionalmente esposta a radiazioni è superato un limite di  dose di cui all’articolo 56 capoversi 1−3 e all’articolo 57 capoverso 1, per il resto  dell’anno civile questa persona può accumulare al massimo:   a. una dose efficace di 1 mSv;   b. una dose equivalente di 15 mSv per il cristallino e di 50 mSv per la pelle, le  mani e i piedi.   2 È fatto salvo il consenso dell’autorità di vigilanza di cui all’articolo 56 capover- so 2.   3 In caso di superamento del limite di cui all’articolo 57 capoverso 2, le donne in  stato di gravidanza non devono più essere impiegate nell’area controllata o sorve- gliata per il resto della gravidanza conformemente agli articoli 80 e 85.     Protezione dell’equilibrio ecologico   26   814.501   Art. 59 Controllo medico in caso di superamento dei limiti di dose   1 Se una persona supera un limite di dose di cui all’articolo 56 o 57, l’autorità di  vigilanza decide se tale persona deve essere sottoposta a controllo medico.   2 Il medico comunica il risultato della visita all’interessato e all’autorità di vigilanza  e propone i provvedimenti da adottare. Se si tratta di un lavoratore dipendente in- forma anche l’INSAI.   3 Il medico comunica inoltre all’autorità di vigilanza:   a. i dati relativi a danni precoci riscontrati;   b. i dati relativi a malattie o particolari predisposizioni che rendono necessaria  una decisione di inidoneità;   c. i dati relativi alla dosimetria biologica.   4 Se si tratta di un lavoratore dipendente, il medico comunica i dati anche all’INSAI.   5 L’INSAI o, per le persone che non sono in un rapporto di lavoro, l’autorità di  vigilanza, adotta i provvedimenti necessari. Può disporre un’esclusione temporanea  o permanente da lavori quale persona professionalmente esposta a radiazioni.   Art. 60 Vincoli di dose   1 Il titolare della licenza o, per il personale di volo, l’operatore di aeromobili, stabili- sce vincoli di dose per ottimizzare la radioprotezione per le persone professional- mente esposte a radiazioni.   2 Il principio dell’ottimizzazione è considerato soddisfatto per le attività che, per le  persone professionalmente esposte a radiazioni, non comportano una dose efficace  superiore a 100 µSv per anno civile.   3 In caso di superamento di un vincolo di dose deve essere verificata la prassi di  lavoro e migliorata la radioprotezione.   Sezione 3: Accertamento della dose di radiazione (dosimetria)   Art. 61 Dosimetria per le persone professionalmente esposte a radiazioni   1 Per le persone professionalmente esposte a radiazioni, l’esposizione alle radiazioni  va accertata individualmente e conformemente all’allegato 4 (dosimetria indivi- duale).   2 L’esposizione alle radiazioni esterna va accertata mensilmente.   3 L’autorità di vigilanza può autorizzare deroghe ai capoversi 1 e 2, qualora:   a. sia a disposizione un altro sistema idoneo di sorveglianza della dose;   b non sia a disposizione un sistema idoneo di sorveglianza della dose, ma si  adottino elevate misure di radioprotezione.     Radioprotezione. O   27   814.501   4 D’intesa con l’IFSN, il DFI stabilisce come e a quali intervalli di tempo va accerta- ta l’esposizione alle radiazioni interna. A tal fine considera le condizioni di lavoro e  i radionuclidi impiegati.   5 D’intesa con l’IFSN, disciplina quando debba essere impiegato un secondo sistema  di dosimetria autonomo che adempie una funzione supplementare.   Art. 62 Determinazione della dose di radiazione per mezzo di calcoli    1 Per i casi in cui la misurazione individuale della dose non è idonea, il titolare della  licenza deve accertare la dose di radiazione per mezzo di calcoli; ciò richiede  l’approvazione dell’autorità di vigilanza.   2 Il DFI emana, d’intesa con l’IFSN, disposizioni per la determinazione delle dosi di  radiazione per mezzo di calcoli.   3 Per il personale di volo può avere luogo una determinazione della dose di radiazio- ne per mezzo di calcoli da parte dell’operatore di aeromobili stesso. Il software  utilizzato deve essere conforme allo stato della tecnica.   Art. 63 Soglia di notifica per periodo di sorveglianza   1 Per le persone professionalmente esposte a radiazioni in aziende con una licenza  dell’UFSP si applicano le seguenti soglie di notifica per periodo di sorveglianza  dosimetrica:   a.   2 mSv per la dose efficace;   b.   2 mSv per la dose equivalente per il cristallino;   c. 50 mSv per la dose equivalente per la pelle, le mani o i piedi.   2 Al raggiungimento di una soglia di notifica insorgono gli obblighi di notifica di cui  agli articoli 65 capoverso 1 lettera c e 69 lettera b.   Art. 64 Obblighi dei titolari delle licenze o degli operatori di aeromobili  nella dosimetria individuale   1 I titolari delle licenze o, per il personale di volo, gli operatori di aeromobili, devo- no far accertare l’esposizione di tutte le persone professionalmente esposte a radia- zioni impiegate nella loro azienda da un servizio di dosimetria individuale ricono- sciuto. Possono effettuare anche in proprio una determinazione delle dosi per mezzo  di calcoli di cui all’articolo 62 o una misurazione di sondaggio per rilevare  un’esposizione alle radiazioni interna.   2 Sono tenuti ad assumersi i costi per la dosimetria.   3 Sono tenuti a:   a. informare le persone interessate sui risultati della dosimetria;   b. consegnare loro un riassunto scritto di tutte le dosi:    1. al termine del rapporto di lavoro,   2. prima che inizino a lavorare in un’altra azienda;     Protezione dell’equilibrio ecologico   28   814.501   c. mettere a disposizione dell’INSAI i dati relativi all’azienda, al personale e  dosimetrici necessari per l’applicazione dei provvedimenti preventivi di me- dicina del lavoro;   d. al raggiungimento di una soglia di notifica di cui all’articolo 63, presentare  all’autorità di vigilanza, su richiesta della stessa, una dichiarazione sulla  causa della dose. La dichiarazione deve avvenire per scritto entro due setti- mane;   e. notificare al servizio di dosimetria individuale cui hanno affidato il mandato,  per tutte le persone professionalmente esposte a radiazioni nella loro azien- da, i dati di cui all’articolo 73 capoverso 1 lettere a–e e g–i;    f. notificare direttamente al registro centrale delle dosi le dosi che non sono  state accertate da un servizio di dosimetria individuale svizzero, accumulate  in occasione di missioni all’estero dalle persone professionalmente esposte a  radiazioni; tale notifica deve avere luogo entro un mese dal termine della  missione in una forma prescritta dall’UFSP.   Art. 65 Obblighi dei titolari delle licenze o degli operatori di aeromobili in  caso di determinazione della dose di radiazione per mezzo di calcoli   1 Nel caso di una determinazione della dose di radiazione per mezzo di calcoli di cui  all’articolo 62 effettuata nell’azienda, i titolari delle licenze o, per il personale di  volo, gli operatori di aeromobili, devono notificare:   a. i dati di cui all’articolo 73 al registro centrale delle dosi (art. 72);   b. le dosi di radiazione calcolate: entro un periodo stabilito dall’UFSP in una  forma prescritta da quest’ultimo al registro centrale delle dosi;   c. un superamento di una soglia di notifica di cui all’articolo 63 al più tardi  dieci giorni dopo il calcolo della dose di radiazione all’autorità di vigilanza;   d. un sospetto di superamento di un limite di dose: entro un giorno lavorativo  all’autorità di vigilanza e, se si tratta di un lavoratore dipendente, all’INSAI.   2 Per le aziende che rientrano nell’ambito di vigilanza dell’IFSN, l’IFSN emana  direttive aggiuntive concernenti la notifica delle dosi di radiazione determinate per  mezzo di calcoli.   Sezione 4: Servizi di dosimetria individuale   Art. 66 Presupposti per il riconoscimento   1 Un servizio di dosimetria individuale deve essere riconosciuto dall’autorità di  riconoscimento (art. 68).   2 È riconosciuto se sono soddisfatti i seguenti presupposti:   a. ha sede in Svizzera;     Radioprotezione. O   29   814.501   b. dispone di un’organizzazione idonea e di personale in numero sufficiente, in  particolare di un numero sufficiente di persone con conoscenze pratiche nel- la tecnica di misurazione impiegata e nella radioprotezione;   c. dimostra all’autorità di riconoscimento di disporre di un programma di ga- ranzia della qualità e di applicarlo;   d. il sistema di misurazione è conforme allo stato della tecnica e riconducibile  a campioni di riferimento appropriati attraverso una catena ininterrotta di  misurazioni comparative.   3 Qualora un servizio di dosimetria individuale sia accreditato per la dosimetria  individuale, i presupposti di cui al capoverso 2 lettere c e d sono considerati soddi- sfatti.   Art. 67 Procedura e validità del riconoscimento   1 L’autorità di riconoscimento stabilisce, mediante un’ispezione e un esame tecnico,  se un servizio di dosimetria individuale soddisfa i presupposti per il riconoscimento.  Essa può affidare tale incarico a terzi.   2 Il riconoscimento può essere rilasciato per cinque anni al massimo.   Art. 68 Autorità di riconoscimento   1 Il riconoscimento è di competenza:   a. dell’UFSP, se il servizio di dosimetria intende operare, completamente o in  massima parte, nel suo settore di vigilanza o in quello dell’INSAI;   b. dell’IFSN, se il servizio di dosimetria intende operare, completamente o in  massima parte, nel suo settore di vigilanza.   2 Nel caso in cui un servizio di dosimetria individuale intendesse operare in diversi  settori di vigilanza, le autorità di riconoscimento concordano quale autorità deve  essere competente per il relativo riconoscimento.   3 Le autorità di riconoscimento non possono gestire un servizio di dosimetria indivi- duale.   Art. 69 Obblighi di notifica del servizio di dosimetria individuale   Il servizio di dosimetria individuale è tenuto a:   a. notificare, entro un mese dalla scadenza del periodo di sorveglianza, i dati di  cui all’articolo 73 ai seguenti servizi:   1. al titolare della licenza o all’operatore di aeromobili per il personale di  volo,   2. al registro centrale delle dosi (art. 72) in una forma prescritta  dall’UFSP,   3. direttamente all’IFSN, se si tratta di dati che rientrano nel suo ambito di  vigilanza;     Protezione dell’equilibrio ecologico   30   814.501   b. se è superata una soglia di notifica per periodo di sorveglianza di cui  all’articolo 63, il servizio di dosimetria individuale notifica il superamento al  titolare della licenza e all’autorità di vigilanza al più tardi dieci giorni lavo- rativi dopo la ricezione del dosimetro;   c. se sussiste il sospetto di superamento di un limite di dose, il servizio di do- simetria individuale notifica il risultato entro un giorno lavorativo al titolare  della licenza o, per il personale di volo, all’operatore di aeromobili, e  all’autorità di vigilanza. Se si tratta di un lavoratore dipendente, esso infor- ma anche l’INSAI;   d. per i servizi di dosimetria individuale riconosciuti dall’IFSN, quest’ultimo  emana una direttiva concernente le notifiche.   Art. 70 Ulteriori obblighi del servizio di dosimetria individuale   1 Il servizio di dosimetria individuale è tenuto a conservare i valori delle dosi, le  generalità delle persone interessate e tutti i dati originali necessari per effettuare un  calcolo a posteriori delle dosi da dichiarare, per due anni dopo averli trasmessi al  registro centrale delle dosi.   2 Il servizio è tenuto a partecipare a proprie spese a misurazioni comparative, secon- do le istruzioni dell’autorità di riconoscimento.   3 Se un servizio di dosimetria individuale intende cessare la propria attività deve  comunicarlo, con almeno sei mesi di anticipo, all’autorità di riconoscimento, ai  propri mandanti e alle autorità di vigilanza competenti per essi.   4 Il servizio di dosimetria individuale che cessa la sua attività trasmette i suoi dati  archiviati ai nuovi servizi di dosimetria individuale designati dai propri mandanti.   5 In casi straordinari l’autorità di riconoscimento stabilisce la procedura.   6 Se un mandante disdice il rapporto di mandato con il servizio di dosimetria indivi- duale, quest’ultimo è tenuto a rendere attento il mandante sui suoi obblighi in qualità  di titolare della licenza di cui all’articolo 64 e a informare l’autorità di vigilanza in  merito alla disdetta.   Art. 71 Obbligo del segreto e protezione dei dati   Il servizio di dosimetria individuale è autorizzato a comunicare le generalità e i  valori di dose delle persone sottoposte alla dosimetria soltanto:    a. alla persona stessa sottoposta a dosimetria;   b. al titolare della licenza oppure all’operatore di aeromobili per il personale di  volo;   c. all’autorità di vigilanza;   d. all’autorità preposta al rilascio delle licenze;   e. al registro centrale delle dosi.      Radioprotezione. O   31   814.501   Sezione 5: Registro centrale delle dosi   Art. 72 Autorità preposta e scopo   1 L’UFSP tiene un registro centrale delle dosi.   2 Il registro ha per scopo di registrare la dose accertata nel corso di tutta l’attività di  una persona professionalmente esposta a radiazioni al fine di chiarire, su questa  base, possibili pretese assicurative.   3 Inoltre consente alle autorità di vigilanza:   a. di controllare in ogni momento le dosi accumulate per intervallo di sorve- glianza da ogni persona professionalmente esposta a radiazioni in Svizzera;   b. di allestire statistiche e valutare l’efficacia delle disposizioni della presente  ordinanza;   c. di assicurare la conservazione dei dati.   Art. 73 Dati elaborati   1 I seguenti dati relativi a persone professionalmente esposte a radiazioni sono  memorizzati nel registro centrale delle dosi:   a. cognomi, nomi, cognomi precedenti;   b. data di nascita;   c.31 numero AVS;   d. sesso;   e. nome, indirizzo e IDI dell’azienda;   f. valori di dose accertati in Svizzera e all’estero;   g. categoria professionale;   h. attività;   i. categoria (A o B).   2 Per le persone attive in Svizzera a titolo temporaneo sono registrate le dosi accer- tate in Svizzera.   Art. 74 Diritti d’accesso   Hanno accesso elettronico diretto ai dati del registro centrale delle dosi:   a. i collaboratori della Divisione radioprotezione dell’UFSP;   b. il servizio di medicina del lavoro dell’INSAI;   c. le autorità di vigilanza solo ai dati relativi al loro settore di vigilanza;   d.  l’Ufficio federale dell’aviazione civile (UFAC) ai dati del personale di volo.       31 Nuovo testo giusta l’all. n. II 31 dell’O del 17 nov. 2021, in vigore dal 1° gen. 2022   (RU 2021 800).     Protezione dell’equilibrio ecologico   32   814.501   Art. 75 Rapporto   1 Le autorità di vigilanza allestiscono annualmente un rapporto relativo ai risultati  della dosimetria individuale.   2 L’UFSP pubblica il rapporto, provvedendo affinché le persone in questione non  possano essere individuate.   Art. 76 Utilizzazione dei dati per progetti di ricerca   1 L’UFSP può utilizzare i dati personali memorizzati presso il registro centrale delle  dosi per progetti di ricerca sugli effetti delle radiazioni e sulla radioprotezione o  metterli a disposizione di terzi su richiesta. Sono applicabili le disposizioni della  LRUm.32   2 L’UFSP mette a disposizione i dati personali soltanto in forma anonimizzata, a  meno che il richiedente non comprovi che:   a. la persona interessata ha acconsentito alla comunicazione dei propri dati; o   b. dispone di un’autorizzazione della commissione d’etica competente secondo  l’articolo 45 LRUm.    Sezione 6: Disposizioni tecniche relative alla dosimetria individuale   Art. 77   1 Il DFI emana, d’intesa con l’IFSN e dopo avere sentito l’Istituto federale di metro- logia (METAS), disposizioni tecniche relative alla dosimetria individuale.   2 Le disposizioni tecniche comprendono, in particolare:   a. i requisiti minimi dei sistemi di misurazione;   b. i requisiti minimi relativi alla precisione delle misure, sia durante l’esercizio  ordinario sia in occasione di misurazioni comparative;   c. i modelli standard per il calcolo delle dosi di radiazione.   Capitolo 6: Materiale radioattivo e impianti   Sezione 1: Aree controllate e sorvegliate   Art. 78 Principi   1 Per limitare e controllare l’esposizione alle radiazioni, il titolare della licenza  allestisce aree controllate o aree sorvegliate.       32 RS 810.30     Radioprotezione. O   33   814.501   2 I lavori con materiale radioattivo oltre il livello di licenza, fatta eccezione per le  sorgenti radioattive sigillate, devono essere svolti all’interno delle aree controllate in  locali allestiti come aree di lavoro secondo l’articolo 81.   3 Per i locali o i luoghi all’interno di aree controllate o sorvegliate in cui sono possi- bili contaminazioni di superfici o dell’aria del locale o possono presentarsi intensità  di dose ambientale elevate, l’autorità di vigilanza può disporre una suddivisione in  zone secondo l’articolo 82 e rinunciare all’allestimento di aree di lavoro.   Art. 79 Limitazione della dose ambientale   1 Il locale o l’area in cui sono in funzione impianti o è manipolato materiale radioat- tivo va concepito o schermato in modo da non superare alcun limite.    2 Nei luoghi situati al di fuori delle aree controllate e sorvegliate dove possono  trattenersi in permanenza individui della popolazione, la dose ambientale non deve  superare 0,02 mSv la settimana. Nei luoghi in cui le persone non si trattengono in  permanenza, tale valore può essere superato fino a cinque volte.   3 Se i luoghi di cui al capoverso 2 sono posti di lavoro, la dose ambientale può essere  superiore corrispondentemente a una presenza presunta per motivi di lavoro di  40 ore settimanali.   4 L’influsso di molteplici sorgenti di radiazioni su un luogo da proteggere deve  essere considerato.   5 D’intesa con l’IFSN, il DFI stabilisce vincoli per la dose ambientale all’interno e al  di fuori delle aree controllate e sorvegliate.   Sezione 2: Aree controllate   Art. 80 Definizione   1 Le aree controllate sono aree sottoposte a particolari requisiti ai fini della protezio- ne contro l’esposizione a radiazioni ionizzanti e della prevenzione della diffusione di  una contaminazione radioattiva. Nell’ambito di vigilanza dell’IFSN, per le aree  controllate può continuare a essere utilizzato il termine «zone controllate».   2 Vanno allestite quali aree controllate:   a. le aree di lavoro di cui all’articolo 81;   b. i tipi di zona I–IV di cui all’allegato 10;   c. le aree entro le quali la contaminazione dell’aria può superare 0,05 CA se- condo l’allegato 3 colonna 11 oppure la contaminazione delle superfici può  superare 1 CS secondo l’allegato 3 colonna 12.   3 L’autorità di vigilanza può esigere che siano allestite altre aree come aree control- late ove opportuno per motivi organizzativi.   4 Il titolare della licenza deve provvedere affinché l’accesso alle aree controllate sia  possibile solamente a persone autorizzate.      Protezione dell’equilibrio ecologico   34   814.501   5 Le aree controllate vanno chiaramente delimitate e contrassegnate secondo l’alle- gato 8.   6 Il titolare della licenza deve sorvegliare l’osservanza dei vincoli per le intensità di  dose ambientale, le contaminazioni e le concentrazioni di attività nell’aria dei locali,  nonché dei provvedimenti protettivi e di sicurezza all’interno delle aree controllate.   Art. 81 Aree di lavoro   1 Le aree di lavoro devono essere installate all’interno di un’area controllata in locali  separati, previsti esclusivamente a tale scopo.   2 Sono classificate in funzione delle attività dei materiali radioattivi manipolati per  operazione o utilizzati per giorno nei seguenti tipi:   a. tipo C: un’attività compresa tra 1 e 100 livelli di licenza;   b. tipo B: un’attività compresa tra 1 e 10 000 livelli di licenza;   c. tipo A: un’attività compresa tra 1 livello di licenza ed un livello massimo,  specificato nella procedura di rilascio della licenza.   3 L’autorità di vigilanza può autorizzare valori che superano fino a 100 volte quelli  di cui al capoverso 2 per lo stoccaggio di materiale radioattivo nelle aree di lavoro.   4 Può autorizzare deroghe al capoverso 1 se sussistono motivi legati alla tecnica o  alla gestione e rimane garantita la radioprotezione.   5 Per manipolazioni a basso rischio di incorporazione, essa può, in casi eccezionali,  autorizzare valori che superano fino a dieci volte quelli di cui al capoverso 2, purché  sia garantita la radioprotezione.   6 Nel singolo caso e tenendo conto del rischio di incorporazione può attribuire aree  di lavoro a un tipo diverso da quanto previsto nel capoverso 2, purché vi si eseguano  esclusivamente lavori con pericolo di inalazione esiguo.   7 D’intesa con l’IFSN, il DFI emana le necessarie prescrizioni riguardanti i provve- dimenti protettivi.   Art. 82 Zone   1 Le zone sono suddivise in tipi di zona secondo l’allegato 10, in funzione del grado  di contaminazione presente o prevedibile.    2 All’interno di zone con intensità di dose ambientale elevata, ai fini della pianifica- zione e regolamentazione degli equivalenti di dose individuale, devono essere alle- stiti e designati settori con intensità di dose ambientale massime ammesse secondo  l’allegato 10.   3 In singoli casi, l’autorità di vigilanza può autorizzare altri tipi di zone o settori se la  radioprotezione è garantita in maniera pari o maggiore.   4 D’intesa con l’IFSN, il DFI emana prescrizioni riguardanti i provvedimenti protet- tivi per i vari tipi di zona o di settore.     Radioprotezione. O   35   814.501   Art. 83 Trattamento al termine dei lavori    1 Il titolare della licenza è tenuto ad assicurarsi che per le aree controllate che non  sono più adibite alla manipolazione di materiale radioattivo e, se necessario, anche  per le loro adiacenze, comprese tutte le installazioni e il materiale ivi rimasto, siano  soddisfatti i criteri della misurazione di declassamento di cui all’articolo 106 e non  siano superati i limiti di immissione di cui all’articolo 24.   2 Deve dimostrare all’autorità di vigilanza che l’obbligo di cui al capoverso 1 è  rispettato.   3 Può adibire ad altri usi le aree controllate interessate soltanto dopo l’approvazione  dell’autorità di vigilanza.   Art. 84 Vincoli per le contaminazioni    1 Quando da un’area controllata escono persone o materiali, occorre prima assicurare  che il vincolo per la contaminazione delle superfici secondo l’allegato 3 colonna 12  non venga superato. Per l’esenzione di materiali si applicano i requisiti di cui  all’articolo 106.   2 Se nelle aree controllate la contaminazione dei materiali e delle superfici supera di  oltre dieci volte il vincolo di cui all’allegato 3 colonna 12, devono essere applicati  provvedimenti di decontaminazione o altri provvedimenti protettivi idonei.   3 Se nelle aree controllate una parte della contaminazione rimane fissata alla superfi- cie anche a seguito di sollecitazioni prevedibili, i vincoli dell’allegato 3 colonna 12  si applicano solamente alla contaminazione trasmissibile.   Sezione 3: Aree sorvegliate   Art. 85   1 Le aree sorvegliate sono aree sottoposte a particolari requisiti ai fini della protezio- ne contro l’esposizione a radiazioni ionizzanti dovute all’esercizio di impianti o alla  manipolazione di sorgenti radioattive sigillate.   2 Vanno allestite quali aree sorvegliate:   a. i locali e le aree adiacenti in cui sono in funzione impianti non dotati di di- spositivo di protezione totale o parziale;   b. le zone di tipo 0 secondo l’allegato 10;   c. le aree in cui le persone possono accumulare una dose efficace superiore a 1  mSv per anno civile tramite esposizione esterna alle radiazioni.   3 Il titolare della licenza deve provvedere affinché nelle aree sorvegliate possano  trattenersi soltanto persone autorizzate quando durante l’esercizio di impianti o la  manipolazione di sorgenti radioattive sigillate si presentano intensità di dose am- bientale elevate.     Protezione dell’equilibrio ecologico   36   814.501   4 Il titolare della licenza deve sorvegliare l’osservanza dei vincoli per le intensità di  dose ambientale nonché dei provvedimenti protettivi e di sicurezza all’interno delle  aree sorvegliate.   5 Le aree sorvegliate vanno contrassegnate secondo l’allegato 8.   6 Per il personale di volo professionalmente esposto a radiazioni non è necessario  l’allestimento di aree sorvegliate.   7 Nei locali in cui sono in funzione esclusivamente piccoli impianti a raggi X per uso  odontoiatrico non è necessario allestire aree sorvegliate.   Sezione 4: Obblighi nella manipolazione di sorgenti di radiazioni   Art. 86 Inventario, obbligo di tenere un registro e di allestire un rapporto   1 Per la manipolazione di sorgenti radioattive sigillate, i titolari delle licenze devono  tenere un inventario.   2 Devono tenere un registro sull’acquisto, l’impiego, la consegna e lo smaltimento di  materiali radioattivi.   3 Devono allestire annualmente un rapporto, all’attenzione dell’autorità di vigilanza,  sul commercio con sorgenti di radiazioni e fornire le seguenti indicazioni:   a. la designazione dei radionuclidi, la loro attività, la data di determinazione  dell’attività nonché la loro forma chimica e fisica;   b. la designazione degli apparecchi o degli oggetti contenenti sorgenti radioat- tive, con indicazione dei radionuclidi e della loro attività nonché della data  di determinazione dell’attività;   c. la designazione degli impianti e dei loro parametri;   d. gli indirizzi e i numeri di licenza degli acquirenti nazionali.   4 L’autorità preposta al rilascio delle licenze può prevedere nella licenza obblighi  supplementari di tenere un registro e di allestire un rapporto.   Art. 87 Consegna    I titolari di sorgenti di radiazioni soggette all’obbligo della licenza possono conse- gnarle soltanto ad aziende o persone che dispongono della corrispondente licenza.   Art. 88 Requisiti per la manipolazione e l’ubicazione di sorgenti di  radiazioni   D’intesa con l’IFSN, il DFI disciplina i requisiti in materia di manipolazione e  ubicazione di sorgenti di radiazioni, in particolare stabilisce:   a. le misure edili e le basi di calcolo;   b. i requisiti dei locali di irradiazione, di applicazione e di riposo, nonché dei  locali per apparecchi di esami in medicina nucleare;     Radioprotezione. O   37   814.501   c. i provvedimenti di radioprotezione per la cura e la degenza dei pazienti sot- toposti a radioterapia;   d. il tipo di stoccaggio e i requisiti dei depositi di materiali radioattivi.   Sezione 5: Strumenti di misurazione   Art. 89 Strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti   1 Il titolare della licenza deve fare in modo che l’azienda disponga del numero  necessario di idonei strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti.   2 Nei locali o nelle aree in cui sono manipolate o sono in funzione sorgenti di radia- zioni e sussiste un rischio corrispondente devono essere sempre disponibili strumenti  di misurazione delle radiazioni ionizzanti destinati al controllo dell’intensità di dose,  della contaminazione delle superfici e dell’aria.   Art. 90 Requisiti degli strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti   Gli strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti sono assoggettati  all’ordinanza del 15 febbraio 200633 sugli strumenti di misurazione e alle disposi- zioni d’esecuzione del Dipartimento federale di giustizia e polizia (DFGP) emanate  d’intesa con il DFI e il Dipartimento federale dell’ambiente, dei trasporti,  dell’energia e delle comunicazioni (DATEC).   Art. 91 Requisiti per l’utilizzo degli strumenti di misurazione delle  radiazioni ionizzanti    D’intesa con l’IFSN, il DFI disciplina:   a. il tipo e il numero di strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti ne- cessari;   b. la portata della garanzia della qualità per l’utilizzo di strumenti di misura- zione delle radiazioni ionizzanti.   Art. 92 Obblighi del titolare della licenza   1 Il titolare della licenza deve controllare l’efficienza degli strumenti di misurazione  delle radiazioni ionizzanti a intervalli adeguati, mediante sorgenti di radiazioni  idonee.   2 L’autorità di vigilanza può obbligare il titolare della licenza a partecipare a misura- zioni comparative.       33 RS 941.210     Protezione dell’equilibrio ecologico   38   814.501   Sezione 6:   Tecnica di costruzione e contrassegno delle sorgenti radioattive sigillate   Art. 93 Tecnica di costruzione   1 Al momento dell’immissione in commercio, le sorgenti radioattive sigillate devono  corrispondere allo stato della tecnica per quanto attiene alla tecnica di costruzione.   2 Per le sorgenti radioattive sigillate devono essere scelti radionuclidi nella forma  chimica più stabile.   3 Se le sorgenti radioattive sigillate sono impiegate esclusivamente come sorgenti di  radiazioni gamma o radiazioni neutroniche, devono essere munite di una schermatu- ra che impedisca la fuoriuscita di radiazioni alfa o beta.   Art. 94 Contrassegno   1 Le sorgenti radioattive sigillate e i relativi contenitori vanno contrassegnati in  modo che sia sempre possibile identificare la sorgente.   2 Il produttore e il fornitore di una sorgente sigillata ad alta attività di cui all’articolo  96 devono assicurare che questa possa essere identificata da un numero univoco.  Tale numero deve essere inciso o impresso in profondità sulla sorgente e sul conteni- tore della stessa.   3 Dal contrassegno devono essere visibili o derivabili il radionuclide, l’attività, la  data di fabbricazione e di misurazione nonché eventualmente la classificazione  conformemente alla norma ISO 291934.   4 L’autorità di vigilanza può accordare deroghe ai capoversi 1–3 se è impossibile  collocare un contrassegno o se sono utilizzati contenitori riutilizzabili.   Art. 95 Ulteriori requisiti per l’immissione in commercio   1 Prima dell’immissione in commercio, ogni sorgente radioattiva sigillata deve  essere sottoposta a un controllo relativo all’ermeticità e all’assenza di contaminazio- ne. Il controllo deve essere effettuato da un servizio accreditato o riconosciuto  dall’autorità di vigilanza a svolgere tale attività.   2 La capsula delle sorgenti radioattive sigillate la cui attività supera di 100 volte il  livello di licenza deve soddisfare i requisiti della norma ISO 291935 per l’impiego  previsto ed essere debitamente classificata.       34 ISO 2919, versione 2012-02-15, Protezione dalle radiazioni – Sorgenti radioattive sigilla- te – requisiti generali e classificazione. Le norme tecniche ISO menzionate nella presente  ordinanza possono essere consultate gratuitamente presso l’UFSP, 3003 Berna. Possono  essere ottenute a pagamento presso l’Associazione svizzera di normalizzazione (SNV),  Sulzerallee 70, 8404 Winterthur; www.snv.ch.   35 ISO 2919, versione 2012-02-15, Protezione dalle radiazioni – Sorgenti radioattive sigilla- te – requisiti generali e classificazione. Le norme tecniche ISO menzionate nella presente  ordinanza possono essere consultate gratuitamente presso l’UFSP, 3003 Berna. Possono  essere ottenute a pagamento presso l’Associazione svizzera di normalizzazione (SNV),  Sulzerallee 70, 8404 Winterthur; www.snv.ch..      Radioprotezione. O   39   814.501   3 In casi motivati, l’autorità di vigilanza può ammettere deroghe ai capoversi 1 e 2,  oppure esigere controlli di qualità supplementari.   Sezione 7: Sorgenti sigillate ad alta attività   Art. 96 Definizione   Per sorgente sigillata ad alta attività s’intende una sorgente radioattiva sigillata la cui  attività è maggiore del valore d’attività di cui all’allegato 9.   Art. 97 Inventario   1 L’autorità preposta al rilascio delle licenze tiene un inventario dei titolari delle  licenze e delle sorgenti sigillate ad alta attività che si trovano in loro possesso.   2 L’inventario comprende:   a. il numero di identificazione;   b. il fornitore;   c. il tipo di sorgente e la sua ubicazione;   d. il rispettivo radionuclide;   e. l’attività della sorgente al momento della fabbricazione, della prima immis- sione in commercio o dell’acquisto da parte del titolare della licenza.   3 L’autorità preposta al rilascio delle licenze mantiene aggiornato l’inventario.   Art. 98 Requisiti    1 Prima del rilascio di una licenza per la manipolazione di sorgenti sigillate ad alta  attività, il richiedente deve comprovare che sia stato adeguatamente preventivato il  successivo smaltimento.    2 Il titolare della licenza verifica almeno una volta all’anno che ogni sorgente sigilla- ta ad alta attività ed eventualmente il contenitore di protezione che la contiene siano  in buono stato ed effettivamente nel luogo di utilizzazione o nel luogo di deposito.  Comunica il risultato della verifica all’autorità preposta al rilascio delle licenze.   Art. 99 Sicurezza e protezione   1 Il titolare della licenza stabilisce per ogni sorgente sigillata ad alta attività provve- dimenti e procedure idonei e documentati atti a impedire l’accesso non autorizzato,  lo smarrimento, il furto o il danneggiamento della sorgente in seguito a incendio,  documentando i provvedimenti e la procedura.   2 D’intesa con l’IFSN, il DFI stabilisce i principi per i requisiti edili, tecnici, orga- nizzativi e amministrativi delle misure di sicurezza e di protezione.       Protezione dell’equilibrio ecologico   40   814.501   Sezione 8: Provvedimenti volti a garantire la qualità   Art. 100   1 Il titolare della licenza deve provvedere affinché le sorgenti di radiazioni:   a. siano sottoposte a un controllo prima di essere utilizzate per la prima volta;   b. siano periodicamente sottoposte a controllo e a manutenzione.   2 Il capoverso 1 si applica anche ai relativi sistemi medici di ricezione, di riprodu- zione e di documentazione delle immagini, nonché ai sistemi di esami in medicina  nucleare e agli attivimetri.    3 Il DFI può stabilire, d’intesa con l’IFSN, la portata minima e la periodicità del  controllo, la portata minima del programma di garanzia della qualità nonché i requi- siti dei servizi preposti alla loro esecuzione. Nel fare ciò tiene conto delle norme  nazionali e internazionali relative alla garanzia della qualità.   Sezione 9:  Trasporto, importazione, esportazione e transito di materiale  radioattivo   Art. 101 Trasporto al di fuori del perimetro aziendale   1 Chi trasporta o fa trasportare materiale radioattivo al di fuori del perimetro azien- dale deve:   a. osservare le prescrizioni federali per il trasporto di merci pericolose;   b. comprovare di disporre di un programma di garanzia della qualità appropria- to e di applicarlo.   2 Lo speditore e il trasportatore di materiale radioattivo devono:   a. designare preventivamente un responsabile per la garanzia della qualità e  fissare per scritto i provvedimenti di garanzia della qualità;   b. assicurarsi che i contenitori o gli imballaggi usati per il trasporto siano con- formi alle prescrizioni in materia e siano sottoposti a manutenzione.   3 Se lo speditore o il trasportatore dispongono di un sistema di garanzia della qualità  per il trasporto di materiale radioattivo certificato da un servizio accreditato, si  ritiene che applichino un programma di garanzia della qualità appropriato.   4 Lo speditore deve verificare se la persona incaricata del trasporto è in possesso, se  necessario, di una licenza per il trasporto di materiale radioattivo.   Art. 102 Trasporto entro il perimetro aziendale   D’intesa con l’IFSN, il DFI stabilisce i requisiti per il trasporto di materiale radioat- tivo entro il perimetro aziendale.     Radioprotezione. O   41   814.501   Art. 103 Importazione, esportazione e transito   1 Il materiale radioattivo può essere importato, esportato o fatto transitare esclusiva- mente tramite gli uffici doganali designati dalla Direzione generale delle dogane.   2 La dichiarazione doganale per l’importazione, l’esportazione o il transito deve  contenere le indicazioni seguenti:   a. la designazione esatta della merce;   b. i radionuclidi (in caso di miscele di nuclidi, vanno indicati i tre nuclidi con i  valori più bassi del livello di licenza);   c. l’attività totale per radionuclide in Bq36;   d. il numero della licenza del destinatario (in caso di importazione) o del mit- tente (in caso di esportazione) in Svizzera.   3 Il depositario deve presentare per ogni singolo immagazzinamento di materiale  radioattivo in un deposito doganale aperto o in un deposito franco dell’ufficio doga- nale una licenza secondo l’articolo 28 LRaP.   4 L’autorità preposta al rilascio delle licenze può esigere che sia chiesta una licenza  separata per ogni importazione, esportazione e transito di sorgenti sigillate ad alta  attività.   Sezione 10: Materiali radioattivi orfani   Art. 104   1 Se sussiste un’elevata probabilità che in materiali destinati al riciclaggio o in rifiuti  siano contenuti materiali radioattivi orfani le aziende sono tenute, nel quadro della  gestione o della preparazione all’esportazione, a verificare la presenza di materiali  radioattivi orfani mediante adeguate procedure di controllo e a mettere al sicuro in  luoghi idonei i materiali eventualmente rinvenuti. Ciò vale, in particolare, per:   a. le aziende in cui vengono inceneriti rifiuti urbani o rifiuti di composizione  analoga;   b. le aziende che riciclano rottami metallici;   c. le aziende che preparano all’esportazione rottami metallici.   2 Gli obblighi delle aziende interessate vengono precisati nella licenza.       36 Bq = becquerel     Protezione dell’equilibrio ecologico   42   814.501   Sezione 11: Esenzione   Art. 105 Esenzione dall’obbligo della licenza e dalla vigilanza   È esente dall’obbligo della licenza e dalla vigilanza la manipolazione di:   a. materiale che è stato immesso nell’ambiente secondo gli articoli 111–116;   b. materiale che è stato esentato conformemente all’ordinanza del 22 giugno  199437 sulla radioprotezione oppure è stato immesso nell’ambiente;   c. materiale proveniente da un’attività soggetta all’obbligo della licenza che è  stato esentato ai sensi dell’articolo 106;   d. NORM, che sono stati immessi nell’ambiente ai sensi dell’articolo 169.   Art. 106 Misurazione di declassamento e altri metodi per l’esenzione    1 Il titolare della licenza può esentare la manipolazione di materiale dall’obbligo  della licenza e dalla vigilanza se con una misurazione (misurazione di declassa- mento) comprova che:   a. l’intensità di dose ambientale massima misurata a una distanza di 10 cm dal- la superficie, dedotta la radiazione naturale, è inferiore a 0,1 µSv/h; e   b. uno dei seguenti presupposti è soddisfatto:   1. l’attività specifica è inferiore al livello di allontanamento,   2. l’attività assoluta è inferiore all’attività di 1 kg di un materiale la cui at- tività specifica corrisponde al livello di allontanamento.   2 Se vi è la possibilità che le persone addette alla manipolazione di materiale declas- sato di cui al capoverso 1 vengano contaminate, occorre assicurare mediante  un’ulteriore misurazione che sia rispettato il vincolo per la contaminazione superfi- ciale secondo l’allegato 3 colonna 12.   3 Per la determinazione della media dei valori misurati secondo i capoversi 1 e 2 per  garantire che non siano superati il livello di allontanamento o i vincoli per la conta- minazione superficiale di cui all’allegato 3 colonna 12, devono essere rispettati le  seguenti grandezze:    a. per la misurazione dell’attività: 100 kg;   b. per la misurazione della contaminazione superficiale: 100 cm2.   4 L’autorità di vigilanza può approvare valori più alti di quelli specificati al capo- verso 3 in casi motivati.       37 [RU 1994 1947, 1995 4959 n. II 2, 1996 2129, 2000 107 934 2894, 2001 3294 n. II 7,  2005 601 all. 7 n. 3 2885 all. n. 7, 2007 1469 all. 4 n. 44 5651, 2008 3153 art. 10 n. 2  5747 all. n. 22, 2010 5191 art. 20 n. 4 5395 all. 2 n. II 3, 2011 5227 n. I 2.7, 2012 7065   n. I 5 7157, 2013 3041 n. I 5 3407 all. 6 n. 3]     Radioprotezione. O   43   814.501   5 La manipolazione di materiale solido o liquido può essere esentata senza rileva- mento metrologico dell’attività se:   a. l’intensità di dose ambientale massima misurata a una distanza di 10 cm dal- la superficie, dedotta la radiazione naturale, è inferiore a 0,1 µSv/h;   b. il capoverso 2 è rispettato; e    c. è soddisfatto uno dei seguenti presupposti:   1. il non superamento del limite di allontanamento può essere comprovato  con un bilancio dei materiali impiegati o l’esclusione di un’attivazione,   2. l’autorità di vigilanza ha approvato i modelli utilizzati e i calcoli ese- guiti per comprovare il non superamento del limite di allontanamento.   6 L’autorità di vigilanza può fissare i presupposti che impongono l’obbligo di notifi- carle i risultati di una misurazione di declassamento prima che i materiali siano  esentati.   Art. 107 Divieto di miscele   Non sono ammesse miscele di materiali radioattivi con altri materiali allo scopo di  non sottoporne la manipolazione all’obbligo della licenza e alla vigilanza. Sono fatti  salvi gli articoli 111–116 e 169.   Capitolo 7: Scorie radioattive   Sezione 1: Principi   Art. 108 Definizione   Le scorie radioattive sono materiali radioattivi che non sono più utilizzati ulterior- mente e non contengono esclusivamente NORM.   Art. 109 Ulteriore uso    1 Per ulteriore uso si intende un’utilizzazione pianificata concretamente di un mate- riale radioattivo nel quadro di un’attività autorizzata, che inizia entro tre anni  dall’ultima utilizzazione. L’autorità di vigilanza può approvare una proroga della  scadenza.   2 L’autorità di vigilanza può esigere che un materiale radioattivo sia destinato a un  ulteriore uso.   Art. 110 Controllo e documentazione   I titolari della licenza devono:   a. controllare le proprie giacenze di scorie radioattive;   b. documentare le attività determinanti per il loro successivo trattamento e la  loro composizione;     Protezione dell’equilibrio ecologico   44   814.501   c. registrare le scorie radioattive immesse nell’ambiente.   Sezione 2: Immissione nell’ambiente    Art. 111 Principi   1 Sono considerati immissione nell’ambiente in particolare il deposito in una discari- ca, lo smaltimento tra i rifiuti domestici, l’immissione nell’ambiente tramite l’aria  espulsa o le acque di scarico, l’incenerimento, il riciclaggio o la consegna a un punto  di riciclaggio.   2 Possono essere immesse nell’ambiente soltanto scorie radioattive a bassa attività.   3 L’immissione di scorie radioattive nell’ambiente può avvenire solamente su licen- za e sotto il controllo del titolare della licenza.   4 Le scorie radioattive possono essere immesse nell’ambiente dal titolare della  licenza senza l’approvazione dell’autorità preposta al rilascio delle licenze e senza  autorizzazione specifica ai sensi dell’articolo 112 capoverso 2 se:   a. l’intensità di dose ambientale massima misurata a una distanza di 10 cm dal- la superficie, dedotta la radiazione naturale, è inferiore a 0,1 µSv/h;   b. i requisiti di cui all’articolo 106 capoverso 2 sono soddisfatti; e   c. l’attività totale per settimana e per licenza non supera quella di 10 kg di un  materiale la cui attività specifica corrisponde al livello di allontanamento.   5 Prima dell’immissione di scorie radioattive devono essere tolti etichette, segnali di  pericolo o qualsiasi altra iscrizione che faccia riferimento alla radioattività.   Art. 112 Immissione mediante aria espulsa o acque di scarico    1 Le sostanze radioattive sotto forma di gas, aerosol e liquidi presenti nell’aria pos- sono essere immesse mediante l’aria espulsa nell’atmosfera, oppure per mezzo delle  acque di scarico riversate nelle acque di superficie.   2 L’autorità preposta al rilascio delle licenze stabilisce, nel singolo caso, quote  massime ed eventualmente concentrazioni massime di attività per le immissioni  ammesse per ogni punto di immissione.   3 Stabilisce le quote e le concentrazioni di attività per le immissioni in modo che il  vincolo di dose riferito alla sorgente di cui all’articolo 13 capoverso 3 e i limiti  d’immissione di cui all’articolo 24 non siano superati.   4 Per l’immissione nella rete fognaria, essa può aumentare fino a tre volte la concen- trazione di attività per le immissioni di cui ai capoversi 2 e 3 se è possibile assicura- re che è garantita in ogni momento una diluizione appropriata fino all’immissione in  un corso d’acqua accessibile al pubblico.     Radioprotezione. O   45   814.501   Art. 113 Provvedimenti di controllo   1 L’autorità preposta al rilascio delle licenze stabilisce nella licenza una sorveglianza  delle emissioni ai sensi dell’articolo 112 capoversi 2–4. Può prevedere nella licenza  l’obbligo di notifica.   2 La sorveglianza delle immissioni è retta dall’articolo 191.   3 L’autorità di vigilanza può obbligare il titolare della licenza a eseguire misurazioni  supplementari o particolari nell’ambito della sorveglianza delle immissioni e a  notificarle i risultati.   4 L’autorità di vigilanza può esigere che, prima della messa in esercizio, siano svolte  perizie meteorologiche e misurazioni del livello radiologico iniziale (misure a «pun- to zero»).   5 Con il consenso dell’autorità di vigilanza, il titolare della licenza può rivolgersi a  servizi esterni per lo svolgimento di misurazioni di sorveglianza.   Art. 114 Deposito con l’approvazione dell’autorità preposta al rilascio delle  licenze   1 In singoli casi le scorie radioattive possono essere depositate in discarica con il  consenso dell’autorità preposta al rilascio delle licenze, se:   a. considerando la presenza in discarica di altri materiali, nel complesso il li- vello di allontanamento non viene raggiunto; o   b. con l’immissione non può mai essere accumulata una dose efficace di  10 µSv per anno civile.   2 L’UFSP sorveglia nel quadro del programma di prelievo di campioni e di misura- zioni di cui all’articolo 193 il rispetto della dose efficace ammessa.    3 L’attività specifica delle scorie radioattive non può essere superiore a cento volte il  livello di allontanamento nel caso di un’immissione e a mille volte il livello di  allontanamento per i rifiuti contenenti radio artificiale.    4 L’immissione di scorie radioattive contenenti radio arricchito tecnicamente è  vincolata inoltre ai seguenti presupposti:   a. le scorie sono state prodotte prima del 1° ottobre 1994;   b. uno smaltimento attraverso i canali consueti è impossibile, o possibile sol- tanto con un onere sproporzionato;   c. la rimozione rappresenta la soluzione complessivamente più favorevole per  l’essere umano e l’ambiente rispetto al mantenimento della situazione esi- stente.     Protezione dell’equilibrio ecologico   46   814.501   Art. 115 Riciclaggio con l’approvazione dell’autorità preposta al rilascio delle  licenze   L’autorità preposta al rilascio delle licenze può stabilire requisiti per il riciclaggio di  scorie radioattive, in particolare metalli, con un’attività specifica pari al massimo a  dieci volte il livello di allontanamento, se è possibile assicurare che i materiali  risultanti dal riciclaggio pianificato non raggiungano il livello di allontanamento.   Art. 116 Incenerimento con l’approvazione dell’autorità preposta al rilascio  delle licenze   1 Le scorie radioattive combustibili possono essere incenerite con il consenso  dell’autorità preposta al rilascio delle licenze negli impianti per il trattamento termi- co dei rifiuti secondo l’ordinanza del 4 dicembre 201538 sui rifiuti se:   a. l’osservanza del livello di allontanamento può essere comprovata con la sor- veglianza della concentrazione di attività o con un calcolo della contamina- zione possibile dei residui di incenerimento;   b. le scorie radioattive contengono solo radionuclidi H-3 o C-14; in casi giusti- ficati possono essere incenerite scorie che contengono altri radionuclidi; e   c. l’attività ammessa settimanalmente per l’incenerimento non supera di mille  volte il livello di licenza.   2 In casi giustificati, l’autorità preposta al rilascio delle licenze può autorizzare  l’incenerimento di scorie radioattive combustibili contenenti radionuclidi diversi da  quelli di cui al capoverso 1 lettera b.   Sezione 3: Trattamento delle scorie radioattive   Art. 117 Stoccaggio per il decadimento radioattivo   1 Le scorie radioattive contenenti esclusivamente radionuclidi il cui tempo di dimez- zamento è uguale o inferiore a 100 giorni devono, per quanto possibile, essere tratte- nute nelle aziende in cui sono state prodotte, finché la loro attività non è decaduta a  un livello tale da permetterne il declassamento secondo l’articolo 106 oppure  l’immissione nell’ambito delle quote per le immissioni consentite secondo l’articolo  112 capoverso 2.   2 Le scorie radioattive la cui attività, a causa del decadimento radioattivo, al più tardi  30 anni dopo la fine dell’utilizzazione del materiale originario è decaduta a un  livello tale da permetterne il declassamento secondo l’articolo 106 o il riciclaggio  secondo l’articolo 115 devono rimanere stoccate fino a quel momento, sempre che  non esista in generale un’alternativa più favorevole per l’uomo e l’ambiente. Esse  vanno separate dalle scorie radioattive che non soddisfano questo presupposto.       38 RS 814.600     Radioprotezione. O   47   814.501   3 Durante il tempo di decadimento, le scorie di cui ai capoversi 1 e 2 devono essere:   a. imballate e stoccate in modo tale da evitare fughe incontrollate di sostanze  radioattive e prevenire il rischio di incendi;   b. contrassegnate e accompagnate da una documentazione che fornisca indica- zioni sul tipo, sul contenuto di attività e sul momento del possibile allonta- namento.   4 Prima dell’allontanamento è necessario assicurare l’osservanza dell’articolo 106,  rispettivamente degli articoli 112 o 115.   5 L’autorità preposta al rilascio delle licenze stabilisce i requisiti tecnici per i deposi- ti di decadimento e per le attività a essi connesse.39   Art. 118 Gas, polveri, aerosol e liquidi   1 Le scorie radioattive sotto forma di gas, polveri o aerosol che non possono essere  immesse nell’ambiente devono essere trattenute mediante appositi dispositivi tec- nici.   2 Le scorie radioattive liquide che non possono essere immesse nell’ambiente devo- no essere trasformate in una forma solida e chimicamente stabile.   3 L’autorità di vigilanza può ammettere deroghe ai capoversi 1 e 2 o ulteriori possi- bilità di trattamento, purché con esse sia realizzabile un’alternativa migliore per  l’essere umano e l’ambiente.   Sezione 4: Consegna di scorie radioattive   Art. 119 Scorie radioattive che devono essere consegnate   1 Le scorie radioattive che non provengono dallo sfruttamento dell’energia nucleare  devono essere consegnate, dopo essere state eventualmente trattate ai sensi  dell’articolo 118, al centro di raccolta della Confederazione.   2 Non sono soggette all’obbligo di consegna al centro di raccolta della Confedera- zione:   a. le scorie radioattive che possono essere immesse nell’ambiente;   b. le scorie radioattive con un tempo di dimezzamento breve secondo l’arti- colo 117.   3 Il DFI disciplina i dettagli tecnici per il trattamento delle scorie radioattive che  devono essere consegnate fino al momento in cui sono prese in consegna dal centro  di raccolta della Confederazione.       39 Introdotto dal n. II dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 183).     Protezione dell’equilibrio ecologico   48   814.501   Art. 120 Denominazione e compiti del centro di raccolta della  Confederazione   1 Il centro di raccolta della Confederazione è gestito dall’Istituto Paul Scherrer (IPS).   2 Prende in consegna le scorie radioattive che devono essere consegnate e provvede  al loro immagazzinamento, trattamento e collocamento in un deposito intermedio.   Art. 121 Gruppo di coordinamento   Un gruppo di coordinamento composto da rappresentanti dell’UFSP, dell’IFSN e  dell’IPS emana, all’attenzione delle autorità di vigilanza e delle autorità preposte al  rilascio delle licenze, raccomandazioni volte a garantire la presa in consegna sicura  delle scorie radioattive che devono essere consegnate.   Capitolo 8: Incidenti   Sezione 1: Definizione   Art. 122   Un incidente è un evento durante il quale un impianto, un oggetto o un’attività si  discosta dalle normali condizioni di esercizio e che:   a. pregiudica la sicurezza dell’impianto o dell’oggetto;   b. può provocare il superamento di un limite di immissione o di emissione; o   c. ha provocato o avrebbe potuto provocare il superamento di un limite di dose.   Sezione 2: Prevenzione   Art. 123 Organizzazione delle aziende   1 Il titolare della licenza deve adottare provvedimenti idonei per evitare incidenti.   2 L’azienda deve essere organizzata in modo da soddisfare i seguenti requisiti:   a. per gli incidenti la cui probabile frequenza annua è superiore a 10–1, i vincoli  di dose stabiliti nella licenza devono poter essere osservati;   b. per gli incidenti la cui probabile frequenza annua è compresa tra 10–1 e 10–2,  un singolo incidente non deve comportare alcuna dose supplementare che  superi i rispettivi vincoli di dose;   c. per gli incidenti la cui probabile frequenza annua è compresa fra 10–2 e 10–4,  la dose risultante da un singolo incidente per gli individui della popolazione  non deve superare 1 mSv;     Radioprotezione. O   49   814.501   d. per gli incidenti la cui probabile frequenza annua è compresa fra 10–4 e 10–6,  la dose risultante da un singolo incidente per gli individui della popolazione  non deve superare 100 mSv. L’autorità preposta al rilascio delle licenze può,  nel singolo caso, stabilire una dose inferiore.   3 L’azienda deve essere organizzata in modo che gli incidenti di cui al capoverso 2  lettere c e d possano verificarsi soltanto raramente.   4 L’autorità di vigilanza esige dall’azienda l’adozione delle misure preventive neces- sarie per gli incidenti di cui al capoverso 2 lettere c e d, come pure per quelli la cui  frequenza di accadimento annua è inferiore a 10–6, ma le cui conseguenze possono  essere gravi.   5 Essa stabilisce, nel singolo caso, i metodi e le condizioni per l’analisi degli inci- denti e per la classificazione degli incidenti nelle categorie di frequenza di cui al  capoverso 2 lettere b–d. La dose efficace o le dosi equivalenti risultanti da irradia- zioni accidentali di persone devono essere accertate mediante le grandezze di ap- prezzamento e i fattori di dose di cui agli allegati 3, 5 e 6 conformemente allo stato  della scienza e della tecnica.   6 L’autorità di vigilanza può chiedere alle aziende in cui possono verificarsi gli  incidenti menzionati nel capoverso 2 lettera d di:   a. rilevare i parametri d’impianto necessari per seguire l’evoluzione dell’inci- dente, per elaborare diagnosi e previsioni nonché per individuare provvedi- menti di protezione della popolazione;   b. trasmettere costantemente alle autorità di vigilanza i parametri d’impianto  mediante una rete sicura anche in caso di incidente.   Art. 124 Rapporto sulla sicurezza   1 L’autorità di vigilanza può esigere dal titolare della licenza un rapporto sulla  sicurezza.   2 Il rapporto sulla sicurezza comprende la descrizione:   a. dei sistemi e dei dispositivi di sicurezza;   b. delle misure adottate per garantire la sicurezza;   c. dell’organizzazione aziendale determinante per la sicurezza e la radioprote- zione;   d. degli incidenti e delle loro conseguenze sull’azienda e i suoi dintorni, non- ché della loro probabile frequenza;   e. del piano di protezione della popolazione in caso di emergenza per le azien- de di cui all’articolo 136.   3 L’autorità di vigilanza può esigere ulteriore documentazione.     Protezione dell’equilibrio ecologico   50   814.501   Art. 125 Misure preventive   1 I titolari delle licenze devono predisporre le misure preventive necessarie nella  propria azienda per fare fronte agli incidenti e alle loro conseguenze.   2 Devono emanare istruzioni relative ai provvedimenti d’urgenza.   3 Devono fare in modo che siano disponibili in qualsiasi momento i mezzi idonei per  fare fronte agli incidenti e alle loro conseguenze; nei locali in cui si manipolano  materiali radioattivi, questa prescrizione si applica anche alla lotta contro gli incendi.   4 Devono provvedere ad istruire il personale regolarmente in merito alle regole di  comportamento, a formarlo per quanto concerne i provvedimenti d’urgenza e a  familiarizzarlo con l’ubicazione e l’impiego dei mezzi d’intervento.   5 Devono prendere provvedimenti adeguati affinché le persone impiegate per fare  fronte agli incidenti e alle loro conseguenze non ricevano, per singolo caso, una dose  efficace superiore a 50 mSv, o a 250 mSv se per salvare vite umane.   6 Devono informare gli organi e i servizi d’intervento cantonali competenti riguardo  ai materiali radioattivi presenti nella propria azienda.   7 L’autorità di vigilanza può esigere che i canali d’informazione, l’efficienza dei  mezzi d’intervento e la competenza necessaria del personale siano controllati me- diante esercitazioni pratiche. Può organizzare essa stessa le esercitazioni.   Sezione 3: Gestione   Art. 126 Provvedimenti d’urgenza dei titolari delle licenze   1 I titolari delle licenze devono intraprendere tutti gli sforzi necessari per fare fronte  agli incidenti e alle loro conseguenze.   2 In particolare, devono immediatamente:   a. evitare un’ulteriore propagazione dell’incidente, segnatamente mediante  provvedimenti all’origine;   b. fare in modo che tutte le persone non impegnate nella gestione dell’incidente  non accedano alla zona di pericolo o la abbandonino immediatamente;   c. adottare provvedimenti di protezione per il personale d’intervento, quali la  sorveglianza delle dosi e la formazione;   d. censire tutte le partecipanti, controllarle per quanto concerne la contamina- zione e l’incorporazione e, se del caso, sottoporle a decontaminazione.   3 Il prima possibile, devono:   a. eliminare le contaminazioni risultanti dall’incidente;   b. adottare le misure necessarie per un’analisi dell’incidente.     Radioprotezione. O   51   814.501   Art. 127 Obbligo di notifica dei titolari delle licenze   I titolari delle licenze devono notificare:   a. ogni incidente: all’autorità di vigilanza;   b. gli incidenti di cui all’articolo 122 lettera b: anche alla Centrale nazionale  d’allarme (CENAL);   c. gli incidenti nell’ambito di vigilanza dell’INSAI: anche all’UFSP;   d. gli incidenti che portano a un superamento del limite di dose per persone  professionalmente esposte a radiazioni nella propria azienda: all’INSAI.   Art. 128 Obblighi dell’autorità di vigilanza    1 L’autorità di vigilanza valuta l’incidente. Nell’ambito di vigilanza dell’INSAI  l’UFSP deve essere informato in merito alla valutazione.   2 L’autorità di vigilanza inoltra alle autorità competenti le informazioni relative agli  incidenti che sono necessarie per lo svolgimento di un compito.   3 L’IFSN comunica all’AIEA la classificazione dell’incidente secondo la Scala di  valutazione internazionale degli eventi nucleari (INES)40 a partire dal livello 2.   Art. 129 Inchiesta e rapporto dei titolari delle licenze   1 Dopo un incidente, i titolari delle licenze devono eseguire immediatamente  un’inchiesta.   2 Il risultato dell’inchiesta deve essere registrato in un rapporto. Il rapporto deve  contenere:   a. la descrizione dell’incidente, la causa, le ulteriori conseguenze accertate e  quelle ipotizzate, i provvedimenti adottati;   b. la descrizione dei provvedimenti previsti o già adottati per evitare che inci- denti analoghi si ripetano.   3 Il titolare della licenza trasmette il rapporto all’autorità di vigilanza al più tardi  entro sei settimane dalla data dell’incidente.   Art. 130 Provvedimenti da adottare in caso di superamento di un limite di  immissione   Se l’UFSP rileva che è stato superato un limite di immissione, ne accerta la causa e  adotta i provvedimenti necessari.       40 La scala di valutazione può essere consultata sul sito dell’Ispettorato federale della  sicurezza nucleare (IFSN) all’indirizzo: www.ensi.ch > Protezione d’emergenza Livello  INES.     Protezione dell’equilibrio ecologico   52   814.501   Art. 131 Informazione sugli incidenti   L’autorità di vigilanza fa in modo che le persone e i Cantoni interessati come pure la  popolazione siano informati tempestivamente in merito agli incidenti.   Titolo terzo: Situazioni di esposizione di emergenza   Capitolo 1: Definizione e livelli di riferimento   Art. 132 Definizione   Un’emergenza è un incidente secondo l’articolo 122 o un altro evento che comporta  un aumento della radioattività che richiede provvedimenti immediati per ridurre o  scongiurare le conseguenze avverse gravi per la salute e la sicurezza dell’essere  umano, le basi vitali e l’ambiente.   Art. 133 Livelli di riferimento per la popolazione   1 In situazioni di esposizione di emergenza, per gli individui della popolazione si  applica un livello di riferimento pari a 100 mSv nel primo anno.   2 Lo Stato maggiore federale Protezione della popolazione (SMFP), competente in  caso di eventi di portata nazionale rilevanti per la protezione della popolazione  secondo l’articolo 2 capoverso 1 dell’ordinanza del 2 marzo 201841 sullo Stato  maggiore federale Protezione della popolazione (OSMFP), può, in situazioni speci- fiche, chiedere al Consiglio federale l’applicazione di un livello di riferimento  inferiore.42   Art. 134 Livelli di riferimento per le persone mobilitate   1 In situazioni di esposizione di emergenza, per le persone mobilitate si applica un  livello di riferimento dovuto all’intervento di 50 mSv all’anno.   2 Lo SMFP43 può chiedere al Consiglio federale livelli di riferimento inferiori ade- guati alle situazioni per determinate attività eseguite dalle persone mobilitate.   3 Per salvare vite umane, evitare gravi danni alla salute provocati da radiazioni o  impedire catastrofi, si applica un livello di riferimento pari a 250 mSv all’anno.       41 RS 520.17  42 Nuovo testo giusta il n. II 4 dell’all. 3 all’O del 2 mar. 2018 sullo Stato maggiore federale    Protezione della popolazione, in vigore dal 1° apr. 2018 (RU 2018 1093).  43 Nuova espr. giusta il n. II 4 dell’all. 3 all’O del 2 mar. 2018 sullo Stato maggiore federale    Protezione della popolazione, in vigore dal 1° apr. 2018 (RU 2018 1093). Di detta mod. é  tenuto conto in tutto il presente testo.     Radioprotezione. O   53   814.501   Capitolo 2: Misure preparatorie   Art. 135 Attuazione della prevenzione delle emergenze   1 L’Ufficio federale della protezione della popolazione (UFPP), insieme ai servizi  competenti e ai Cantoni, è responsabile per l’elaborazione del piano di emergenza  nazionale.   2 L’UFSP elabora in collaborazione con l’UFPP la strategia di radioprotezione per il  piano di emergenza nazionale. Tale strategia si deve basare su livelli di riferimento.  L’IFSN fornisce le basi necessarie per gli scenari riguardanti le centrali nucleari.   3 L’UFPP provvede insieme all’UFSP all’approntamento dell’organizzazione incari- cata dei prelievi e delle misurazioni di cui all’articolo 4a dell’ordinanza del  17 ottobre 200744 sulla Centrale nazionale d’allarme (OCENAL).   4 L’UFSP è responsabile della preparazione delle misure necessarie per la protezione  della salute della popolazione. Sono fatti salvi i preparativi delle misure di protezione  durante la fase acuta di cui all’ OSMFP45.   5 L’UFSP provvede alla conservazione delle conoscenze per il trattamento di per- sone fortemente irradiate.   6 L’UFSP e l’IFSN elaborano insieme alla CENAL i metodi e i modelli per l’accer- tamento delle dosi di radiazione.   Art. 136 Allestimento di provvedimenti protettivi d’emergenza in prossimità  di aziende   1 L’autorità preposta al rilascio delle licenze stabilisce, nel singolo caso, in quale  misura le aziende presso le quali, in ragione dei quantitativi e dell’attività di radio- nuclidi autorizzati, può verificarsi un’emergenza sono tenute a partecipare alla  preparazione e alla realizzazione dei provvedimenti protettivi d’emergenza in loro  prossimità o ad adottarli esse stesse.   2 Per la preparazione dei provvedimenti protettivi d’emergenza, si avvale della  collaborazione degli organi e dei servizi d’intervento cantonali competenti e li  informa in merito ai provvedimenti adottati.   3 Per il preallarme o l’allarme e per la preparazione e l’esecuzione dei provvedimenti  protettivi in caso di aumento della radioattività in prossimità di impianti nucleari si  applicano l’ordinanza del 20 ottobre 201046 sulla protezione d’emergenza e l’ordi- nanza del 18 agosto 201047 sull’allarme.       44 [RU 2007 4953, 2010 5395 all. 2 n. II 2, 2018 1093 all. 3 n. II 2 4953 all. 5 n. II 2.   RU 2021 5087 all. 3 n. I 3]   45 RS 520.17. Nuova espr. giusta il n. II 4 dell’all. 3 all’O del 2 mar. 2018 sullo Stato  maggiore federale Protezione della popolazione, in vigore dal 1° apr. 2018 (RU 2018  1093). Di detta mod. é tenuto conto in tutto il presente testo.   46 [RU 2010 5191, 2018 4335. RU 2018 4953 all. 5 n. I]. Vedi ora l’O del 14 nov. 2018   (RS 732.33).   47 [RU 2010 5179 5191 art. 20 n. 2, 2013 4475, 2017 605, 2018 4953 all. 5 n. II 1.   RU 2020 5087 all. 3 n. I 1]. Vedi ora l’O dell’11 nov. 2020 sulla protezione della popola- zione ( RS 520.12).     Protezione dell’equilibrio ecologico   54   814.501   Capitolo 3: Gestione   Art. 137 Obbligo di notifica   L’UFSP notifica un’emergenza all’Organizzazione mondiale della sanità (OMS)  secondo il Regolamento sanitario internazionale (2005) del 23 maggio 200548.   Art. 138 Obbligo d’informazione   L’autorità di vigilanza provvede a informare tempestivamente sulle emergenze le  persone interessate all’interno dell’azienda, la popolazione e i Cantoni interessati.   Art. 139 Accertamento delle dosi di radiazione   1 L’UFSP è responsabile del calcolo, del bilancio e della verifica delle dosi di radia- zione della popolazione. Durante la fase acuta di un evento, la CENAL assume  questo compito secondo l’ordinanza dell’11 novembre 202049 sulla protezione della  popolazione.50   2 Per il calcolo semplificato delle dosi si applicano i fattori di dose di cui agli alle- gati 5 e 6.   Art. 140 Direzione nella situazione di esposizione di emergenza   1 La direzione nella situazione di esposizione di emergenza compete allo SMFP  secondo l’OSMFP51. Lo SMFP tiene conto dell’attuazione della prevenzione delle  emergenze di cui all’articolo 135.   2 In caso di evento, la CENAL attiva l’organizzazione incaricata dei prelievi e delle  misurazioni di cui all’articolo 4a capoverso 4 OCENAL52.   3 L’UFSP sostiene la CENAL nell’elaborazione dei programmi di misurazione.   4 Fornisce consulenza allo SMFP nella disposizione di provvedimenti per la prote- zione della salute della popolazione.   Art. 141 Transizione a una situazione di esposizione esistente o pianificata   In base alla situazione radiologica, lo SMFP presenta al Consiglio federale una  proposta per la transizione da una situazione di esposizione di emergenza a una  situazione di esposizione esistente o pianificata.       48 RS 0.818.103  49  RS 520.12  50 Nuovo testo giusta l’all. 3 n. II 8 dell’O dell’11 nov. 2020 sulla protezione della popola-  zione, in vigore dal 1° gen. 2021 (RU 2020 5087).  51 RS 520.17  52 [RU 2007 4953, 2010 5395 all. 2 n. II 2, 2018 1093 all. 3 n. II 2 4953 all. 5 n. II 2.    RU 2021 5087 all. 3 n. I 3]     Radioprotezione. O   55   814.501   Capitolo 4: Persone mobilitate   Art. 142 Gruppi di persone   1 In una situazione di esposizione di emergenza sono tenute a svolgere i compiti di  cui all’articolo 20 capoverso 2 lettera b LRaP:   a. il personale delle autorità e delle amministrazioni pubbliche;   b. il personale di polizia, pompieri professionisti, organizzazioni sanitarie di  salvataggio, protezione civile ed esercito;   c. le persone e le imprese, come le squadre di misurazione e di radioprotezione,  per la lotta contro i danni immediati;   d. le persone e le imprese di trasporto pubblico e privato, per il trasporto di per- sone e di merci e le operazioni di evacuazione;   e. le persone e le imprese per la lotta contro i danni indiretti, come l’adozione  di provvedimenti alla fonte volti a impedire un’ulteriore propagazione della  contaminazione alle aree circostanti;   f. i medici e il personale sanitario specializzato per l’assistenza alle persone  irradiate o ad altre persone interessate;   g. le persone e le imprese che devono preservare il funzionamento di infrastrut- ture critiche;   h. le persone e le imprese che devono preservare il funzionamento dei servizi  pubblici indispensabili.   2 Per la protezione del personale dei pompieri di milizia si applicano gli articoli 134  e 143–146.   3 Sono esonerate dai compiti di cui al capoverso 1 le persone di età inferiore ai  18 anni e le donne in stato di gravidanza.   Art. 143 Protezione della salute   1 L’esposizione a radiazioni delle persone mobilitate deve essere accertata a interval- li appropriati e mediante misurazioni adeguate.   2 Se una persona mobilitata ha ricevuto una dose efficace superiore a 250 mSv, deve  essere sottoposta a controllo medico.   3 In caso di superamento di tale valore, i controlli medici e i compiti sono retti  dall’articolo 59 capoversi 2–5.   Art. 144 Istruzione   1 In una situazione di esposizione di emergenza le persone mobilitate devono essere  istruite.    2 Il DFI, d’intesa con l’IFSN e il Dipartimento federale della difesa, della protezione  della popolazione e dello sport (DDPS) stabilisce:      Protezione dell’equilibrio ecologico   56   814.501   a. gli obiettivi dell’istruzione;   b. le attività che le persone possono esercitare in funzione della loro istruzione  in radioprotezione.   3 Sono responsabili dell’istruzione le rispettive autorità, amministrazioni, organizza- zioni e aziende.   Art. 145 Equipaggiamento   1 Le persone mobilitate devono disporre dell’equipaggiamento necessario allo svol- gimento dei loro compiti e alla protezione della loro salute. Lo SMFP assume una  funzione di coordinamento.   2 Fanno parte dell’equipaggiamento necessario, in particolare:   a. un numero sufficiente di apparecchi di misura e di dosimetri per accertare  l’esposizione a radiazioni;   b. i mezzi di protezione contro le incorporazioni o le contaminazioni.   Art. 146 Copertura assicurativa e indennizzo   1 In caso di aumento della radioattività, le persone mobilitate sono assicurate contro  gli infortuni e la malattia.   2 Se l’assicurazione obbligatoria contro gli infortuni e le assicurazioni private non  offrono una protezione assicurativa sufficiente, la Confederazione garantisce le  prestazioni conformemente alle disposizioni della legge federale del 19 giugno  192253 sull’assicurazione militare. Per l’esecuzione si può ricorrere, in caso di  necessità, alla collaborazione dell’assicurazione militare.   3 La Confederazione indennizza le persone e le aziende mobilitate per gli eventuali  costi della loro attività non coperti. Il DDPS definisce le modalità per la concessione  delle indennità.    Capitolo 5:   Superamento del tenore massimo per i radionuclidi nelle derrate  alimentari   Art. 147   1 Qualora accertino, in base alla legislazione sulle derrate alimentari, un superamen- to del tenore massimo per i radionuclidi nelle derrate alimentari in una situazione di  esposizione di emergenza o nella successiva situazione di esposizione esistente, le  autorità di esecuzione cantonali adottano i provvedimenti secondo la legislazione  sulle derrate alimentari e ne informano l’Ufficio federale della sicurezza alimentare  e di veterinaria (USAV).       53 RS 833.1     Radioprotezione. O   57   814.501   2 L’USAV informa l’UFSP e gli altri Cantoni riguardo alle notifiche di cui al capo- verso 1 pervenutegli.   Titolo quarto: Situazioni di esposizione esistenti   Capitolo 1: Principi   Art. 148   1 Per le situazioni di esposizione esistenti si applica un livello di riferimento di  1 mSv per anno civile. Sono fatti salvi il livello di riferimento del radon di cui  all’articolo 155 e il valore soglia di cui all’articolo 156.   2 In singoli casi l’UFSP può proporre al Consiglio federale livelli di riferimento fino  a 20 mSv per anno civile, in particolare quando sono necessarie misure secondo  l’articolo 171.   Capitolo 2: Siti e oggetti radiologicamente contaminati   Sezione 1: Definizione   Art. 149   1 Sono radiologicamente contaminati:   a. gli oggetti di attività precedenti contenenti radionuclidi che, ai sensi della  presente ordinanza, sarebbero classificati come materiale radioattivo;   b. gli oggetti la cui omologazione o ammissione limitata per determinate appli- cazioni secondo l’articolo 29 lettera c LRaP è scaduta e non viene prorogata;   c. i beni fondiari contaminati da attività precedenti che non soddisfano i requi- siti della presente ordinanza.    Sezione 2: Oggetti   Art. 150   1 L’UFSP provvede allo smaltimento degli oggetti radiologicamente contaminati. Lo  smaltimento è retto per altro dagli articoli 108−121.   2 L’ulteriore uso di questi oggetti è consentito se per esso sussiste una licenza.      Protezione dell’equilibrio ecologico   58   814.501   Sezione 3: Beni fondiari   Art. 151 Inventario dei beni fondiari potenzialmente contaminati   1 L’UFSP tiene un inventario dei beni fondiari potenzialmente contaminati e a tale  scopo registra i seguenti dati:   a. dati sul bene fondiario (coordinate geografiche, numero di particella, edificio  e sottosuolo);   b. dati sulle attività precedenti nel bene fondiario incluso il periodo in cui sono  state svolte;   c. dati dell’ispezione;   d. dati relativi al proprietario e all’utilizzatore del bene fondiario (nome, indi- rizzo, numero postale di avviamento, località);   e. decisione di risanamento;   f. dati relativi al risanamento e risultati delle misurazioni di declassamento do- po il risanamento, comprese eventuali limitazioni.   2 Per adempiere i compiti loro assegnati, i collaboratori della Divisione radioprote- zione dell’UFSP hanno accesso elettronico ai dati dell’inventario.   3 L’UFSP informa regolarmente l’INSAI e i Cantoni interessati in merito allo stato  dell’inventario.   Art. 152 Ispezione di beni fondiari   1 Quando non si può escludere un pericolo per l’essere umano e l’ambiente dovuto a  radiazioni ionizzanti, l’UFSP ordina un’ispezione dei beni fondiari di cui  all’articolo 151. Ne informa preventivamente il Cantone e il Comune interessato.   2 Il proprietario e l’utilizzatore sono tenuti a consentire all’UFSP di accedere ai beni  fondiari interessati ai fini dell’ispezione.   3 L’UFSP stabilisce la procedura di ispezione.   4 Effettua le ispezioni. Può affidare a terzi l’incarico di eseguire le ispezioni.   Art. 153 Risanamento di beni fondiari   1 Sulla base dell’ispezione, l’UFSP valuta la dose efficace per le persone che posso- no trovarsi nell’edificio.    2 Informa le persone interessate, il proprietario nonché l’utilizzatore del bene fondia- rio, il Cantone e il Comune interessati dei risultati dell’ispezione.   3 Se la dose supera il livello di riferimento stabilito all’articolo 148 capoverso 1,  l’UFSP dichiara il bene fondiario bisognoso di risanamento e ne informa il proprie- tario.     Radioprotezione. O   59   814.501   Art. 154 Scambio di informazioni    1 L’UFSP informa i Cantoni interessati in merito a eventuali siti radiologicamente  contaminati.   2 I Cantoni informano l’UFSP in merito a ispezioni, provvedimenti di sorveglianza e  risanamenti pianificati per i siti contaminati, se sussiste un’elevata probabilità di  presenza di oggetti radiologicamente contaminati. Ciò avviene, in particolare, se  nell’industria è stata impiegata pittura luminescente contenente radio.   Capitolo 3: Radon   Sezione 1: Disposizioni generali   Art. 155 Livello di riferimento del radon   1 Il livello di riferimento del radon corrisponde alla concentrazione di radon il cui  superamento esige l’adozione di provvedimenti secondo l’articolo 166.   2 Per la concentrazione di radon nei locali in cui si trattengono regolarmente persone  per più ore al giorno, si applica un livello di riferimento del radon di 300 Bq/m3,  calcolato come media nel corso di un anno. Sono fatte salve le disposizioni di cui  all’articolo 156.   Art. 156 Valore soglia nei posti di lavoro esposti al radon   1 Il valore soglia nei posti di lavoro esposti al radon corrisponde alla concentrazione  di radon il cui superamento esige l’adozione di provvedimenti secondo l’articolo  167.   2 Per la concentrazione di radon nei posti di lavoro esposti al radon, si applica un  valore soglia di 1000 Bq/m3, calcolato come media nel corso di un anno.   3 Sono considerati esposti al radon i posti di lavoro in cui il valore soglia è sicura- mente o presumibilmente superato. Si tratta in particolare di posti di lavoro in co- struzioni sotterranee, miniere, grotte e impianti per l’approvvigionamento dell’ac- qua, nonché di quelli che vengono classificati come esposti al radon dall’autorità di  vigilanza.   Art. 157 Servizio tecnico e d’informazione sul radon   1 L’UFSP gestisce un servizio tecnico e d’informazione sul radon.   2 Il servizio svolge in particolare i seguenti compiti:   a. formula periodicamente raccomandazioni sulle misure di protezione e so- stiene i Cantoni nella loro attuazione;   b. pubblica la mappa del radon d’intesa con i Cantoni;   c. informa e offre consulenza ai Cantoni, ai proprietari di edifici, ai locatari, ai  professionisti del settore edile e di altri ambienti interessati;     Protezione dell’equilibrio ecologico   60   814.501   d. offre consulenza alle persone e ai servizi interessati sulle misure di protezio- ne adeguate;   e. elabora periodicamente all’attenzione dei Cantoni una panoramica sugli edi- fici misurati;   f. riconosce e vigila sui servizi di misurazione del radon di cui all’articolo 159;   g. acquisisce le basi scientifiche necessarie per l’applicazione delle misure di  protezione contro il radon;   h. valuta periodicamente le ripercussioni delle misure di protezione e avvia gli  adeguamenti necessari.   3 L’UFSP può incaricare terzi di svolgere la consulenza di cui al capoverso 2 lette- ra d.   Art. 158 Competenza   Per l’esecuzione delle misure di protezione contro il radon sono competenti:   a. nei locali in cui si trattengono regolarmente persone per più ore al giorno  (art. 155 cpv. 2):   1. i Cantoni,   2. se si tratta di edifici militari: il DDPS;   b. nei posti di lavoro esposti al radon di cui all’articolo 156: le autorità di vigi- lanza.   Art. 159 Riconoscimento dei servizi di misurazione del radon   1 Le misurazioni del radon devono essere svolte da un servizio riconosciuto di  misurazione del radon secondo protocolli di misurazione prescritti.   2 L’UFSP riconosce un servizio di misurazione del radon se il servizio:   a. dispone del personale specializzato e dei sistemi di misurazione necessari  per adempiere correttamente i compiti assegnatigli; e   b. garantisce un adempimento irreprensibile dei suoi compiti e segnatamente  quando non sussiste alcun conflitto di interesse.   3 L’UFSP limita il riconoscimento a cinque anni al massimo.   4 Il DFGP disciplina i requisiti tecnici dei sistemi di misurazione e le procedure per  mantenerne la stabilità.   Art. 160 Obblighi dei servizi di misurazione del radon   I servizi di misurazione riconosciuti sono tenuti:   a. ad attenersi ai protocolli di misurazione prescritti;   b. a immettere i loro dati nella banca dati sul radon entro due mesi dalla con- clusione della misurazione.     Radioprotezione. O   61   814.501   Art. 161 Consulenti in materia di radon   1 I consulenti in materia di radon sostengono e consigliano committenti, professioni- sti del settore edile, proprietari di edifici e altre persone interessate nell’attuazione di  misure preventive di protezione contro il radon e risanamenti radon, conformemente  allo stato della tecnica.   2 L’UFSP tiene una lista in cui sono inseriti su richiesta consulenti in materia di  radon che hanno seguito una formazione e un’aggiornamento secondo l’articolo 183  lettera c e che operano in Svizzera. Pubblica la lista54 e l’aggiorna regolarmente.   Art. 162 Banca dati sul radon   1 L’UFSP gestisce una banca dati centralizzata sul radon. Esso vi memorizza i dati  necessari a valutare costantemente l’esecuzione delle misurazioni e dei risanamenti e  ad acquisire conoscenze statistiche e scientifiche.   2 Nella banca dati centralizzata sul radon sono memorizzati i seguenti dati sui singoli  edifici:   a. ubicazione (coordinate, numero di particella);   b. identificatore federale dell’edificio (EGID) e identificatore federale dell’abi- tazione (EWID) ai sensi dell’ordinanza del 31 maggio 200055 sul Registro  federale degli edifici e delle abitazioni;   c. indicazioni sui locali;   d. misurazioni;   e. risanamenti;   f. proprietari e inquilini (nome, indirizzo, numero postale di avviamento, loca- lità);   g. anno di costruzione.   3 I collaboratori del Servizio tecnico e d’informazione sul radon dell’UFSP sono  autorizzati a trattare i dati registrati nella banca dati.    4 Per l’adempimento dei compiti loro affidati, i seguenti servizi hanno accesso  elettronico ai dati sottoelencati della banca dati:    a. i servizi di misurazione del radon riconosciuti: ai propri dati raccolti;   b. i Cantoni: a tutti i dati rilevati sul loro territorio;   c. l’INSAI: a tutti i dati rilevati nei posti di lavoro.   5 L’UFSP può mettere a disposizione di terzi i dati della banca dati sul radon a scopi  di ricerca sulla base di un accordo sulla protezione dei dati, ai seguenti oneri e  condizioni:        54 La lista può essere consultata gratuitamente sul sito Internet dell’UFSP www.ch-radon.ch  > Consulenza da parte di specialisti in materia di radon.   55 [RU 2000 1555, 2004 3367, 2005 3381, 2007 3399 6719 all. n. 7, 2012 4707. RU 2017  3459 all. 2 n. I]. Vedo ora l’O del 9 giu. 2017 (RS 431.841).     Protezione dell’equilibrio ecologico   62   814.501   a. i dati sono anonimizzati, quando lo scopo dell’elaborazione lo permette;   b. i dati non sono trasmessi a terzi;   c. se i risultati sono pubblicati, ciò avviene in forma completamente anonimiz- zata.    Sezione 2:   Misure preventive di protezione contro il radon e misurazioni del radon   Art. 163 Protezione contro il radon per nuove costruzioni e ristrutturazioni   1 Per quanto opportuno, l’autorità preposta al rilascio delle autorizzazioni edilizie  rende attento il proprietario dell’edificio o, per le nuove costruzioni, il committente  nell’ambito della procedura per il rilascio dell’autorizzazione edilizia, sui requisiti  richiesti dalla presente ordinanza in materia di protezione contro il radon per le  nuove costruzioni e le ristrutturazioni.   2 Il proprietario dell’edificio o, per le nuove costruzioni, il committente provvede  affinché siano adottate misure edili di prevenzione conformi allo stato della tecnica,  al fine di perseguire una concentrazione di radon inferiore al livello di riferimento di  cui all’articolo 155 capoverso 2. Se lo richiede lo stato della scienza e della tecnica,  deve essere eseguita una misurazione del radon ai sensi dell’articolo 159 capover- so 1.   Art. 164 Misurazioni del radon da parte del Cantone   1 Il Cantone può esigere dal proprietario dell’edificio che siano eseguite misurazioni  del radon nei locali in cui le persone si trattengono regolarmente per diverse ore al  giorno.   2 Provvede affinché in scuole e scuole dell’infanzia siano eseguite misurazioni del  radon ai sensi dell’articolo 159 capoverso 1.   3 Può eseguire ulteriori misurazioni del radon.   4 Per le costruzioni militari, compete al DDPS ordinare misurazioni del radon.    Art. 165 Misurazioni del radon nei posti di lavoro esposti al radon   1 Le aziende con posti di lavoro esposti al radon provvedono affinché siano eseguite  misurazioni secondo l’articolo 159 capoverso 1 da parte di un servizio riconosciuto  di misurazione del radon.   2 L’autorità di vigilanza può eseguire misurazioni a campione nei posti di lavoro  esposti al radon.      Radioprotezione. O   63   814.501   Sezione 3: Provvedimenti volti a ridurre la concentrazione di radon   Art. 166 Risanamento dal radon   1 Se è superato il livello di riferimento di cui all’articolo 155 capoverso 2, il proprie- tario dell’edificio adotta le necessarie misure di risanamento. Gli vengono consegna- te raccomandazioni dell’UFSP e dei Cantoni in merito all’urgenza delle misure di  risanamento.   2 Se il proprietario dell’edificio rimane inattivo, il Cantone può ordinare il risana- mento dal radon.   3 Se in una scuola o in una scuola dell’infanzia è constatato che il livello di riferi- mento è superato, il Cantone ordina il risanamento dal radon entro tre anni  dall’avvenuta constatazione.   4 Il proprietario dell’edificio assume i costi del risanamento dal radon.   Art. 167 Provvedimenti sul posto di lavoro   1 Se il valore soglia di cui all’articolo 156 è superato, l’azienda deve accertare la  dose efficace annua provocata dal radon delle persone esposte e controllarla almeno  ogni cinque anni.   2 Se la dose efficace di una persona sul posto di lavoro è superiore a 10 mSv per  anno civile, l’azienda deve prendere al più presto provvedimenti organizzativi o  tecnici per ridurre la dose.   3 Se, nonostante i provvedimenti, la dose efficace di una persona sul posto di lavoro  è superiore a 10 mSv per anno civile, questa persona è considerata professionalmen- te esposta a radiazioni.   4 Il DFI stabilisce, dopo avere sentito l’INSAI, come va accertata la dose efficace  provocata dal radon su un anno.   Capitolo 4:   Materiali contenenti radionuclidi presenti in natura (NORM)   Art. 168 Settori industriali interessati   1 I settori industriali interessati da NORM sono, in particolare:   a. gli impianti per la filtrazione delle acque sotterranee;   b. la produzione di gas naturale;   c. la produzione di energia geotermica (geotermia di profondità);   d. l’industria dello zircone e dello zirconio;   e. la produzione di cemento e la manutenzione di forni per klinker;   f. la manutenzione e l’ampliamento di rivestimenti resistenti al calore in mate- riali contenenti zirconio;     Protezione dell’equilibrio ecologico   64   814.501   g. la costruzione di tunnel in formazioni rocciose con un contenuto elevato di  uranio o torio.   2 Le aziende attive nei settori industriali interessati da NORM accertano mediante  misurazioni rappresentative se:    a. nei materiali immessi il livello di allontanamento NORM è superato;   b. il personale è professionalmente esposto a radiazioni secondo l’articolo 51  capoversi 1 e 2;   c. la manipolazione di NORM può portare a una dose per gli individui della  popolazione non trascurabile dal punto di vista della radioprotezione.   3 Le aziende notificano le prove degli esami di cui al capoverso 2 e i loro risultati  all’UFSP.   4 L’UFSP coadiuva le aziende nella determinazione delle fattispecie di cui al capo- verso 2 lettere b e c.   5 L’UFSP e l’INSAI possono eseguire misurazioni a campione nei settori industriali  interessati da NORM.   Art. 169 Immissione di NORM nell’ambiente   1 I NORM la cui attività specifica è superiore al livello di allontanamento corrispon- dente possono, con il consenso dell’autorità preposta al rilascio delle licenze, essere  immessi nell’ambiente se:   a. uno smaltimento attraverso i canali consueti è impossibile, o possibile sol- tanto con un onere sproporzionato; e   b. tramite provvedimenti appropriati, la dose efficace causata dall’immissione  per gli individui della popolazione rimane inferiore a 0,3 mSv per anno civi- le.   2 Nel quadro del programma di prelievo di campioni e di misurazioni di cui all’arti- colo 193, l’UFSP vigila sul rispetto della dose efficace ammessa.   3 I NORM possono essere esportati per l’immissione nell’ambiente soltanto se  l’autorità competente dello Stato ricevente ha dato il proprio consenso e se vengono  rispettati i presupposti di cui al capoverso 1.   Art. 170 Materiali da costruzione   1 Per determinare l’esposizione della popolazione, l’UFSP verifica mediante prove a  campione se per i materiali da costruzione classificati come destanti preoccupazione  dal punto di vista della radioprotezione l’indice di concentrazione di attività è supe- riore a 1.    2 Se l’indice di concentrazione di attività è superiore a 1, l’UFSP svolge una stima  della dose per garantire l’osservanza del livello di riferimento di cui all’articolo 148.   3 L’UFSP informa la popolazione dei risultati.      Radioprotezione. O   65   814.501   Capitolo 5: Contaminazione a lungo termine dopo un’emergenza   Art. 171   L’UFSP appronta i provvedimenti a lungo termine federali e cantonali volti a far  fronte alle conseguenze dopo la transizione da una situazione di esposizione di  emergenza a una situazione di esposizione esistente secondo l’articolo 141.   Titolo quinto: Formazione e aggiornamento   Capitolo 1: Disposizioni generali   Art. 172 Persone che devono essere formate e aggiornate   1 Le seguenti persone devono essere formate e aggiornate in radioprotezione in fun- zione della loro attività e responsabilità:   a. persone che manipolano le radiazioni ionizzanti, possono esservi esposte nel  quadro della loro attività specifica oppure ne pianificano od ordinano la ma- nipolazione e attuano i provvedimenti di radioprotezione per la protezione  personale;   b. persone che assolvono compiti di radioprotezione nei confronti di terzi;   c. periti in radioprotezione;   d. consulenti in materia di radon di cui all’articolo 161 capoverso 1;   e. persone che, in caso di incidente o di emergenza, manipolano le radiazioni  ionizzanti, possono esservi esposte oppure ne pianificano od ordinano la  manipolazione o gestiscono le infrastrutture critiche oppure forniscono ser- vizi pubblici.   2 Il DFI può, d’intesa con l’IFSN e con il DDPS, emanare deroghe all’obbligo di  aggiornamento per la manipolazione di radiazioni ionizzanti con un potenziale di  rischio esiguo.   Art. 173 Responsabilità in materia di formazione e aggiornamento   1 Sono responsabili della formazione e dell’aggiornamento:   a. per le persone di cui all’articolo 172 capoverso 1 lettere a–c: il titolare della  licenza;   b. per i consulenti in materia di radon di cui all’articolo 172 capoverso 1 lette- ra d: i consulenti stessi;   c. per le persone di cui all’articolo 172 capoverso 1 lettera e: le rispettive auto- rità, amministrazioni, organizzazioni e aziende; queste si assicurano di avere  a disposizione un numero sufficiente di persone formate e aggiornate in ra- dioprotezione, corrispondente alle loro dimensioni e alla loro struttura.     Protezione dell’equilibrio ecologico   66   814.501   2 Gli organismi responsabili hanno l’obbligo di coordinare e documentare i corsi di  formazione e aggiornamento del personale della propria azienda. La documentazio- ne deve essere conservata nell’azienda fino alla fine dell’attività.   Art. 174 Formazione   1 Le persone di cui all’articolo 172 capoverso 1 lettere b−d che operano nei settori  della medicina, dell’industria e degli impianti nucleari necessitano di una forma- zione riconosciuta in radioprotezione con esame finale.   2 Il DFI determina, d’intesa con l’IFSN e con il DDPS, quale formazione sia neces- saria per quali persone.   3 Stabilisce, d’intesa con l’IFSN e con il DDPS, se sia necessario un riconoscimento  della formazione per le persone di cui all’articolo 172 capoverso 1 lettere a ed e.   Art. 175 Aggiornamento   1 L’aggiornamento è incentrato sulla conoscenza e sulle competenze che sono già  state acquisite in occasione di una formazione. L’aggiornamento deve garantire che  le competenze, la conoscenza e le nozioni sullo stato della tecnica e il loro impiego  pratico vengano consolidate e aggiornate.   2 Le persone soggette all’obbligo di aggiornamento devono assolvere un aggiorna- mento almeno ogni cinque anni.   3 Il DFI può, d’intesa con l’IFSN e con il DDPS, tenendo conto del potenziale di  rischio:   a. fissare intervalli di aggiornamento più brevi o più lunghi;   b. prescrivere che l’aggiornamento debba essere riconosciuto.   Art. 176 Corsi di formazione e aggiornamento   1 Le autorità di vigilanza e l’IPS organizzano, a seconda della richiesta, corsi di  formazione e aggiornamento.   2 Le autorità di vigilanza possono incaricare altri organismi o istituzioni di organiz- zare cicli di formazione e aggiornamento.   3 Il DDPS coordina i corsi di formazione e aggiornamento per le persone che, in  caso di incidente o di emergenza, manipolano radiazioni ionizzanti, possono esservi  esposte oppure ne pianificano od ordinano la manipolazione o gestiscono le infra- strutture critiche oppure forniscono servizi pubblici.   4 Nel loro rispettivo ambito di competenza, le autorità di vigilanza e il DDPS posso- no esigere che i responsabili della formazione e dell’aggiornamento secondo  l’articolo 173 segnalino la data di effettuazione, nonché la forma, il contenuto e la  portata della formazione e dell’aggiornamento delle persone soggette all’obbligo di  formazione e di aggiornamento.     Radioprotezione. O   67   814.501   Art. 177 Aiuti finanziari   1 L’UFSP può accordare aiuti finanziari, entro i limiti dei crediti concessi, a corsi di  formazione o di aggiornamento in radioprotezione organizzati da terzi, in particolare  da scuole, da organizzazioni specialistiche e dall’industria.   2 Gli aiuti finanziari sono accordati soltanto se la formazione o l’aggiornamento  sono stati riconosciuti dall’autorità di vigilanza.   3 Gli aiuti finanziari sono calcolati in modo che, assieme agli ulteriori introiti  dell’organizzatore, non oltrepassino le spese che questi può documentare.   Art. 178 Riconoscimento di corsi di formazione e aggiornamento individuali   L’autorità di vigilanza riconosce l’equivalenza di una formazione o di un aggiorna- mento individuali che una persona ha conseguito all’estero o per un’altra attività se  la conoscenza e le competenze acquisite soddisfano i requisiti di cui al capitolo 2 del  presente titolo.   Art. 179 Banca dati della formazione e dell’aggiornamento   1 L’ UFSP gestisce una banca dati della formazione e dell’aggiornamento in cui  sono registrate le seguenti persone soggette all’obbligo di formazione e aggiorna- mento:   a. le persone che soddisfano i presupposti per poter svolgere la funzione di pe- riti in radioprotezione;   b. gli specialisti e i tecnici in radioprotezione di cui all’articolo 183 lettera b;   c. le persone che necessitano di un aggiornamento riconosciuto di cui all’arti- colo 182 o 183;   d. i consulenti in materia di radon di cui all’articolo 161 capoverso 1.   2 Lo scopo della banca dati è di:   a. predisporre le informazioni necessarie per il rilascio di licenze concernenti la  formazione professionale, la formazione in radioprotezione riconosciuta e  l’aggiornamento della persona interessata;   b. semplificare le pratiche amministrative necessarie al rilascio di licenze;   c. semplificare la vigilanza da parte delle autorità nel campo della formazione e  dell’aggiornamento individuale.   3 I seguenti dati delle persone registrate secondo il capoverso 1 sono memorizzati  nella banca dati:   a. cognome, cognome precedente, nome;   b. data di nascita;    c. luogo di attinenza (per gli stranieri: luogo di nascita e nazionalità);   d. formazione professionale;   e. tipo, luogo e data delle formazioni in radioprotezione;     Protezione dell’equilibrio ecologico   68   814.501   f. tipo, luogo e data degli aggiornamenti in radioprotezione;   g. per le formazioni e gli aggiornamenti individuali di cui all’articolo 178: data  del riconoscimento dell’equivalenza.   4 I collaboratori competenti delle autorità di vigilanza sono autorizzati a elaborare  con procedura online i dati di persone nel loro settore di vigilanza.   5 Le istituzioni di formazione che offrono corsi di formazione e perfezionamento  riconosciuti in radioprotezione possono registrare e consultare con procedura online  i dati delle persone che hanno svolto la formazione o l’aggiornamento presso la loro  istituzione. Possono elaborare i dati relativi ai partecipanti ai corsi che hanno con- dotto esse stesse.   6 L’UFSP consente l’accesso elettronico ai propri dati contenuti nella banca dati  della formazione e dell’aggiornamento alle persone interessate.    Art. 180 Autorità di riconoscimento   1 Le autorità di vigilanza di cui all’articolo 184 sono responsabili del riconoscimento  dei corsi di formazione e aggiornamento.   2 La Segreteria generale del DDPS (SG DDPS) è responsabile del riconoscimento  dei corsi formazione e aggiornamento per le persone che, solamente in caso di in- cidente o di emergenza, manipolano radiazioni ionizzanti, possono esservi esposte  oppure ne pianificano od ordinano la manipolazione o gestiscono le infrastrutture  critiche oppure forniscono servizi pubblici.   3 In caso di incertezza riguardo alla competenza per il riconoscimento, l’UFSP,  l’IFSN, l’INSAI e la SG DDPS si consultano tra loro.   4 I corsi di formazione e di aggiornamento offerti da un’autorità di riconoscimento  devono essere riconosciuti da un’autorità di riconoscimento diversa da quella che li  offre.   5 Le autorità di riconoscimento di cui ai capoversi 1 e 2 sono autorizzate, nell’am- bito della loro attività di riconoscimento, a controllare l’esigenza di formazione e  aggiornamento delle persone interessate e a verificare la qualità dei corsi di forma- zione e di aggiornamento.   Capitolo 2:   Contenuti del disciplinamento e categorie delle persone soggette  all’obbligo di formazione e di aggiornamento   Art. 181 Contenuti del disciplinamento in generale   1 Il DFI disciplina i corsi di formazione e aggiornamento, fissando segnatamente:   a. gli obiettivi, i requisiti e la portata della formazione e dell’aggiornamento in  radioprotezione;   b. le competenze e le conoscenze che vanno acquisite dalle persone di cui  all’articolo 172 che devono essere formate o aggiornate;     Radioprotezione. O   69   814.501   c. i corsi di formazione e aggiornamento soggetti all’obbligo di riconoscimento  di cui agli articoli 174−176, 178, 182 e 183;   d. i presupposti per il riconoscimento dei corsi di formazione e aggiornamento  di cui alla lettera c;   e. le materie d’esame e lo svolgimento degli esami stessi;   f. le attività permesse per le persone con una formazione e un aggiornamento  soggetti all’obbligo di riconoscimento nel campo della radioprotezione.   2 Il DFI, d’intesa con l’IFSN e il DDPS, disciplina la formazione e l’aggiornamento  per le persone che operano nei settori non medici.   Art. 182 Categorie di persone soggette all’obbligo di formazione e  di aggiornamento nel settore della medicina   1 I requisiti del DFI per la formazione e l’aggiornamento in radioprotezione sono  differenziati nel settore della medicina in base alle seguenti categorie di persone  responsabili della radioprotezione di pazienti o animali:   a. persone che prescrivono applicazioni diagnostiche con radiazioni ionizzanti  nella medicina umana e nella chiropratica;   b. medici che eseguono applicazioni mediche terapeutiche o diagnostiche con  sorgenti di radiazioni;   c. dentisti;   d. chiropratici;   e. veterinari;   f. fisici medici;   g. radiofarmacisti;   h. tecnici di radiologia medica con diploma di scuola specializzata superiore  (SSS) o di scuola universitaria professionale (SUP);   i. assistenti di studio medico (AFC);   j. altro personale medico;   k. igienisti dentali con diploma di scuola specializzata superiore (SSS);   l. assistenti dentali AFC;   m. tecnici di sala operatoria diplomati SSS, infermieri di sala operatoria diplo- mati con certificato di capacità dell’Associazione svizzera infermiere e infer- mieri (ASI);   n. assistenti di studio veterinario AFC;   o. persone che commerciano con impianti medici a raggi X, li installano o  provvedono alla loro manutenzione.     Protezione dell’equilibrio ecologico   70   814.501   2 A condizione che abbiano assolto una pertinente formazione in radioprotezione  disciplinata dal DFI e adempiano all’obbligo di aggiornamento, le seguenti persone  soddisfano i presupposti per esercitare la funzione di periti in radioprotezione  nell’ambito della loro attività:   a. medici e chiropratici con un pertinente titolo federale di perfezionamento;   b. dentisti e veterinari con un pertinente diploma federale;   c. fisici medici;   d. radiofarmacisti;   e. tecnici di radiologia medica SSS/SUP.   Art. 183 Categorie di persone soggette all’obbligo di formazione e  di aggiornamento nei settori non medici   I requisiti del DFI, d’intesa con l’IFSN e il DDPS, per la formazione e  l’aggiornamento in radioprotezione sono differenziati nei settori non medici in base  alle seguenti categorie di persone:   a. periti in radioprotezione e persone dei settori degli impianti nucleari,  dell’industria, del commercio, dell’insegnamento, del trasporto e della ricer- ca che manipolano le radiazioni ionizzanti;   b. specialisti, tecnici in radioprotezione e incaricati della radioprotezione in  impianti nucleari e all’IPS;   c. consulenti in materia di radon;   d. persone che, in caso di incidente o di emergenza, manipolano le radiazioni  ionizzanti, possono esservi esposte oppure ne pianificano od ordinano la  manipolazione o gestiscono le infrastrutture critiche oppure forniscono ser- vizi pubblici.    Titolo sesto: Vigilanza, esecuzione e consulenza   Capitolo 1: Vigilanza   Art. 184 Autorità di vigilanza   1 L’UFSP, l’INSAI e l’IFSN sono competenti per la vigilanza ai sensi della presente  ordinanza.   2 L’UFSP vigila sulle aziende che non sottostanno alla vigilanza dell’INSAI o  dell’IFSN, in particolare:    a. le aziende mediche;   b. gli istituti di ricerca e di insegnamento.   3 L’IFSN vigila su:    a. gli impianti nucleari;     Radioprotezione. O   71   814.501   b. le indagini geologiche di cui all’articolo 35 LENu56;   c. il ricevimento e la spedizione di sostanze radioattive negli o dagli impianti  nucleari;   d.57 lo stoccaggio per il decadimento radioattivo di scorie radioattive provenienti  da impianti nucleari e tutte le attività a esso connesse.   4 L’INSAI vigila sulle aziende industriali e artigianali.   5 Le autorità di vigilanza coordinano l’esecuzione della vigilanza e si accordano tra  di loro in caso di dubbio circa la competenza. A tale fine si riuniscono periodica- mente.   Art. 185 Obbligo di archiviazione e informazione delle autorità di vigilanza   1 L’archiviazione di documenti relativi al rilascio della licenza, agli adeguamenti  della licenza nonché alla vigilanza è retta dalla legge del 26 giugno 199858  sull’archiviazione.   2 Le autorità di vigilanza forniscono su richiesta i documenti necessari alle autorità  preposte al rilascio delle licenze in qualsiasi momento.   Art. 186 Ricerca   1 Le autorità di vigilanza possono, di comune accordo, incaricare terzi di svolgere  progetti di ricerca sugli effetti delle radiazioni e sulla radioprotezione, oppure parte- ciparvi esse stesse.   2 L’IPS, il Laboratorio di Spiez e altri organismi della Confederazione, secondo le  loro possibilità, rimangono a disposizione delle autorità di vigilanza per l’esecuzione  di mandati di ricerca sugli effetti delle radiazioni e sulla radioprotezione.   Capitolo 2: Esecuzione   Sezione 1: Controlli   Art. 187 Principio   L’UFSP, l’INSAI e l’IFSN eseguono controlli a campione e graduati in base al  potenziale di rischio per verificare se le norme sono rispettate e se la protezione  dell’essere umano e dell’ambiente dai pericoli delle radiazioni ionizzanti è garantita.   Art. 188 Obblighi di collaborazione   1 All’UFSP, all’INSAI e all’IFSN devono essere fornite gratuitamente tutte le in- formazioni e messi a disposizione tutti gli apparecchi, gli oggetti e i documenti  necessari per i controlli.        56 RS 732.1  57 Introdotta dal n. II dell’O del 7 dic. 2018, in vigore dal 1° feb. 2019 (RU 2019 183).  58 RS 152.1     Protezione dell’equilibrio ecologico   72   814.501   2 Deve essere consentito loro di accedere a impianti, dispositivi e zone se ciò è  necessario per l’esecuzione dei controlli.   Art. 189 Coinvolgimento di terzi    L’UFSP può incaricare terzi di eseguire i controlli, in particolare:   a. aziende attive nella garanzia della qualità degli impianti di diagnostica;   b. esperti che coordinano, preparano ed effettuano audit clinici.   Art. 190 Controllo delle importazioni, delle esportazioni e dei transiti   1 Nel caso di importazione, esportazione e transito, gli uffici doganali verificano,  nell’ambito dei loro controlli, se il trasporto di materiale radioattivo è stato autoriz- zato.   2 Su richiesta dell’autorità preposta al rilascio delle licenze controllano se, al mo- mento dell’importazione, dell’esportazione e del transito, le merci sono conformi  alle disposizioni della presente ordinanza.   3 L’UFSP organizza controlli periodici specifici per verificare le merci al momento  dell’importazione, dell’esportazione e del transito nonché le persone all’ingresso nel  Paese; in particolare si coordina in materia con la Direzione generale delle dogane.   4 Coordina, in particolare con il Laboratorio di Spiez, il fabbisogno e l’acquisizione  nonché la manutenzione dei dispositivi di misurazione necessari e prepara  l’intervento in situazioni speciali.   5 È competente per l’approvazione di convenzioni su un’eventuale ripresa delle  scorie radioattive esportate secondo l’articolo 25 capoverso 3 lettera d LRaP.   6 D’intesa con le autorità preposte al rilascio delle licenze, la Direzione generale  delle dogane emana istruzioni interne per il controllo dell’importazione,  dell’esportazione e del transito di materiale radioattivo.   7 Se richiesto, l’Ufficio federale della dogana e della sicurezza dei confini59 può  trasmettere alle autorità preposte al rilascio delle licenze e alle autorità di vigilanza i  dati dalle dichiarazioni doganali.   Sezione 2:  Sorveglianza delle radiazioni ionizzanti e della radioattività  nell’ambiente   Art. 191 Competenze   1 L’UFSP sorveglia le radiazioni ionizzanti e la radioattività nell’ambiente.       59 La designazione dell’unità amministrativa è adattata in applicazione dell’art. 20 cpv. 2  dell’O del 7 ott. 2015 sulle pubblicazioni ufficiali (RS 170.512.1), con effetto dal   1° gen. 2022 (RU 2021 589).     Radioprotezione. O   73   814.501   2 L’IFSN sorveglia inoltre le radiazioni ionizzanti e la radioattività in prossimità  degli impianti nucleari.   3 Per determinare l’esposizione della popolazione alla radioattività ambientale,  lʼUFSP effettua misurazioni su campioni idonei allo scopo, quali particelle trasporta- te dall’aria, acqua per uso umano o derrate alimentari. A tale fine può collaborare  con i Cantoni.   4 I Cantoni sorvegliano la radioattività di derrate alimentari e oggetti d’uso a tutela  della salute dei consumatori.   5 Il DFI emana, d’intesa con l’IFSN e dopo avere sentito il METAS, disposizioni  tecniche relative alla dosimetria ambientale.   Art. 192 Rete di misurazione automatica per la sorveglianza della radioattività  in Svizzera   1 L’UFSP gestisce una rete di misurazione automatica per la sorveglianza generale  della radioattività nell’ambiente. Essa rileva anche le immissioni in prossimità delle  aziende che immettono o possono immettere sostanze radioattive nell’ambiente in  quantità elevate.    2 In collaborazione con le competenti autorità di vigilanza, l’UFSP formula i requisi- ti posti alla rete di misurazione per quanto riguarda la sorveglianza in prossimità  delle aziende secondo il capoverso 1.   3 Le aziende per le quali non può essere escluso un rilascio elevato di radioattività  assumono i costi di acquisto e di esercizio delle stazioni di misurazione della rete di  misurazione automatica che servono a sorvegliare la radioattività in loro prossimità.   4 Sono considerati costi di acquisto i costi per l’acquisto degli apparecchi esclusi i  costi di pianificazione. Sono considerati costi di esercizio i costi per la locazione di  siti, la garanzia della sicurezza delle informazioni, la manutenzione, la riparazione e  l’elettricità.   5 Ogni anno l’UFSP addebita ai singoli gestori i costi dell’anno precedente per le  stazioni di misurazione a loro assegnate.   Art. 193 Programma di prelievo di campioni e di misurazioni   1 L’UFSP allestisce un programma di prelievo di campioni e di misurazioni in situa- zioni di esposizione pianificate ed esistenti, in collaborazione con l’IFSN, l’INSAI,  la CENAL e i Cantoni.   2 I laboratori della Confederazione (l’IPS, l’Istituto federale per l’approvvigiona- mento, la depurazione e la protezione delle acque (Eawag) e il Laboratorio di Spiez)  sono tenuti a partecipare all’attuazione del programma di prelievo di campioni e di  misurazioni e a mettere costantemente a disposizione le risorse umane e materiali  necessarie.   3 Per l’attuazione del programma di prelievo di campioni e di misurazioni è consen- tito ricorrere all’aiuto di terzi.     Protezione dell’equilibrio ecologico   74   814.501   Art. 194 Raccolta dei dati, valutazione radiologica e rapporto   1 L’IFSN, l’INSAI, la CENAL, i Cantoni e i laboratori coinvolti mettono a dispo- sizione dell’UFSP i dati raccolti nel quadro della sorveglianza, dopo averli interpre- tati.   2 L’UFSP valuta la situazione radiologica sulla base dei risultati del programma di  prelievo di campioni e di misurazioni di cui all’articolo 193. Calcola e verifica le  dosi accumulate dalla popolazione. Sono fatte salve le disposizioni dell’OSMFP60  nelle situazioni di esposizione di emergenza.   3 L’UFSP accerta l’esposizione a radiazioni della popolazione secondo gli allegati  3–6.   4 Allestisce e pubblica annualmente un rapporto sui risultati della sorveglianza e  sulle dosi di radiazione che ne risultano per la popolazione.   Art. 195 Soglie di esame nella sorveglianza dell’ambiente   1 Se nell’ambiente sono accertate concentrazioni di radionuclidi artificiali suscettibi- li di comportare una dose efficace superiore a 10 µSv all’anno per una determinata  via di esposizione e per gli individui della popolazione, l’UFSP ne accerta la causa.   2 Se i radionuclidi sono stati immessi da un’azienda che dispone di una licenza,  l’UFSP informa l’autorità di vigilanza interessata. Questa, se possibile e opportuno,  ordina l’esecuzione di provvedimenti di ottimizzazione per ridurre l’immissione.   3 Se i radionuclidi sono stati immessi da un’azienda che non dispone di una licenza,  se i radionuclidi provengono dall’estero o la causa non è chiara, l’UFSP integra il  suo programma di misurazione in maniera adeguata, se necessario, e informa la  popolazione.    Sezione 3: Ulteriori disposizioni d’esecuzione    Art. 196 Informazioni sugli eventi di interesse pubblico   L’UFSP provvede a informare in tempo utile le persone e i Cantoni interessati  nonché la popolazione in merito agli eventi di interesse pubblico.   Art. 197 Sorveglianza del personale di volo professionalmente esposto a  radiazioni   L’UFAC sorveglia gli operatori di aeromobili per quanto concerne la sorveglianza  del personale di volo professionalmente esposto a radiazioni.       60 RS 520.17     Radioprotezione. O   75   814.501   Capitolo 3: Commissione federale della radioprotezione   Art. 198   1 La CPR è una commissione consultiva permanente ai sensi dell’articolo 8a capo- verso 2 OLOGA61.   2 Presta consulenza al Consiglio federale, al DFI, al DATEC, al DDPS, all’IFSN,  agli uffici interessati e all’INSAI nelle questioni inerenti la radioprotezione. A  questo scopo i suoi compiti consistono:   a. nell’informare periodicamente l’opinione pubblica sulla situazione della ra- dioprotezione in Svizzera;   b. nel pronunciarsi segnatamente in merito:   1. all’interpretazione e alla valutazione di raccomandazioni internazionali  concernenti la radioprotezione in vista di una loro applicazione in Sviz- zera,   2. all’elaborazione e allo sviluppo di principi unitari per l’applicazione  delle prescrizioni relative alla radioprotezione,   3. alla radioattività ambientale, ai risultati della sorveglianza, all’interpre- tazione dei risultati e alle dosi di radiazione che ne risultano per la po- polazione;   c. nell’elaborare e pubblicare62, in collaborazione con le associazioni profes- sionali e di categoria interessate, raccomandazioni a giustificazione delle  procedure diagnostiche o terapeutiche di cui all’articolo 28 capoversi 1 e 2;   d. nell’elaborare rapporti e pareri su incarico del Consiglio federale o delle au- torità di vigilanza.   3 La CPR si compone di specialisti in campo scientifico e industriale.   4 Collabora con la Commissione federale per la protezione NBC (ComNBC) e con la  Commissione per la sicurezza nucleare (CSN). Si tratta in particolare di svolgere  compiti comuni nel campo della radioprotezione.   5 Per l’esame di questioni specifiche, la CPR e i suoi comitati possono ricorrere a  esperti esterni.   Titolo settimo: Disposizioni penali   Art. 199   1 È punito conformemente all’articolo 44 capoverso 1 lettera f LRaP chiunque:   a. mescola, senza licenza, materiali radioattivi con altri materiali allo scopo di  non sottoporne la manipolazione all’obbligo della licenza e alla vigilanza  (art. 107);       61 RS 172.010.1  62 www.ksr-cpr.ch     Protezione dell’equilibrio ecologico   76   814.501   b. esercita un’attività che può comportare un pericolo da radiazioni ionizzanti  senza disporre della formazione richiesta a tale scopo secondo gli articoli  172−175;   c. gestisce un servizio di dosimetria individuale non riconosciuto (art. 66);   d. gestisce un servizio di dosimetria individuale contravvenendo agli obblighi  imposti a tale servizio secondo gli articoli 69−71;   e. nella dichiarazione doganale, omette le indicazioni richieste secondo l’arti- colo 103, non dichiara merci radioattive o le dichiara in maniera intenzio- nalmente errata.   2 È punito con la multa fino a 20 000 franchi chiunque intenzionalmente non adem- pie i compiti assegnatigli secondo l’articolo 20 capoverso 2 lettera b LRaP.   Titolo ottavo: Disposizioni finali   Art. 200 Abrogazione di un altro atto normativo   L’ordinanza del 22 giugno 199463 sulla radioprotezione è abrogata.   Art. 201 Modifica di altri atti normativi   La modifica di altri atti normativi è disciplinata nell’allegato 11.   Art. 202 Disposizioni transitorie   1 Le licenze rilasciate prima dell’entrata in vigore della presente ordinanza rimango- no valide fino al loro rinnovo o alla loro scadenza. Gli obblighi derivanti dal rilascio  di una licenza si basano sulle disposizioni della presente ordinanza.   2 Ai procedimenti pendenti all’entrata in vigore della presente ordinanza si applicano  le disposizioni della stessa.   3 Il limite di dose equivalente per il cristallino di cui all’articolo 56 capoverso 3  lettera a è valido a partire dal 1° gennaio 2019; prima si applica il limite secondo il  diritto anteriore.   4 L’articolo 43 (autovalutazione e manuale di qualità dei titolari delle licenze) deve  essere attuato al più tardi due anni dopo l’entrata in vigore della presente ordinanza.   5 Chi all’entrata in vigore della presente ordinanza è titolare di una licenza per una  sorgente sigillata ad alta attività deve:   a. fornire all’autorità preposta al rilascio delle licenze, entro due anni dall’en- trata in vigore della presente ordinanza, le indicazioni di cui all’articolo 97  per l’allestimento dell’inventario;       63 [RU 1994 1947, 1995 4959 n. II 2, 1996 2129, 2000 107 934 2894, 2001 3294 n. II 7,  2005 601 all. 7 n. 3 2885 all. n. 7, 2007 1469 all. 4 n. 44 5651, 2008 3153 art. 10 n. 2  5747 all. n. 22, 2010 5191 art. 20 n. 4 5395 all. 2 n. II 3, 2011 5227 n. I 2.7, 2012 7065   n. I 5 7157, 2013 3041 n. I 5 3407 all. 6 n. 3]     Radioprotezione. O   77   814.501   b. comunicare all’autorità di vigilanza, entro due anni dall’entrata in vigore  della presente ordinanza, quali misure di garanzia e di sicurezza di cui all’ar- ticolo 99 ha stabilito.   6 Chi all’entrata in vigore della presente ordinanza è titolare di un’azienda in cui  sussiste un’elevata probabilità di rinvenimento di materiali radioattivi orfani deve,  entro tre anni dall’entrata in vigore della presente ordinanza, attuare le misure di cui  all’articolo 104 e chiedere una licenza per l’attività.   7 Le scorie radioattive che all’entrata in vigore della presente ordinanza sono già  state poste in stoccaggio per il decadimento radioattivo ai sensi dell’articolo 117  capoverso 2 possono rimanere in stoccaggio per un massimo di altri 30 anni dopo  essere state nuovamente valutate in base ai nuovi livelli di allontanamento. La valu- tazione deve essere presentata all’autorità di vigilanza al più tardi due anni dopo  l’entrata in vigore della presente ordinanza.    8 Entro due anni dall’entrata in vigore della presente ordinanza, i Cantoni adeguano  la procedura per il rilascio dell’autorizzazione edilizia in modo che adempia i requi- siti previsti dall’articolo 163 capoverso 1.   9 L’articolo 171 (contaminazione a lungo termine dopo un’emergenza) si applica  solo tre anni dopo l’entrata in vigore della presente ordinanza.   Art. 203 Entrata in vigore   La presente ordinanza entra in vigore il 1° gennaio 2018.     Protezione dell’equilibrio ecologico   78   814.501   Allegato 1  (art. 2 cpv. 2 lett. b)   Definizione dei termini tecnici   Premessa   I termini sono elencati in ordine alfabetico.   Apparecchi che emanano radiazioni parassite   Apparecchi o dispositivi nei quali sono accelerati esclusivamente elettroni e che ge- nerano raggi X senza essere destinati a tale scopo. Sono considerati apparecchi che  emanano radiazioni parassite anche i microscopi elettronici.   Dispositivo di protezione parziale   Schermatura di un impianto che, durante l’esercizio dell’impianto, confina comple- tamente le radiazioni dirette, diffuse e parassite, escluse le aperture per l’introdu- zione dei campioni, e le scherma in modo tale da ridurre l’intensità di dose ambien- tale a 10 cm di distanza dalla superficie dell’impianto a meno di 1 µSv l’ora e da im- pedire che, in ogni punto accessibile, i limiti di dose per gli individui della popo- lazione siano superati.   Dispositivo di protezione totale   Schermatura di un impianto o di un’unità d’irradiazione che confina completamente  le radiazioni dirette, diffuse e parassite e le scherma in modo tale da ridurre l’inten- sità di dose ambientale a 10 cm di distanza dalla superficie dell’impianto a meno di  1 µSv l’ora e da impedire che, in ogni punto accessibile, i limiti di dose per gli  individui della popolazione siano superati.   Dosimetro personale attivo   Dosimetro personale elettronico che permette di visualizzare direttamente la dose  accumulata nonché, a dipendenza della finalità dell’impiego, altre informazioni  dosimetriche.   Indice di concentrazione di attività nei materiali da costruzione   L’indice di concentrazione di attività I risulta dalla seguente formula:   I = CRa226/300 Bq/kg + CTh232/200 Bq/kg + CK40/3000 Bq/kg   dove CRa226, CTh232 e CK40 corrispondono alle concentrazioni di attività in Bq/kg dei  rispettivi radionuclidi nel materiale da costruzione.   Livello diagnostico di riferimento    Vincoli di dose a fini di ottimizzazione nelle esposizioni mediche diagnostiche o  interventistiche oppure, nel caso di radiofarmaci, valori dell’attività. I livelli diagno- stici di riferimento vengono fissati per esami tipici su un gruppo di pazienti di corpo- ratura standard o su fantocci standard per tipi di apparecchi definiti in via generale.      Radioprotezione. O   79   814.501   Misurazione di sondaggio   Procedimento di misurazione volto a rilevare incorporazioni, senza stabilire la dose  efficace corrispondente. In caso di superamento di un valore soglia prefissato, si  deve eseguire una misurazione dell’incorporazione, stabilendo la dose efficace  impegnata.   Piccoli impianti a raggi X    Impianti a raggi X con tensione del tubo non superiore a 70 kV, con corrente del  tubo non superiore a 15 milliampere (mA) e con un diametro del campo di radia- zioni ≤6 cm.   Preparazione di un radiofarmaco   Procedimento grazie al quale è fabbricato un prodotto finale radiofarmacologico  seguendo le disposizioni di marcatura conformi all’autorizzazione di uno strumento  di marcatura per la diagnostica.   Radiofarmaci   Medicinali contenenti radionuclidi le cui radiazioni trovano un’applicazione diagno- stica o terapeutica. Sono considerati radiofarmaci ai sensi della presente ordinanza  soprattutto:   a. i farmaci contenenti uno o più radionuclidi nella loro forma pronta per l’uso  in medicina;   b. i composti non radioattivi (kit) utilizzati, immediatamente prima dell’appli- cazione sull’essere umano, per la preparazione di radiofarmaci mediante la  formazione di nuovi radionuclidi o la combinazione con radionuclidi;   c. i generatori di radionuclidi con un nuclide padre solido partendo dal quale è  prodotto un nuclide figlio rimosso per eluizione o con un altro metodo uti- lizzato per produrre un radiofarmaco;   d. i radionuclidi che servono direttamente o come precursori alla marcatura ra- dioattiva di altre sostanze (molecole vettori, cellule, proteine plasmatiche)  prima della loro somministrazione.    Radiologia interventistica   Interventi diagnostici o terapeutici ai quali si procede, sotto controllo delle immagi- ni, mediante radiazioni ionizzanti. Ne fanno parte anche interventi di altre branche  specialistiche al di fuori della radiologia, p. es. angiologia, chirurgia, gastroenterolo- gia, cardiologia, ortopedia, terapia del dolore o urologia.   Radon   Isotopo radon-222.     Protezione dell’equilibrio ecologico   80   814.501   Allegato 2  (art. 2 cpv. 1 lett. k, 10 lett. f, 168 cpv. 2 lett. a e 169 cpv. 1)   Livelli di allontanamento NORM   Livelli di allontanamento NORM per radionuclidi presenti in natura in sostanze  solide, che si trovano in tutto o in parte in equilibrio secolare con i loro nuclidi figli:   – Radionuclidi naturali della serie U-238 1 000 Bq/kg   – Radionuclidi naturali della serie Th-232 1 000 Bq/kg   – K-40 10 000 Bq/kg        Radioprotezione. O    81   814.501   Allegato 364  (art. 2 cpv. 1 lett. j, l e m nonché 194 cpv. 3)   Dati per la radioprotezione operativa, livelli di allontanamento, livelli di licenza e vincoli   Le spiegazioni delle singole colonne e una tavola delle note si trovano in calce alla tabella.       Grandezze di apprezzamento     Livello di   allontanamento   Livello di   licenza  Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    H-3, OBT 12.32 a – 4.10 E-11 4.20 E-11 <0.001 <1 <0.1 1.E+02  1.00 E+08 2.00 E+05  1000   H-3, HTO  – 1.80 E-11 1.80 E-11 <0.001 <1 <0.1 1.E+02  3.00 E+08 5.00 E+05  1000   H-3, gas [7]  – 1.80 E-15  <0.001 <1 <0.1   3.00 E+12 5.00 E+09     Be-7 53.22 d ec / ph 4.60 E-11 2.80 E-11 0.008 <1 0.1 1.E+01  1.00 E+08 2.00 E+05  100   Be-10 1.51 E6 a – 1.90 E-08 1.10 E-09 <0.001 2000 1.6 1.E+02  3.00 E+05 4.00 E+02  3   C-11 20.39 min ec, + / ph 3.20 E-12 2.40 E-11 0.160 1000 1.7 1.E+01 [1] 7.00E+07 7.00 E+04 [3] 3   C-11 monossido   1.2 E-12       7.00E+07 7.00 E+04 [3]    C-11 diossido   2.2 E-12       7.00E+07 7.00 E+04 [3]    C-14 5.70 E3 a – 5.80 E-10 5.80 E-10 <0.001 200 0.3 1.E+00  9.00E+06 1.00 E+04  30   C-14 monossido   8.00 E-13       6.00E+09 1.00 E+07     C-14 diossido   6.50 E-12       8.00E+08 1.00 E+06     N-13 9.965 min ec, + / ph   0.160 1000 1.7 1.E+02 [1] 7.00E+07 7.00 E+04 [3] 3   O-15 122.24 s ec, + / ph   0.161 1000 1.7 1.E+02 [1] 7.00E+07 7.00 E+04 [3] 3   F-18 109.77 min ec, + / ph 9.30 E-11 4.90 E-11 0.160 2000 1.7 1.E+01 [1] 7.00E+07 7.00 E+04 [3] 3   Na-22 2.6019 a ec, + / ph 2.00 E-09 3.20 E-09 0.330 2000 1.6 1.E-01  3.00E+06 4.00 E+03  3        64 La correzione del 24 apr. 2018 concerne soltanto il testo francese (RU 2018 1633).     Protezione dell’equilibrio ecologico   82     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Na-24 14.9590 h – / ph 5.30 E-10 4.30 E-10 0.506 1000 1.9 1.E+00  9.00E+06 2.00 E+04  3   Mg-28 / Al-28 20.915 h – / ph 1.70 E-09 2.20 E-09 0.529 2000 3.1 1.E+01 [2] 3.00E+06 5.00 E+03  3   Al-26 7.17 E5 a ec, +/ ph 1.40 E-08 3.50 E-09 0.382 1000 1.5 1.E-01  4.00E+05 6.00 E+02  3   Si-31 157.3 min – / ph 1.10 E-10 1.60 E-10 <0.001 1000 1.6 1.E+03  5.00E+07 8.00 E+04  3   Si-32 132 a – 5.50 E-08 5.60 E-10 <0.001 500 0.6 1.E+02 [2] 9.00E+04 2.00 E+02  10  P-32  P-30 2.498 min ec, + / ph     0.371 900 1.7          3    P-32 14.263 d – 2.90E-09 2.40E-09 <0.001 1000 1.6 1.E+03  2.00E+06 3.00E+03   3    P-33 25.34 d – 1.30E-09 2.40E-10 <0.001 700 0.8 1.E+03  4.00E+06 6.00E+03   10    S-35 (inorg.) 87.51 d – 1.10E-09 1.90E-10 <0.001 200 0.3 1.E+02  5.00E+06 8.00E+03   30    S-35 (org.) 87.51 d – 1.20E-10 7.70E-10 <0.001 200 0.3 1.E+02  4.00E+07 7.00E+04   30    Cl-36 3.01 E5 a –, ec, + / ph 5.10E-09 9.30E-10 <0.001 1000 1.5 1.E+00  1.00E+06 2.00E+03   3    Cl-38 37.24 min – / ph 7.30E-11 1.20E-10 1.551 1000 1.8 1.E+01 [1] 4.00E+07 4.00E+04 [3] 3    Cl-39 55.6 min – / ph 7.60E-11 8.50E-11 0.241 1000 1.7 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05   3  Ar-39  Ar-37 35.04 d ec / ph     <0.001 <1 <0.1   6.00E+13 6.00E+10       Ar-39 269 a –     <0.001 2000 1.5   6.00E+09 6.00E+06 [4]     Ar-41 109.61 min – / ph     0.188 1000 1.7   5.00E+07 5.00E+04       K-38 7.636 min ec, + / ph     0.480 1000 1.8          3    K-40 [10] 1.251 E9 a –, ec, + / ph 3.00E-09 6.20E-09 0.022 1000 1.5 1.E+00  2.00E+06 3.00E+03   3    K-42 12.360 h – / ph 2.00E-10 4.30E-10 0.464 1000 1.7 1.E+02  3.00E+07 4.00E+04   3    K-43 22.3 h – / ph 2.60E-10 2.50E-10 0.152 1000 1.6 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   3    K-44 22.13 min – / ph 3.70E-11 8.40E-11 1.553 1000 1.8 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3    K-45 17.3 min – / ph 2.80E-11 5.40E-11 0.302 1000 1.7 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3    Ca-41 1.02 E5 a ec / ph 1.90E-10 2.90E-10 <0.001 <1 <0.1 1.E+02  3.00E+07 4.00E+04   1000    Ca-45 162.67 d – 2.30E-09 7.60E-10 <0.001 700 0.8 1.E+02 [2] 2.00E+06 4.00E+03   10   Ca-47 4.536 d – / ph 2.10E-09 1.60E-09 0.156 1000 1.6 1.E+01  2.00E+06 4.00E+03   3  Sc-47  Sc-43 3.891 h ec, + / ph 1.80E-10 1.90E-10 0.174 1000 1.4 1.E+01 [1] 3.00E+07 5.00E+04   3    Sc-44 3.97 h ec, + / ph 3.00E-10 3.50E-10 0.324 1000 1.7 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04   3          Radioprotezione. O    83   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Sc-44m 58.61 h it, ec / ph 2.00E-09 2.40E-09 0.045 200 0.2 1.E+01 [2] 3.00E+06 4.00E+03   30  Sc-44 [6]  Sc-46 83.79 d – / ph 4.80E-09 1.50E-09 0.299 1000 1.2 1.E-01  1.00E+06 2.00E+03   3    Sc-47 3.3492 d – / ph 7.30E-10 5.40E-10 0.017 1000 1.3 1.E+02  7.00E+06 1.00E+04   3    Sc-48 43.67 h – / ph 1.60E-09 1.70E-09 0.495 2000 1.7 1.E+00  3.00E+06 5.00E+03   3    Sc-49 57.2 min – / ph 6.10E-11 8.20E-11 0.001 1000 1.6 1.E+03 [1] 8.00E+07 1.00E+05   3    Ti-44 60.0 a ec / ph 7.20E-08 5.80E-09 0.026 2 <0.1 1.E-01 [2] 7.00E+04 1.00E+02   30  Sc-44 [6]  Ti-45 184.8 min ec, + / ph 1.50E-10 1.50E-10 0.136 1000 1.5 1.E+01 [1] 3.00E+07 6.00E+04   3    V-47 32.6 min ec, + / ph 5.00E-11 6.30E-11 0.156 1000 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3    V-48 15.9735 d ec, + / ph 2.70E-09 2.00E-09 0.432 900 1 1.E+00  2.00E+06 3.00E+03   10    V-49 330 d ec / ph 2.60E-11 1.80E-11 <0.001 <1 <0.1 1.E+04  2.00E+08 3.00E+05   1000    Cr-48 21.56 h ec, + / ph 2.50E-10 2.00E-10 0.071 50 0.1 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   100  V-48 [6]  Cr-49 42.3 min ec, + / ph 5.90E-11 6.10E-11 0.166 1000 1.7 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05   3  V-49  Cr-51 27.7025 d ec / ph 3.60E-11 3.80E-11 0.005 3 <0.1 1.E+02  1.00E+08 2.00E+05   1000    Mn-51 46.2 min ec, + / ph 6.80E-11 9.30E-11 0.159 1000 1.7 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05   3  Cr-51  Mn-52 5.591 d ec, + / ph 1.80E-09 1.80E-09 0.510 600 0.7 1.E+00  3.00E+06 5.00E+03   10    Mn-52m 21.1 min ec, +, it / ph 5.00E-11 6.90E-11 0.389 1000 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  Mn-52  Mn-53 3.7 E6 a ec / ph 3.60E-11 3.00E-11 <0.001 20 <0.1 1.E+02  1.00E+08 2.00E+05   1000    Mn-54 312.12 d ec, +, – / ph 1.20E-09 7.10E-10 0.126 10 0.1 1.E-01  4.00E+06 7.00E+03   100    Mn-56 2.5789 h – / ph 2.00E-10 2.50E-10 0.275 1000 1.7 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04   3    Fe-52 8.275 h ec, + / ph 9.50E-10 1.40E-09 0.116 900 1 1.E+01 [2] 5.00E+06 9.00E+03   10   Mn-52m   [6]  Fe-55 2.737 a ec / ph 9.20E-10 3.30E-10 <0.001 20 <0.1 1.E+03  5.00E+06 9.00E+03   1000    Fe-59 44.495 d – / ph 3.20E-09 1.80E-09 0.175 1000 1.1 1.E+00  2.00E+06 3.00E+03   3    Fe-60 1.5 E6 a – 3.30E-07 1.10E-07 <0.001 90 0.3 1.E+01 [2] 2.00E+04 3.00E+01   3  Co-60m  Co-55 17.53 h ec, + / ph 8.30E-10 1.10E-09 0.302 1000 1.4 1.E+01  6.00E+06 1.00E+04   3  Fe-55  Co-56 77.23 d ec, + / ph 4.90E-09 2.50E-09 0.485 300 0.6 1.E-01  1.00E+06 2.00E+03   10    Co-57 271.74 d ec / ph 6.00E-10 2.10E-10 0.021 100 0.1 1.E+00  8.00E+06 1.00E+04   100       Protezione dell’equilibrio ecologico   84     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Co-58 70.86 d ec, + / ph 1.70E-09 7.40E-10 0.147 300 0.3 1.E+00  3.00E+06 5.00E+03   30    Co-58m 9.04 h it / ph 1.70E-11 2.40E-11 <0.001 10 <0.1 1.E+04  3.00E+08 5.00E+05   1000  Co-58 [6]  Co-60 5.2713 a – / ph 1.70E-08 3.40E-09 0.366 1000 1.1 1.E-01  3.00E+05 5.00E+02   3    Co-60m 10.467 min it, – / ph 1.20E-12 1.70E-12 0.001 20 <0.1 1.E+03  4.00E+09 7.00E+06   1000  Co-60 [6]  Co-61 1.650 h – / ph 7.50E-11 7.40E-11 0.017 1000 1.6 1.E+02 [1] 7.00E+07 1.00E+05   3    Co-62m 13.91 min – / ph 3.70E-11 4.70E-11 0.436 1000 1.8 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3    Ni-56 6.075 d ec, + / ph 9.60E-10 8.60E-10 0.260 60 0.1 1.E+01  5.00E+06 9.00E+03   100  Co-56 [6]  Ni-57 35.60 h ec, + / ph 7.60E-10 8.70E-10 0.278 700 0.8 1.E+01  7.00E+06 1.00E+04   10  Co-57  Ni-59 1.01 E5 a ec, + / ph 2.20E-10 6.30E-11 <0.001 10 <0.1 1.E+02  2.00E+07 4.00E+04   1000    Ni-63 100.1 a – 5.20E-10 1.50E-10 <0.001 <1 <0.1 1.E+02  1.00E+07 2.00E+04   1000    Ni-65 2.51719 h – / ph 1.30E-10 1.80E-10 0.081 1000 1.6 1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04   3    Ni-66 / Cu-66 54.6 h – / ph 1.90E-09 3.00E-09 0.039 2000 2.2 1.E+03 [2] 3.00E+06 4.00E+03   3    Cu-60 23.7 min ec, + / ph 6.20E-11 7.00E-11 0.596 1000 1.8 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05   3    Cu-61 3.333 h ec, + / ph 1.20E-10 1.20E-10 0.128 900 1.1 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04   3    Cu-64 12.700 h ec, +, – / ph 1.50E-10 1.20E-10 0.030 900 0.8 1.E+02  3.00E+07 6.00E+04   10    Cu-67 61.83 h – / ph 5.80E-10 3.40E-10 0.018 1000 1.4 1.E+02  9.00E+06 1.00E+04   3    Zn-62 / Cu-62 9.186 h ec, + / ph 6.60E-10 9.40E-10 0.319 1000 1.9 1.E+02 [2] 8.00E+06 1.00E+04   3    Zn-63 38.47 min ec, + / ph 6.10E-11 7.90E-11 0.175 1000 1.6 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05   3    Zn-65 244.06 d ec, + / ph 2.80E-09 3.90E-09 0.086 40 0.1 1.E-01  2.00E+06 3.00E+03   100    Zn-69 56.4 min – 4.30E-11 3.10E-11 <0.001 1000 1.6 1.E+03  1.00E+08 2.00E+05   3    Zn-69m 13.76 h it, –/ ph 3.30E-10 3.30E-10 0.067 70 0.1 1.E+01 [2] 2.00E+07 3.00E+04   100  Zn-69  Zn-71m 3.96 h –/ ph 2.40E-10 2.40E-10 0.240 1000 1.7 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04   3    Zn-72 46.5 h –/ ph 1.50E-09 1.40E-09 0.026 900 0.9 1.E+00 [2] 3.00E+06 6.00E+03   10  Ga-72 [6]  Ga-65 15.2 min ec, + / ph 2.90E-11 3.70E-11 0.183 1000 1.6 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Zn-65  Ga-66 9.49 h ec, + / ph 7.10E-10 1.20E-09 0.877 600 1.1 1.E+01  7.00E+06 1.00E+04   3    Ga-67 3.2612 d ec / ph 2.80E-10 1.90E-10 0.025 30 0.3 1.E+02  2.00E+07 3.00E+04   30    Ga-68 67.71 min ec, + / ph 8.10E-11 1.00E-10 0.149 1000 1.5 1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05   3          Radioprotezione. O    85   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Ga-70 21.14 min –,ec / ph 2.60E-11 3.10E-11 0.001 1000 1.6 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3    Ga-72 14.10 h – / ph 8.40E-10 1.10E-09 0.386 1000 1.7 1.E+01  6.00E+06 1.00E+04   3    Ga-73 4.86 h – / ph 2.00E-10 2.60E-10 0.052 1000 1.6 1.E+02 [1] 3.00E+07 4.00E+04   3    Ge-66 2.26 h ec, + / ph 1.30E-10 1.00E-10 0.108 400 0.5 1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04   10  Ga-66 [6]  Ge-67 18.9 min ec, + / ph 4.20E-11 6.50E-11 0.407 1000 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  Ga-67  Ge-68 270.95 d ec / ph 7.90E-09 1.30E-09 <0.001 10 <0.1 1.E+01 [2] 6.00E+05 1.00E+03   300  Ga-68 [6]  Ge-69 39.05 h ec, + / ph 3.70E-10 2.40E-10 0.132 500 0.6 1.E+01  1.00E+07 2.00E+04   10    Ge-71 11.43 d ec / ph 1.10E-11 1.20E-11 <0.001 10 <0.1 1.E+04 [1] 5.00E+08 8.00E+05   1000    Ge-75 82.78 min – / ph 5.40E-11 4.60E-11 0.006 1000 1.6 1.E+03  9.00E+07 2.00E+05   3    Ge-77 11.30 h – / ph 4.50E-10 3.30E-10 0.163 1000 1.6 1.E+01  1.00E+07 2.00E+04   3    Ge-78 88 min – / ph 1.40E-10 1.20E-10 0.045 1000 1.5 1.E+02 [1] 4.00E+07 6.00E+04   3  As-78 [6]  As-69 15.23 min ec, + / ph 3.50E-11 5.70E-11 0.250 900 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  Ge-69  As-70 52.6 min ec, + / ph 1.20E-10 1.30E-10 0.603 1000 1.7 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04   3    As-71 65.28 h ec, + / ph 5.00E-10 4.60E-10 0.088 700 0.7 1.E+01  1.00E+07 2.00E+04   10  Ge-71  As-72 26.0 h ec, + / ph 1.30E-09 1.80E-09 0.339 900 1.6 1.E+01  4.00E+06 6.00E+03   3    As-73 80.30 d ec / ph 6.50E-10 2.60E-10 0.003 20 <0.1 1.E+03 [2] 8.00E+06 1.00E+04   1000    As-74 17.77 d ec, +, – / ph 1.80E-09 1.30E-09 0.117 900 1.1 1.E+01  3.00E+06 5.00E+03   3    As-76 1.0778 d – / ph 9.20E-10 1.60E-09 0.132 1000 1.6 1.E+01  5.00E+06 9.00E+03   3    As-77 38.83 h – / ph 4.20E-10 4.00E-10 0.001 1000 1.5 1.E+03  1.00E+07 2.00E+04   3    As-78 90.7 min – / ph 1.40E-10 2.10E-10 0.804 1000 1.7 1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04   3    Se-70 41.1 min ec, + / ph 1.20E-10 1.40E-10 0.158 900 1.3 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04   3  As-70 [6]  Se-73 7.15 h ec, + / ph 2.40E-10 3.90E-10 0.174 900 1.2 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04   3  As-73  Se-73m 39.8 min it, ec, + / ph 2.70E-11 4.10E-11 0.038 300 0.4 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   10  Se-73  Se-75 119.779 d ec / ph 1.70E-09 2.60E-09 0.064 80 0.1 1.E+00  3.00E+06 5.00E+03   100    Se-79 2.95 E5 a – 3.10E-09 2.90E-09 <0.001 200 0.4 1.E-01  2.00E+06 3.00E+03   10    Se-81 18.45 min – / ph 2.40E-11 2.70E-11 0.002 1000 1.6 1.E+03 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3    Se-81m 57.28 min it, – 6.80E-11 5.90E-11 0.004 100 1.1 1.E+03 [1] 7.00E+07 1.00E+05   3  Se-81     Protezione dell’equilibrio ecologico   86     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Se-83 22.3 min – / ph 5.30E-11 5.10E-11 0.362 1000 1.7 1.E+01 [1] 9.00E+07 2.00E+05   3  Br-83  Br-74 25.4 min ec, + / ph 6.80E-11 8.40E-11 1.022 1000 1.8 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05   3    Br-74m 46 min ec, + / ph 1.10E-10 1.40E-10 1.347 900 1.8 1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04   3    Br-75 96.7 min ec, + / ph 8.50E-11 7.90E-11 0.189 900 1.3 1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05   3  Se-75  Br-76 16.2 h ec, + / ph 5.80E-10 4.60E-10 0.503 700 1.1 1.E+01  9.00E+06 1.00E+04   3    Br-77 57.036 h ec, + / ph 1.30E-10 9.60E-11 0.051 60 0.1 1.E+01  4.00E+07 6.00E+04   100    Br-80 17.68 min –, ec, + / ph 1.70E-11 3.10E-11 0.013 1000 1.5 1.E+02 [1] 3.00E+08 5.00E+05   3    Br-80m 4.4205 h it / ph 1.00E-10 1.10E-10 0.012 10 <0.1 1.E+03 [2] 5.00E+07 8.00E+04   1000  Br-80  Br-82 35.30 h – / ph 8.80E-10 5.40E-10 0.395 1000 1.4 1.E+00  6.00E+06 9.00E+03   3    Br-83 2.40 h – / ph 6.70E-11 4.30E-11 0.001 1000 1.5 1.E+03 [2] 7.00E+07 1.00E+05   3    Br-84 31.80 min – / ph 6.20E-11 8.80E-11 0.923 1000 1.7 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05   3    Kr-79 35.04 h ec, + / ph     0.042 100 0.2   2.00E+08 2.00E+05       Kr-81 2.29 E5 a ec / ph     0.004 8 <0.1   1.00E+10 1.00E+07      Kr-83m 1.83 h it / ph     0.002 3 <0.1   1.00E+12 1.00E+09       Kr-85 10.756 a – / ph     0.001 1000 1.5   5.00E+07[8] 5.00E+06 [4]     Kr-85m 4.480 h –, it / ph     0.026 1000 1.4   4.00E+08 4.00E+05     Kr-85  Kr-87 76.3 min – / ph     0.501 1000 1.7   7.00E+07 7.00E+04     Rb-87  Kr-88 2.84 h – / ph     0.264 1000 1.5   2.00E+07 2.00E+04 [5]   Rb-88 [6]  Kr-89 3.15 min – / ph     2.047 900 1.8    3.00E+07 3.00E+04     Rb-89 [6]  Rb-79 22.9 min ec, + / ph 3.00E-11 5.00E-11 0.217 2000 2.1 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Kr-79  Rb-81 4.576 h ec, + / ph 6.80E-11 5.40E-11 0.101 1000 1.2 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05   3  Kr-81  Rb-81m 30.5 min it, ec, + / ph 1.30E-11 9.70E-12 0.006 5 0.3 1.E+03 [1] 4.00E+08 6.00E+05   30  Rb-81 [6]  Rb-82m 6.472 h ec, + / ph 2.20E-10 1.30E-10 0.436 400 0.6 1.E+01  2.00E+07 4.00E+04   10    Rb-83 86.2 d ec / ph 1.00E-09 1.90E-09 0.082 20 <0.1 1.E+00 [2] 5.00E+06 8.00E+03   100    Rb-84 32.77 d ec, +, – / ph 1.50E-09 2.80E-09 0.141 400 0.6 1.E+00  3.00E+06 6.00E+03   10    Rb-86 18.642 d –, ec / ph 1.30E-09 2.80E-09 0.014 1000 1.6 1.E+02  4.00E+06 6.00E+03   3    Rb-87 4.923 E10 a – 7.60E-10 1.50E-09 <0.001 1000 1.2 1.E+01  7.00E+06 1.00E+04   3          Radioprotezione. O    87   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Rb-88 17.78 min – / ph 2.80E-11 9.00E-11 2.314 900 1.7 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3    Rb-89 15.15 min – / ph 2.50E-11 4.70E-11 0.659 1000 1.8 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Sr-89  Sr-80 / Rb-80 106.3 min ec, + / ph 2.10E-10 3.50E-10 1.750 900 1.7 1.E+03 [2] 2.00E+07 4.00E+04   3    Sr-81 22.3 min ec, + / ph 6.10E-11 7.80E-11 0.247 1000 1.6 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05   3  Rb-81 [6]  Sr-82 / Rb-82 25.36 d ec / ph 7.70E-09 6.10E-09 0.434 900 1.6 1.E+01 [1] 6.00E+05 1.00E+03   3    Sr-83 32.41 h ec, + / ph 4.90E-10 5.80E-10 0.127 400 0.5 1.E+01  1.00E+07 2.00E+04   10  Rb-83  Sr-85 64.84 d ec / ph 6.40E-10 5.60E-10 0.086 20 0.1 1.E+00  8.00E+06 1.00E+04   100    Sr-85m 67.63 min it, ec, + / ph 7.40E-12 6.10E-12 0.035 70 0.1 1.E+02 [1] 7.00E+08 1.00E+06   100  Sr-85  Sr-87m 2.815 h it, ec / ph 3.50E-11 3.30E-11 0.053 300 0.3 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05   30  Rb-87  Sr-89 50.53 d – 5.60E-09 2.60E-09 <0.001 1000 1.6 1.E+03 [2] 9.00E+05 1.00E+03   3    Sr-90 28.79 a – 7.70E-08 2.80E-08 <0.001 1000 1.4 1.E+00 [2] 6.00E+04 1.00E+02   3  Y-90 [6]  Sr-91 9.63 h – / ph 5.70E-10 7.60E-10 0.117 1000 1.6 1.E+01 [2] 9.00E+06 1.00E+04   3  Y-91m, Y-  91  Sr-92 2.66 h – / ph 3.40E-10 4.90E-10 0.194 1000 1.4 1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04   3  Y-92 [6]  Y-86 14.74 h ec, + / ph 8.10E-10 9.60E-10 0.515 500 0.8 1.E+00  6.00E+06 1.00E+04   10    Y-86m 48 min it, ec, + / ph 4.90E-11 5.60E-11 0.034 200 0.1 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05   100  Y-86 [6]  Y-87 79.8 h ec, + / ph 5.30E-10 5.50E-10 0.080 20 <0.1 1.E+01 [2] 9.00E+06 2.00E+04   300    Y-88 106.65 d ec, +/ ph 3.30E-09 1.30E-09 0.380 40 0.2 1.E-01  2.00E+06 3.00E+03   30    Y-90 64.10 h – 1.70E-09 2.70E-09 0.007 1000 1.6 1.E+03  3.00E+06 5.00E+03   3    Y-90m 3.19 h it, – / ph 1.30E-10 1.70E-10 0.098 200 0.2 1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04   30  Y-90  Y-91 58.51 d – / ph 6.10E-09 2.40E-09 0.001 1000 1.6 1.E+02  8.00E+05 1.00E+03   3    Y-91m 49.71 min it / ph 1.50E-11 1.10E-11 0.082 70 0.1 1.E+02 [1] 3.00E+08 6.00E+05   100  Y-91  Y-92 3.54 h – / ph 2.80E-10 4.90E-10 0.546 1000 1.7 1.E+02  2.00E+07 3.00E+04   3    Y-93 10.18 h – / ph 6.00E-10 1.20E-09 0.098 1000 1.6 1.E+02  8.00E+06 1.00E+04   3  Zr-93  Y-94 18.7 min – / ph 4.60E-11 8.10E-11 1.111 900 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3    Y-95 10.3 min – / ph 2.60E-11 4.60E-11 1.219 1000 1.7 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Zr-95 [6]  Zr-86 16.5 h ec, + / ph 7.00E-10 8.60E-10 0.069 100 0.1 1.E+01 [2] 7.00E+06 1.00E+04   100  Y-86 [6]     Protezione dell’equilibrio ecologico   88     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Zr-88 83.4 d ec / ph 4.10E-09 3.30E-10 0.076 50 0.1 1.E+00  1.00E+06 2.00E+03   100  Y-88 [6]  Zr-89 78.41 h ec, + / ph 7.50E-10 7.90E-10 0.182 400 0.5 1.E+01 [1] 7.00E+06 1.00E+04   10    Zr-93 1.53 E6 a – 2.90E-08 2.80E-10 <0.001 <1 <0.1 1.E+01  2.00E+05 3.00E+02   1000  Nb-93m  Zr-95 64.032 d – / ph 4.20E-09 8.80E-10 0.112 1000 1.1 1.E+00 [2] 1.00E+06 2.00E+03   3  Nb-95 [6]  Zr-97 16.744 h – / ph 1.40E-09 2.10E-09 0.027 1000 1.6 1.E+01 [2] 4.00E+06 6.00E+03   3  Nb-97  Nb-88 14.5 min ec, + / ph 5.00E-11 6.30E-11 0.719 1000 1.8 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  Zr-88  Nb-89 2.03 h ec, + / ph 1.90E-10 3.00E-10 0.392 700 1.3 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04   3  Zr-89  Nb-89m 66 min ec, + / ph 1.20E-10 1.40E-10 0.306 900 1.5 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04   3  Zr-89  Nb-90 14.60 h ec, + / ph 1.10E-09 1.20E-09 0.574 2000 1.9 1.E+01 [1] 5.00E+06 8.00E+03   3    Nb-91 680 a ec, + / ph        1.E+02  1.00E+06 2.00E+03   1000    Nb-91m  60.86 d it, ec, + / ph        1.E+01  2.00E+06 4.00E+03   300    Nb-92m  10.15 d ec, + / ph        1.E+01  8.00E+06 1.00E+04   300    Nb-93m 16.13 a it / ph 8.60E-10 1.20E-10 0.003 <1 <0.1 1.E+01  6.00E+06 1.00E+04   1000    Nb-94 2.03 E4 – / ph 2.50E-08 1.70E-09 0.237 1000 1.5 1.E-01  2.00E+05 3.00E+02   3    Nb-95 34.991 d – / ph 1.30E-09 5.80E-10 0.116 100 0.3 1.E+00  4.00E+06 6.00E+03   30    Nb-95m 3.61 d it, – / ph 8.50E-10 5.60E-10 0.021 2000 1.4 1.E+02  6.00E+06 1.00E+04   3  Nb-95 [6]  Nb-96 23.35 h – / ph 9.70E-10 1.10E-09 0.372 1000 1.6 1.E+00  5.00E+06 9.00E+03   3    Nb-97 72.1 min – / ph 7.20E-11 6.80E-11 0.099 1000 1.6 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05   3    Nb-98m 51.3 min – / ph 9.90E-11 1.10E-10 0.393 1000 1.8 1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04   3    Mo-90 5.56 h ec, + / ph 5.60E-10 6.20E-10 0.147 1000 1.4 1.E+01 [1] 9.00E+06 1.00E+04   3  Nb-90 [6]  Mo-93 4.0 E3 a ec / ph 1.40E-09 2.60E-09 0.016 4 <0.1 1.E+01  4.00E+06 6.00E+03   100    Mo-93m 6.85 h it, ec / ph 3.00E-10 2.80E-10 0.330 800 0.8 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   10  Mo-93  Mo-99 65.94 h – / ph 1.10E-09 1.20E-09 0.024 1000 1.6 1.E+01 [2] 5.00E+06 8.00E+03   3  Tc-99m, Tc-  99  Mo-101 14.61 min – / ph 4.50E-11 4.20E-11 0.196 1000 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  Tc-101  Tc-93 2.75 h ec, + / ph 6.50E-11 4.90E-11 0.222 20 0.1 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05   100  Mo-93        Radioprotezione. O    89   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Tc-93m 43.5 min it, ec, + / ph 3.10E-11 2.40E-11 0.098 300 0.4 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   10  Tc-93, Mo- 93   Tc-94 293 min ec, + / ph 2.20E-10 1.80E-10 0.414 200 0.4 1.E+01 [1] 2.00E+07 4.00E+04   10    Tc-94m 52.0 min ec, + / ph 8.00E-11 1.10E-10 0.285 700 1.3 1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05   3    Tc-95 20.0 h ec / ph 1.80E-10 1.60E-10 0.135 20 0.1 1.E+01  3.00E+07 5.00E+04   100    Tc-95m 61 d ec, +, it / ph 8.60E-10 6.20E-10 0.117 100 0.1 1.E+00 [2] 6.00E+06 1.00E+04   100  Tc-95  Tc-96 4.28 d ec / ph 1.00E-09 1.10E-09 0.388 40 0.2 1.E+00  5.00E+06 8.00E+03   30    Tc-96m 51.5 min it, ec, + / ph 1.10E-11 1.30E-11 0.016 3 <0.1 1.E+03 [1] 5.00E+08 8.00E+05   1000  Tc-96  Tc-97 2.6 E6 a ec / ph 1.60E-10 8.30E-11 0.017 4 <0.1 1.E+01  3.00E+07 5.00E+04   1000    Tc-97m 90.1 d it / ph 2.70E-09 6.60E-10 0.014 30 0.7 1.E+02  2.00E+06 3.00E+03   10  Tc-97  Tc-98 4.2 E6 a – / ph 6.10E-09 2.30E-09 0.215 2000 1.5 1.E-01  8.00E+05 1.00E+03   3    Tc-99 2.111 E5 a – 3.20E-09 7.80E-10 <0.001 1000 1.1 1.E+00  2.00E+06 3.00E+03   3    Tc-99m 6.015 h it, –/ ph 2.90E-11 2.20E-11 0.022 300 0.2 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   30  Tc-99  Tc-101 14.2 min – / ph 2.10E-11 1.90E-11 0.055 1000 1.6 1.E+02 [1] 2.00E+08 4.00E+05   3    Tc-104 18.3 min – / ph 4.80E-11 8.10E-11 1.219 1000 1.8 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3    Ru-94 51.8 min ec, + / ph 7.40E-11 9.40E-11 0.100 20 0.1 1.E+02 [1] 7.00E+07 1.00E+05   100  Tc-94  Ru-97 2.9 d ec / ph 1.60E-10 1.50E-10 0.055 100 0.1 1.E+01  3.00E+07 5.00E+04   100  Tc-97  Ru-103 39.26 d – / ph 2.20E-09 7.30E-10 0.073 500 0.6 1.E+00 [2] 2.00E+06 4.00E+03   10    Ru-105 4.44 h – / ph 2.50E-10 2.60E-10 0.119 1000 1.6 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04   3  Rh-105  Ru-106 / Rh-106 373.59 d – / ph 3.50E-08 7.00E-09 0.357 1000 1.6 1.E-01 [2] 1.00E+05 2.00E+02   3    Rh-99 16.1 d ec, + / ph 8.90E-10 5.10E-10 0.115 100 0.2 1.E+01 [1] 6.00E+06 9.00E+03   30    Rh-99m 4.7 h ec, + / ph 7.30E-11 6.60E-11 0.122 100 0.2 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05   30    Rh-100 20.8 h ec, + / ph 6.30E-10 7.10E-10 0.392 100 0.3 1.E+00  8.00E+06 1.00E+04   30    Rh-101 3.3 a ec / ph 3.10E-09 5.50E-10 0.062 300 0.4 1.E+00  2.00E+06 3.00E+03   10    Rh-101m 4.34 d ec,it / ph 2.70E-10 2.20E-10 0.066 200 0.2 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   30  Rh-101  Rh-102 207 d ec, +, – / ph 4.20E-09 1.20E-09 0.085 400 0.6 1.E-01  1.00E+06 2.00E+03   10    Rh-102m 3.742 a ec, +, it / ph 9.00E-09 2.60E-09 0.339 50 0.2 1.E+00  6.00E+05 9.00E+02   30  Rh-102     Protezione dell’equilibrio ecologico   90     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Rh-103m 56.114 min it / ph 2.50E-12 3.80E-12 0.002 <1 <0.1 1.E+04 [1] 2.00E+09 3.00E+06   1000    Rh-105 35.36 h – / ph 4.40E-10 3.70E-10 0.013 1000 1.2 1.E+02  1.00E+07 2.00E+04   3    Rh-106m 131 min – / ph 1.90E-10 1.60E-10 0.436 1000 1.7 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04   3    Rh-107 21.7 min – / ph 2.80E-11 2.40E-11 0.051 1000 1.6 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Pd-107  Pd-100 3.63 d ec / ph 9.70E-10 9.40E-10 0.050 20 0.1 1.E+00 [2] 5.00E+06 9.00E+03   100  Rh-100 [6]  Pd-101 8.47 h ec, + / ph 1.00E-10 9.40E-11 0.081 100 0.2 1.E+02  5.00E+07 8.00E+04   30  Rh-101m  Pd-103 16.991 d ec / ph 3.00E-10 1.90E-10 0.019 3 <0.1 1.E+03 [1] 2.00E+07 3.00E+04   1000  Rh-103m  Pd-107 6.5 E6 a – 2.90E-10 3.70E-11 <0.001 <1 <0.1 1.E+03  2.00E+07 3.00E+04   1000    Pd-109 13.7012 h – / ph 5.00E-10 5.50E-10 0.010 1000 2 1.E+02 [2] 1.00E+07 2.00E+04   3    Ag-102 12.9 min ec, + / ph 3.20E-11 4.00E-11 0.546 800 1.4 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3    Ag-103 65.7 min ec, + / ph 4.50E-11 4.30E-11 0.125 500 0.8 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   10  Pd-103  Ag-104 69.2 min ec, + / ph 7.10E-11 6.00E-11 0.410 300 0.5 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05   10    Ag-104m 33.5 min ec, +, it / ph 4.50E-11 5.40E-11 0.188 400 0.8 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   10  Ag-104 [6]  Ag-105 41.29 d ec / ph 8.00E-10 4.70E-10 0.102 50 0.1 1.E+00  6.00E+06 1.00E+04   100    Ag-106 23.96 min ec, +, b- / ph 2.70E-11 3.20E-11 0.117 700 1 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   10    Ag-106m 8.28 d ec / ph 1.60E-09 1.50E-09 0.435 60 0.2 1.E+00  3.00E+06 5.00E+03   30    Ag-108m / Ag-108 418 a ec, it / ph 1.90E-08 2.30E-09 0.263 100 0.3 1.E-01 [2] 3.00E+05 4.00E+02   30    Ag-110m / Ag-110 249.76 d –, it / ph 7.30E-09 2.80E-09 0.409 500 0.6 1.E-01 [2] 7.00E+05 1.00E+03   10    Ag-111 7.45 d – / ph 1.60E-09 1.30E-09 0.004 1000 1.6 1.E+02  3.00E+06 5.00E+03   3    Ag-112 3.130 h – / ph 2.60E-10 4.30E-10 0.640 1000 1.7 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04   3    Ag-115 20.0 min – / ph 4.40E-11 6.00E-11 0.181 1000 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  Cd-115, Cd-  115m  Cd-104 57.7 min ec / ph 6.30E-11 5.80E-11 0.062 20 0.1 1.E+02 [1] 8.00E+07 1.00E+05   100  Ag-104 [6]  Cd-107 6.50 h ec, + / ph 1.10E-10 6.20E-11 0.030 20 0.6 1.E+03 [1] 5.00E+07 8.00E+04   10    Cd-109 461.4 d ec / ph 9.60E-09 2.00E-09 0.027 5 0.4 1.E+00 [2] 5.00E+05 9.00E+02   10    Cd-113 7.7 E15 a – 1.40E-07 2.50E-08 <0.001 1000 0.9 1.E-01  4.00E+04 6.00E+01   10    Cd-113m 14.1 a –, it 1.30E-07 2.30E-08 <0.001 1000 1.4 1.E-01 [2] 4.00E+04 6.00E+01   3          Radioprotezione. O    91   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Cd-115 53.46 h – / ph 1.30E-09 1.40E-09 0.037 1000 1.5 1.E+01 [2] 4.00E+06 6.00E+03   3  In-115  Cd-115m 44.6 d – / ph 6.40E-09 3.30E-09 0.003 1000 1.6 1.E+02 [2] 8.00E+05 1.00E+03   3  In-115  Cd-117 2.49 h – / ph 2.50E-10 2.80E-10 0.158 1000 1.5 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04   3  In-117m, In-  117  Cd-117m 3.36 h – / ph 3.20E-10 2.80E-10 0.282 1000 1.5 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04   3  In-117, In-  117m  In-109 4.2 h ec, + / ph 7.30E-11 6.60E-11 0.117 300 0.3 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05   30  Cd-109  In-110 4.9 h ec, + / ph 2.50E-10 2.40E-10 0.468 60 0.2 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04   30    In-110m 69.1 min ec, + / ph 8.10E-11 1.00E-10 0.238 700 1.1 1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05   3    In-111 2.8047 d ec / ph 3.10E-10 2.90E-10 0.082 400 0.3 1.E+01 [2] 2.00E+07 3.00E+04   30    In-112 14.97 min ec, +, – / ph 1.30E-11 1.00E-11 0.047 900 1 1.E+02 [1] 4.00E+08 6.00E+05   10    In-113m 1.6579 h it / ph 3.20E-11 2.80E-11 0.047 500 0.6 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   10    In-114m / In-114 49.51 d it, ec / ph 1.10E-08 4.10E-09 0.023 3000 3.2 1.E+01 [2] 5.00E+05 8.00E+02   3    In-115 4.41 E14 a – 4.50E-07 3.20E-08 <0.001 1000 1.3 1.E+02  1.00E+04 2.00E+01   3    In-115m 4.486 h it, – / ph 8.70E-11 8.60E-11 0.033 900 1 1.E+02  6.00E+07 1.00E+05   10  In-115  In-116m 54.41 min – / ph 8.00E-11 6.40E-11 0.356 1000 1.7 1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05   3    In-117 43.2 min – / ph 4.80E-11 3.10E-11 0.109 2000 1.8 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3    In-117m 116.2 min –, it / ph 1.10E-10 1.20E-10 0.019 1000 1.4 1.E+02 [1] 5.00E+07 8.00E+04   3  In-117 [6]  In-119m / In-119 18.0 min –, it / ph 2.90E-11 4.70E-11 0.033 1000 1.7 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3    Sn-110 4.11 h ec / ph 2.60E-10 3.50E-10 0.064 70 0.1 1.E+02 [2] 2.00E+07 3.00E+04   100  In-110S [6]  Sn-111 35.3 min ec, + / ph 2.20E-11 2.30E-11 0.087 400 0.6 1.E+02 [1] 2.00E+08 4.00E+05   10  In-111  Sn-113 115.09 d ec / ph 1.90E-09 7.30E-10 0.019 4 <0.1 1.E+00 [2] 3.00E+06 4.00E+03   300  In-113m  Sn-117m 13.76 d it / ph 2.20E-09 7.10E-10 0.038 3000 2.4 1.E+02  2.00E+06 4.00E+03   3    Sn-119m 293.1 d it / ph 1.50E-09 3.40E-10 0.011 1 <0.1 1.E+01  3.00E+06 6.00E+03   1000    Sn-121 27.03 h – 2.80E-10 2.30E-10 <0.001 1000 1.1 1.E+03  2.00E+07 3.00E+04   3    Sn-121m 43.9 a it, – / ph 3.30E-09 3.80E-10 0.004 300 0.3 1.E+00 [2] 2.00E+06 3.00E+03   30  Sn-121  Sn-123 129.2 d – / ph 5.60E-09 2.10E-09 0.001 1000 1.6 1.E+02  9.00E+05 1.00E+03   3       Protezione dell’equilibrio ecologico   92     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Sn-123m 40.06 min – / ph 4.40E-11 3.80E-11 0.024 2000 1.9 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3    Sn-125 9.64 d – / ph 2.80E-09 3.10E-09 0.053 1000 1.5 1.E+01  2.00E+06 3.00E+03   3  Sb-125  Sn-126 2.30 E5 a – / ph 1.80E-08 4.70E-09 0.017 1000 1.2 1.E-01 [2] 3.00E+05 5.00E+02   3  Sb-126 [6]  Sn-127 2.10 h – / ph 2.00E-10 2.00E-10 0.313 1000 1.6 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04   3  Sb-127 [6]  Sn-128 59.07 min – / ph 1.50E-10 1.50E-10 0.138 1000 1.5 1.E+01 [1] 3.00E+07 6.00E+04   3  Sb-128S [6]  Sb-115 32.1 min ec, + / ph 2.30E-11 2.40E-11 0.151 400 0.6 1.E+01 [1] 2.00E+08 4.00E+05   10    Sb-116 15.8 min ec, + / ph 2.30E-11 2.60E-11 0.321 500 0.9 1.E+01 [1] 2.00E+08 4.00E+05   10    Sb-116m 60.3 min ec, + / ph 8.50E-11 6.70E-11 0.487 400 0.9 1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05   10    Sb-117 2.80 h ec, + / ph 2.70E-11 1.80E-11 0.045 400 0.3 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   30    Sb-118m 5.00 h ec, + / ph 2.30E-10 2.10E-10 0.411 200 0.3 1.E+01 [1] 2.00E+07 4.00E+04   30    Sb-119 38.19 h ec / ph 5.90E-11 8.10E-11 0.022 3 <0.1 1.E+03 [1] 8.00E+07 1.00E+05   1000    Sb-120 15.89 min ec, + / ph 1.20E-11 1.40E-11 0.079 500 0.7 1.E+02 [1] 4.00E+08 7.00E+05   10    Sb-120m 5.76 d ec / ph 1.30E-09 1.20E-09 0.386 400 0.4 1.E+00  4.00E+06 6.00E+03   10    Sb-122 2.7238 d –, ec, + / ph 1.20E-09 1.70E-09 0.068 1000 1.6 1.E+01  4.00E+06 7.00E+03   3    Sb-124 60.20 d – / ph 4.70E-09 2.50E-09 0.261 1000 1.5 1.E+00  1.00E+06 2.00E+03   3    Sb-124n 20.2 min it / ph 8.30E-12 8.00E-12 <0.001 <1 <0.1 1.E+02 [1] 6.00E+08 1.00E+06   1000  Sb-124 [6]  Sb-125 2.75856 a – / ph 3.30E-09 1.10E-09 0.076 700 0.7 1.E-01 [2] 2.00E+06 3.00E+03   10  Te-125m  Sb-126 12.35 j – / ph 3.20E-09 2.40E-09 0.434 1000 1.5 1.E+00  2.00E+06 3.00E+03   3    Sb-126m 19.15 min –, it / ph 3.30E-11 3.60E-11 0.239 1000 1.5 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Sb-126 [6]  Sb-127 3.85 d – / ph 1.70E-09 1.70E-09 0.106 1000 1.6 1.E+01 [2] 3.00E+06 5.00E+03   3  Te-127, Te-  127m  Sb-128 9.01 h – / ph 6.70E-10 7.60E-10 0.472 1000 1.8 1.E+01  7.00E+06 1.00E+04   3    Sb-128m 10.4 min –, it / ph 2.60E-11 3.30E-11 0.313 1000 1.8 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3    Sb-129 4.40 h – / ph 3.50E-10 4.20E-10 0.212 1000 1.6 1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04   3  Te-129, Te-  129m  Sb-130 39.5 min – / ph 9.10E-11 9.10E-11 0.505 2000 2.1 1.E+01 [1] 5.00E+07 9.00E+04   3          Radioprotezione. O    93   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Sb-131 23.03 min – / ph 8.30E-11 1.00E-10 0.278 1000 1.7 1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05   3  Te-131, Te- 131m   Te-116 2.49 h ec, + / ph 1.70E-10 1.70E-10 0.033 8 0.2 1.E+02 [1] 3.00E+07 5.00E+04   30  Sb-116 [6]  Te-119m 4.70 d ec, + / ph        1.E+00  8.00E+06 1.00E+04   300    Te-121 19.16 d ec / ph 4.40E-10 4.30E-10 0.104 20 0.1 1.E+01  1.00E+07 2.00E+04   100    Te-121m 154 d it, ec / ph 3.60E-09 2.30E-09 0.043 200 0.4 1.E+00  1.00E+06 2.00E+03   10  Te-121 [6]  Te-123 6.00 E14 a ec / ph 5.00E-09 4.40E-09 0.017 2 <0.1 1.E-01  1.00E+06 2.00E+03   100    Te-123m 119.25 d it / ph 3.40E-09 1.40E-09 0.032 400 0.8 1.E+00  1.00E+06 2.00E+03   10  Te-123  Te-125m 57.40 d it / ph 2.90E-09 8.70E-10 0.027 500 1.1 1.E+03  2.00E+06 3.00E+03   3    Te-127 9.35 h – / ph 1.80E-10 1.70E-10 0.001 1000 1.4 1.E+03  3.00E+07 5.00E+04   3    Te-127m 109 d it, – / ph 6.20E-09 2.30E-09 0.009 40 0.5 1.E+01 [2] 8.00E+05 1.00E+03   10  Te-127  Te-129 69.6 min – / ph 5.70E-11 6.30E-11 0.012 1000 1.6 1.E+02 [1] 9.00E+07 1.00E+05   3  I-129  Te-129m 33.6 d it, – / ph 5.40E-09 3.00E-09 0.011 600 1.2 1.E+01 [2] 9.00E+05 2.00E+03   3  Te-129  Te-131 25.0 min – / ph 6.10E-11 8.70E-11 0.067 2000 2 1.E+02  8.00E+07 1.00E+05   3  I-131  Te-131m 30 h –, it / ph 1.60E-09 1.90E-09 0.208 2000 1.5 1.E+01 [2] 3.00E+06 5.00E+03   3  I-131, Te-  131  Te-132 3.204 d – / ph 3.00E-09 3.70E-09 0.050 700 0.7 1.E+00 [2] 2.00E+06 3.00E+03   10  I-132 [6]  Te-133 12.5 min – / ph 4.40E-11 7.20E-11 0.151 1000 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  I-133  Te-133m 55.4 min –, it / ph 1.90E-10 2.80E-10 0.344 1000 1.8 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04   3  I-133, Te-  133  Te-134 41.8 min – / ph 1.10E-10 1.10E-10 0.142 2000 1.7 1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04   3  I-134 [6]  I-120 81.6 min ec, + / ph 1.90E-10 3.40E-10 1.155 800 1.5 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04   3    I-120m 53 min ec, + / ph 1.40E-10 2.10E-10 1.108 800 1.7 1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04   3    I-121 2.12 h ec, + / ph 3.90E-11 8.20E-11 0.077 400 0.4 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05   10  Te-121  I-123 13.27 h ec / ph 1.10E-10 2.10E-10 0.043 400 0.3 1.E+02  5.00E+07 8.00E+04   30  Te-123  I-124 4.1760 d ec, + / ph 6.30E-09 1.30E-08 0.170 300 0.5 1.E+01  8.00E+05 1.00E+03   10    I-125 59.400 d ec / ph 7.30E-09 1.50E-08 0.033 4 <0.1 1.E+02  7.00E+05 1.00E+03   10       Protezione dell’equilibrio ecologico   94     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    I-126 12.93 d ec, +, – / ph 1.40E-08 2.90E-08 0.078 700 0.7 1.E+01  4.00E+05 6.00E+02   10    I-128 24.99 min –, ec, + / ph 2.20E-11 4.60E-11 0.016 1000 1.5 1.E+02 [1] 2.00E+08 4.00E+05   3    I-129 1.57 E7 a – / ph 5.10E-08 1.10E-07 0.016 100 0.3 1.E-02  1.00E+05 2.00E+02   3  Xe-129  I-130 12.36 h – / ph 9.60E-10 2.00E-09 0.325 1000 1.6 1.E+01  5.00E+06 9.00E+03   3    I-131 8.02070 d – / ph 1.10E-08 2.20E-08 0.062 1000 1.4 1.E+01  5.00E+05 8.00E+02   3  Xe-131m  I-132 2.295 h – / ph 2.00E-10 2.90E-10 0.338 1000 1.7 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04   3    I-132m 1.387 h it, – / ph 1.10E-10 2.20E-10 0.055 300 1 1.E+02  5.00E+07 8.00E+04   10  I-132 [6]  I-133 20.8 h – / ph 2.10E-09 4.30E-09 0.093 1000 1.6 1.E+01  2.00E+06 4.00E+03   3  Xe-133, Xe-  133m  I-134 52.5 min – / ph 7.90E-11 1.10E-10 0.385 1000 1.8 1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05   3    I-135 6.57 h – / ph 4.60E-10 9.30E-10 0.223 1000 1.6 1.E+01 [2] 1.00E+07 2.00E+04   3  Xe-135, Xe-  135m  Xe-122 / I-122 20.1 h ec, + / ph     0.284 800 1.3   7.00E+07 7.00E+04       Xe-123 2.08 h ec, + / ph     0.107 800 0.9   1.00E+08 1.00E+05     I-123  Xe-125 16.9 h ec, + / ph     0.060 300 0.2   3.00E+08 3.00E+05     I-125  Xe-127 36.4 d ec / ph     0.059 400 0.3   2.00E+08 2.00E+05       Xe-129m 8.88 d it / ph     0.030 3000 1.9   3.00E+09 3.00E+06       Xe-131m 11.84 d it / ph     0.012 3000 2.1   8.00E+09 8.00E+06       Xe-133 5.243 d – / ph     0.016 1000 1   2.00E+09 2.00E+06       Xe-133m 2.19 d it / ph     0.016 2000 1.7   2.00E+09 2.00E+06     Xe-133  Xe-135 9.14 h – / ph     0.040 2000 1.6   3.00E+08 3.00E+05     Cs-135  Xe-135m 15.29 min it, – / ph     0.069 200 0.4   2.00E+08 2.00E+05     Cs-135  Xe-137 3.818 min – / ph     1.167 2 1.7   3.00E+08 3.00E+05       Xe-138 14.08 min – / ph     0.166 1000 1.7   5.00E+07 5.00E+04     Cs-138 [6]  Cs-125 45 min ec, + / ph 2.30E-11 3.50E-11 0.114 500 0.7 1.E+01 [1] 2.00E+08 4.00E+05   10  Xe-125  Cs-127 6.25 h ec, + / ph 4.00E-11 2.40E-11 0.079 100 0.2 1.E+02  1.00E+08 2.00E+05   30  Xe-127  Cs-129 32.06 h ec, + / ph 8.10E-11 6.00E-11 0.063 30 <0.1 1.E+01  6.00E+07 1.00E+05   1000          Radioprotezione. O    95   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Cs-130 29.21 min ec, +, – / ph 1.50E-11 2.80E-11 0.087 500 0.8 1.E+02 [1] 3.00E+08 6.00E+05   10    Cs-131 9.689 d ec / ph 4.50E-11 5.80E-11 0.016 2 <0.1 1.E+03 [1] 1.00E+08 2.00E+05   1000    Cs-132 6.479 d ec, +, – / ph 3.80E-10 5.00E-10 0.119 50 0.1 1.E+01  1.00E+07 2.00E+04   100    Cs-134 2.0648 a –, ec / ph 9.60E-09 1.90E-08 0.236 1000 1.1 1.E-01  5.00E+05 9.00E+02   3    Cs-134m 2.903 h it / ph 2.60E-11 2.00E-11 0.009 1000 1.5 1.E+03  2.00E+08 3.00E+05   3  Cs-134 [6]  Cs-135 2.3 E6 a – 9.90E-10 2.00E-09 0.000 600 0.7 1.E+02  5.00E+06 8.00E+03   10    Cs-135m 53 min it / ph 2.40E-11 1.90E-11 0.239 70 0.2 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   30  Cs-135  Cs-136 13.16 d – / ph 1.90E-09 3.00E-09 0.327 1000 1.5 1.E+00  3.00E+06 4.00E+03   3    Cs-137 / Ba-137m 30.1671 a –, it / ph 6.70E-09 1.30E-08 0.092 2000 1.5 1.E-01 [2] 7.00E+05 1.00E+03   3    Cs-138 33.41 min – / ph 4.60E-11 9.20E-11 0.445 1000 1.8 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3    Ba-126 / Cs-126 100 min ec, + / ph 1.20E-10 2.60E-10 0.805 900 1.6 1.E+02 [1] 4.00E+07 7.00E+04   3    Ba-128 / Cs-128 2.43 d ec, + / ph 1.30E-09 2.70E-09 0.209 700 1.2 1.E+02 [2] 4.00E+06 6.00E+03   3    Ba-131 11.50 d ec / ph 3.50E-10 4.50E-10 0.087 300 0.4 1.E+01  1.00E+07 2.00E+04   10  Cs-131  Ba-131m 14.6 min it / ph 6.40E-12 4.90E-12 0.019 50 0.4 1.E+02 [1] 8.00E+08 1.00E+06   10  Ba-131  Ba-133 10.52 a ec / ph 1.80E-09 1.00E-09 0.085 70 0.1 1.E-01  3.00E+06 5.00E+03   100    Ba-133m 38.9 h it, ec / ph 2.80E-10 5.50E-10 0.019 2000 1.5 1.E+02  2.00E+07 3.00E+04   3  Ba-133  Ba-135m 28.7 h it / ph 2.30E-10 4.50E-10 0.018 2000 1.5 1.E+02  2.00E+07 4.00E+04   3    Ba-139 83.06 min – / ph 5.50E-11 1.20E-10 0.012 1000 1.7 1.E+02 [1] 9.00E+07 2.00E+05   3    Ba-140 12.752 d – / ph 1.60E-09 2.50E-09 0.031 1000 1.5 1.E+00  3.00E+06 5.00E+03   3  La-140 [6]  Ba-141 18.27 min – / ph 3.50E-11 7.00E-11 0.152 1000 1.9 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  La-141  Ba-142 10.6 min – / ph 2.70E-11 3.50E-11 0.160 1000 1.7 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  La-142 [6]  La-131 59 min ec, + / ph 3.60E-11 3.50E-11 0.116 400 0.6 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   10  Ba-131  La-132 4.8 h ec, + / ph 2.80E-10 3.90E-10 0.379 400 0.8 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04   10    La-135 19.5 h ec, + / ph 2.50E-11 3.00E-11 0.017 2 <0.1 1.E+03  2.00E+08 3.00E+05   1000    La-137 6.0 E4 a ec / ph 1.00E-08 8.10E-11 0.014 2 <0.1 1.E+02  5.00E+05 8.00E+02   1000    La-138 1.02 E11 a ec, – / ph 1.80E-07 1.10E-09 0.185 400 0.4 1.E-01  3.00E+04 5.00E+01   10    La-140 1.6781 d – / ph 1.50E-09 2.00E-09 0.332 1000 1.8 1.E+00  3.00E+06 6.00E+03   3       Protezione dell’equilibrio ecologico   96     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    La-141 3.92 h – / ph 2.20E-10 3.60E-10 0.016 1000 1.6 1.E+02 [1] 2.00E+07 4.00E+04   3  Ce-141  La-142 91.1 min – / ph 1.50E-10 1.80E-10 0.490 1000 1.8 1.E+01 [1] 3.00E+07 6.00E+04   3    La-143 14.2 min – / ph 3.30E-11 5.60E-11 0.219 1000 1.6 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Ce-143  Ce-134 / La -134 3.16 d ec, + / ph 1.60E-09 2.50E-09 0.149 600 1 1.E+03 [2] 3.00E+06 5.00E+03   10    Ce-135 17.7 h ec, + / ph 7.60E-10 7.90E-10 0.271 2000 1.8 1.E+01  7.00E+06 1.00E+04   3  La-135  Ce-137 9.0 h ec, + / ph 1.90E-11 2.50E-11 0.016 10 <0.1 1.E+03  3.00E+08 4.00E+05   1000  La-137  Ce-137m 34.4 h it, ec / ph 5.90E-10 5.40E-10 0.016 2000 1.6 1.E+02 [2] 8.00E+06 1.00E+04   3  Ce-137, La-  137  Ce-139 137.641 d ec / ph 1.40E-09 2.60E-10 0.036 500 0.5 1.E+00  4.00E+06 6.00E+03   10    Ce-141 32.508 d – / ph 3.10E-09 7.10E-10 0.014 2000 1.6 1.E+02  2.00E+06 3.00E+03   3    Ce-143 33.039 h – / ph 1.00E-09 1.10E-09 0.053 1000 1.6 1.E+01  5.00E+06 8.00E+03   3  Pr-143  Ce-144 / Pr-144m 284.91 d – / ph 2.90E-08 5.20E-09 0.005 800 0.9 1.E+01 [2] 2.00E+05 3.00E+02   10  Pr-144  Pr-136 13.1 min ec, + / ph 2.50E-11 3.30E-11 0.375 600 1.1 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3    Pr-137 1.28 h ec, + / ph 3.50E-11 4.00E-11 0.083 300 0.5 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05   10  Ce-137  Pr-138m 2.12 h ec, + / ph 1.30E-10 1.30E-10 0.379 600 0.8 1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04   10    Pr-139 4.41 h ec, + / ph 3.00E-11 3.10E-11 0.028 100 0.1 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   100  Ce-139  Pr-142 19.12 h –, ec / ph 7.40E-10 1.30E-09 0.011 1000 1.6 1.E+02  7.00E+06 1.00E+04   3    Pr-142m 14.6 min it / ph 9.40E-12 1.70E-11 <0.001 <1 <0.1 1.E+07 [1] 5.00E+08 9.00E+05   1000  Pr-142  Pr-143 13.57 d – 2.20E-09 1.20E-09 0.000 1000 1.5 1.E+03  2.00E+06 4.00E+03   3    Pr-144 17.28 min – / ph 3.00E-11 5.00E-11 0.099 1000 1.6 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3    Pr-145 5.984 h – / ph 2.60E-10 3.90E-10 0.002 1000 1.6 1.E+03  2.00E+07 3.00E+04   3    Pr-147 13.4 min – / ph 3.00E-11 3.30E-11 0.144 1000 1.8 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Nd-147  Nd-136 50.65 min ec, + / ph 8.90E-11 9.90E-11 0.061 200 0.3 1.E+02 [1] 6.00E+07 9.00E+04   30  Pr-136 [6]  Nd-138 / Pr-138 5.04 h ec / ph 3.80E-10 6.40E-10 0.398 700 1.3 1.E+03 [2] 1.00E+07 2.00E+04   3    Nd-139 29.7 min ec, + / ph 1.70E-11 2.00E-11 0.070 300 0.4 1.E+02 [1] 3.00E+08 5.00E+05   10  Pr-139  Nd-139m 5.50 h ec, +, it / ph 2.50E-10 2.50E-10 0.246 500 0.6 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04   10  Pr-139, Nd-  139        Radioprotezione. O    97   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Nd-140 3.37 d ec / ph        1.E+04 [2] 3.00E+06 4.00E+03   100    Nd-141 2.49 h ec, + / ph 8.80E-12 8.30E-12 0.021 50 0.1 1.E+02 [1] 6.00E+08 9.00E+05   100    Nd-147 10.98 d – / ph 2.10E-09 1.10E-09 0.027 1000 1.5 1.E+02  2.00E+06 4.00E+03   3  Pm-147  Nd-149 1.728 h – / ph 1.30E-10 1.20E-10 0.063 2000 1.8 1.E+02 [1] 4.00E+07 6.00E+04   3  Pm-149  Nd-151 12.44 min – / ph 2.90E-11 3.00E-11 0.137 1000 1.7 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Pm-151  Pm-141 20.90 min ec, + / ph 2.50E-11 3.60E-11 0.137 500 0.9 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   10  Nd-141, Nd-  141m  Pm-143 265 d ec / ph 9.60E-10 2.30E-10 0.057 7 <0.1 1.E+00  5.00E+06 9.00E+03   1000    Pm-144 363 d ec / ph 5.40E-09 9.70E-10 0.248 40 0.1 1.E-01  9.00E+05 2.00E+03   100    Pm-145 17.7 a ec, α / ph 2.40E-09 1.10E-10 0.013 10 <0.1 1.E+01  2.00E+06 3.00E+03   1000    Pm-146 5.53 a ec, – / ph 1.30E-08 9.00E-10 0.122 500 0.6 1.E-01  4.00E+05 6.00E+02   10  Sm-146  Pm-147 2.6234 a – 3.50E-09 2.60E-10 <0.001 500 0.6 1.E+03  1.00E+06 2.00E+03   10  Sm-147  Pm-148 5.368 d – / ph 2.20E-09 2.70E-09 0.091 1000 1.6 1.E+01  2.00E+06 4.00E+03   3    Pm-148m 41.29 d –, it / ph 4.30E-09 1.80E-09 0.306 1000 1.4 1.E+00  1.00E+06 2.00E+03   3  Sm-148  Pm-149 53.08 h – / ph 8.20E-10 9.90E-10 0.002 1000 1.6 1.E+03  6.00E+06 1.00E+04   3    Pm-150 2.68 h – / ph 2.10E-10 2.60E-10 0.226 1000 1.8 1.E+01 [1] 2.00E+07 4.00E+04   3    Pm-151 28.40 h – / ph 6.40E-10 7.30E-10 0.052 1000 1.5 1.E+01  8.00E+06 1.00E+04   3  Sm-151  Sm-141 10.2 min ec, + / ph 2.70E-11 3.90E-11 0.287 500 1 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   10  Pm-141 [6]  Sm-141m 22.6 min ec, +, it / ph 5.60E-11 6.50E-11 0.338 900 1.1 1.E+01 [1] 9.00E+07 1.00E+05   3  Pm-141,   Sm-141  Sm-142 / Pm-142 72.49 min ec, + / ph 1.10E-10 1.90E-10 0.752 800 1.5 1.E+02 [1] 5.00E+07 8.00E+04   3    Sm-145 340 d ec / ph 1.10E-09 2.10E-10 0.026 20 <0.1 1.E+02  5.00E+06 8.00E+03   1000  Pm-145  Sm-146 1.03 E8 a α 6.70E-06 5.40E-08 <0.001 <1 <0.1 1.E+00  7.00E+02 1.00E+00   3    Sm-147 1.060 E11 a α 6.10E-06 4.90E-08 <0.001 <1 <0.1 1.E+00  8.00E+02 1.00E+00   3    Sm-151 90 a – 2.60E-09 9.80E-11 <0.001 <1 <0.1 1.E+03  2.00E+06 3.00E+03   1000    Sm-153 46.50 h – / ph 6.80E-10 7.40E-10 0.016 1000 1.6 1.E+02  7.00E+06 1.00E+04   3    Sm-155 22.3 min – / ph 2.80E-11 2.90E-11 0.019 1000 1.6 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Eu-155     Protezione dell’equilibrio ecologico   98     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Sm-156 9.4 h – / ph 2.80E-10 2.50E-10 0.022 1000 1.4 1.E+02  2.00E+07 3.00E+04   3  Eu-156 [6]  Eu-145 5.93 d ec, + / ph 7.30E-10 7.50E-10 0.217 60 0.2 1.E+00  7.00E+06 1.00E+04   30  Sm-145  Eu-146 4.61 d ec, + / ph 1.20E-09 1.30E-09 0.375 100 0.3 1.E+00  4.00E+06 7.00E+03   30  Sm-146  Eu-147 24.1 d ec, +,  / ph 1.00E-09 4.40E-10 0.085 300 0.3 1.E+01  5.00E+06 8.00E+03   30  Sm-147, Pm-  143  Eu-148 54.5 d ec, +,  / ph 2.30E-09 1.30E-09 0.327 70 0.2 1.E+00  2.00E+06 4.00E+03   30  Pm-144  Eu-149 93.1 d ec / ph 2.30E-10 1.00E-10 0.018 20 <0.1 1.E+01  2.00E+07 4.00E+04   1000    Eu-150 36.9 a ec, + / ph 3.40E-08 1.30E-09 0.238 100 0.2 1.E-01  1.00E+05 2.00E+02   30    Eu-150m 12.8 h –, ec, + / ph 2.80E-10 3.80E-10 0.008 1000 1.4 1.E+03 [1] 2.00E+07 3.00E+04   3    Eu-152 13.537 a ec, +, – / ph 2.70E-08 1.40E-09 0.179 700 0.8 1.E-01  2.00E+05 3.00E+02   10  Gd-152  Eu-152m 9.3116 h –, ec, + / ph 3.20E-10 5.00E-10 0.047 900 1.3 1.E+02  2.00E+07 3.00E+04   3  Gd-152  Eu-154 8.593 a –, ec / ph 3.50E-08 2.00E-09 0.185 2000 1.8 1.E-01  1.00E+05 2.00E+02   3    Eu-155 4.7611 a – / ph 4.70E-09 3.20E-10 0.012 200 0.3 1.E+00  1.00E+06 2.00E+03   30    Eu-156 15.19 d – / ph 3.00E-09 2.20E-09 0.188 1000 1.5 1.E+00  2.00E+06 3.00E+03   3    Eu-157 15.18 h – / ph 4.40E-10 6.00E-10 0.049 1000 1.6 1.E+02  1.00E+07 2.00E+04   3    Eu-158 45.9 min – / ph 7.50E-11 9.40E-11 0.220 1000 1.8 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05   3    Gd-145 23.0 min ec, + / ph 3.50E-11 4.40E-11 0.360 500 0.9 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   10  Eu-145 [6]  Gd-146 48.27 d ec / ph 5.20E-09 9.60E-10 0.057 600 0.9 1.E+00 [2] 1.00E+06 2.00E+03   10  Eu-146 [6]  Gd-147 38.1 h ec, + / ph 5.90E-10 6.10E-10 0.206 400 0.4 1.E+01 [1] 8.00E+06 1.00E+04   10  Eu-147  Gd-148 74.6 a  3.00E-05 5.50E-08 <0.001 <1 <0.1 1.E+00  2.00E+02 3.00E-01   3    Gd-149 9.28 d ec, + / ph 7.90E-10 4.50E-10 0.076 400 0.6 1.E+01  6.00E+06 1.00E+04   10  Eu-149  Gd-151 124 d ec,  / ph 9.30E-10 2.00E-10 0.018 200 0.2 1.E+01  5.00E+06 9.00E+03   30  Sm-147  Gd-152 1.08 E14 a  2.20E-05 4.10E-08 <0.001 <1 <0.1 1.E+01 [1] 2.00E+02 4.00E-01   3    Gd-153 240.4 d ec / ph 2.50E-09 2.70E-10 0.029 30 0.1 1.E+01  2.00E+06 3.00E+03   100    Gd-159 18.479 h – / ph 3.90E-10 4.90E-10 0.010 1000 1.5 1.E+02  1.00E+07 2.00E+04   3    Tb-147 1.64 h ec, + / ph 1.20E-10 1.60E-10 0.356 400 0.8 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04   10  Gd-147 [6]        Radioprotezione. O    99   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Tb-149 4.118 h ec, +,  / ph 3.10E-09 2.50E-10 0.241 400 0.6 1.E-01  2.00E+06 3.00E+03   10  Gd-149, Eu- 145   Tb-150 3.48 h ec, +,  / ph 1.80E-10 2.50E-10 0.346 400 0.8 1.E+01 [1] 3.00E+07 5.00E+04   10    Tb-151 17.609 h ec, +,  / ph 3.30E-10 3.40E-10 0.147 400 0.6 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   10  Gd-151, Eu-  147  Tb-153 2.34 d ec, + / ph 2.40E-10 2.50E-10 0.045 100 0.1 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   100  Gd-153  Tb-154 21.5 h ec, + / ph 6.00E-10 6.50E-10 0.313 400 0.6 1.E+01 [1] 8.00E+06 1.00E+04   10    Tb-155 5.32 d ec / ph 2.50E-10 2.10E-10 0.031 200 0.2 1.E+02  2.00E+07 3.00E+04   30    Tb-156 5.35 d ec / ph 1.40E-09 1.20E-09 0.277 500 0.8 1.E+00  4.00E+06 6.00E+03   10    Tb-156m 24.4 h it / ph 2.30E-10 1.70E-10 0.007 4 <0.1 1.E+01  2.00E+07 4.00E+04   1000    Tb-156n 5.3 h it / ph 1.30E-10 8.10E-11 0.001 8 0.6 1.E+04 [1] 4.00E+07 6.00E+04   10  Tb-156 [6]  Tb-157 71 a ec / ph 7.90E-10 3.40E-11 0.001 6 <0.1 1.E+02  6.00E+06 1.00E+04   1000    Tb-158 180 a ec, – / ph 3.00E-08 1.10E-09 0.127 400 0.6 1.E-01  2.00E+05 3.00E+02   10    Tb-160 72.3 d – / ph 5.40E-09 1.60E-09 0.169 1000 1.7 1.E+00  9.00E+05 2.00E+03   3    Tb-161 6.906 d – / ph 1.20E-09 7.20E-10 0.013 1000 1.3 1.E+03  4.00E+06 7.00E+03   3    Dy-155 9.9 h ec, + / ph 1.20E-10 1.30E-10 0.094 100 0.1 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04   100  Tb-155  Dy-157 8.14 h ec / ph 5.50E-11 6.10E-11 0.065 40 0.1 1.E+02  9.00E+07 2.00E+05   100  Tb-157  Dy-159 144.4 d ec / ph 2.50E-10 1.00E-10 0.015 10 <0.1 1.E+03  2.00E+07 3.00E+04   1000    Dy-165 2.334 h – / ph 8.70E-11 1.10E-10 0.005 1000 1.6 1.E+03  6.00E+07 1.00E+05   3    Dy-166 81.6 h – / ph 1.80E-09 1.60E-09 0.010 1000 1.1 1.E+02  3.00E+06 5.00E+03   3  Ho-166  Ho-155 48 min ec, + / ph 3.20E-11 3.70E-11 0.066 300 0.5 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   10  Dy-155  Ho-157 12.6 min ec, + / ph 7.60E-12 6.50E-12 0.088 300 0.3 1.E+02 [1] 7.00E+08 1.00E+06   30  Dy-157  Ho-159 33.05 min ec, + / ph 1.00E-11 7.90E-12 0.069 200 0.2 1.E+02 [1] 5.00E+08 8.00E+05   30  Dy-159  Ho-161 2.48 h ec / ph 1.00E-11 1.30E-11 0.022 20 <0.1 1.E+02 [1] 5.00E+08 8.00E+05   1000    Ho-162 15.0 min ec, + / ph 4.50E-12 3.30E-12 0.032 70 0.2 1.E+02 [1] 1.00E+09 2.00E+06   30    Ho-162m 67.0 min it, ec, + / ph 3.30E-11 2.60E-11 0.094 300 0.3 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   30  Ho-162  Ho-164 29 min ec, – / ph 1.30E-11 9.50E-12 0.009 600 0.7 1.E+03 [1] 4.00E+08 6.00E+05   10       Protezione dell’equilibrio ecologico   100     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Ho-164m 38.0 min it / ph 1.60E-11 1.60E-11 0.014 20 <0.1 1.E+03 [1] 3.00E+08 5.00E+05   1000  Ho-164  Ho-166 26.80 h – / ph 8.30E-10 1.40E-09 0.005 1000 1.7 1.E+02  6.00E+06 1.00E+04   3    Ho-166m 1.20 E3 a – / ph 7.80E-08 2.00E-09 0.268 800 0.9 1.E-01  6.00E+04 1.00E+02   10    Ho-167 3.1 h – / ph 1.00E-10 8.30E-11 0.061 1000 1.4 1.E+02 [1] 5.00E+07 8.00E+04   3    Er-161 3.21 h ec, + 8.50E-11 8.00E-11 0.139 400 0.4 1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05   10  Ho-161  Er-165 10.36 h ec 1.40E-11 1.90E-11 0.011 7 <0.1 1.E+03 [1] 4.00E+08 6.00E+05   1000    Er-169 9.40 d – 9.20E-10 3.70E-10 <0.001 1000 1 1.E+03  5.00E+06 9.00E+03   10    Er-171 7.516 h – 3.00E-10 3.60E-10 0.064 2000 1.9 1.E+02  2.00E+07 3.00E+04   3  Tm-171  Er-172 49.3 h – 1.20E-09 1.00E-09 0.084 1000 1 1.E+01  4.00E+06 7.00E+03   10  Tm-172  Tm-162 21.70 min ec, + / ph 2.70E-11 2.90E-11 0.261 300 0.9 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   10    Tm-166 7.70 h ec, + / ph 2.80E-10 2.80E-10 0.270 200 0.4 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   10    Tm-167 9.25 d ec / ph 1.00E-09 5.60E-10 0.029 2000 1.1 1.E+02 [1] 5.00E+06 8.00E+03   3    Tm-170 128.6 d –, ec / ph 5.20E-09 1.30E-09 0.001 1000 1.6 1.E+02  1.00E+06 2.00E+03   3    Tm-171 1.92 a – / ph 9.10E-10 1.10E-10 <0.001 <1 <0.1 1.E+03  5.00E+06 9.00E+03   1000    Tm-172 63.6 h – / ph 1.40E-09 1.70E-09 0.069 1000 1.5 1.E+01  4.00E+06 6.00E+03   3    Tm-173 8.24 h – / ph 2.60E-10 3.10E-10 0.063 1000 1.6 1.E+02  2.00E+07 3.00E+04   3    Tm-175 15.2 min – / ph 3.10E-11 2.70E-11 0.160 2000 2 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Yb-175  Yb-162 18.87 min ec, + / ph 2.30E-11 2.30E-11 0.027 60 0.1 1.E+02 [1] 2.00E+08 4.00E+05   100  Tm-162 [6]  Yb-166 56.7 h ec / ph 9.50E-10 9.50E-10 0.022 10 0.1 1.E+02 [1] 5.00E+06 9.00E+03   100  Tm-166 [6]  Yb-167 17.5 min ec, + / ph 9.50E-12 6.70E-12 0.053 200 0.4 1.E+02 [1] 5.00E+08 9.00E+05   10  Tm-167  Yb-169 32.026 d ec / ph 2.40E-09 7.10E-10 0.061 1000 1 1.E+01  2.00E+06 3.00E+03   10    Yb-175 4.185 d – / ph 7.00E-10 4.40E-10 0.007 1000 1.1 1.E+02  7.00E+06 1.00E+04   3    Yb-177 1.911 h – / ph 9.40E-11 9.70E-11 0.028 1000 1.5 1.E+02 [1] 5.00E+07 9.00E+04   3  Lu-177  Yb-178 74 min – / ph 1.10E-10 1.20E-10 0.006 1000 1.3 1.E+03 [2] 5.00E+07 8.00E+04   3  Lu-178  Lu-169 34.06 h ec, + / ph 4.90E-10 4.60E-10 0.154 100 0.2 1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04   30  Yb-169  Lu-170 2.012 d ec, + / ph 9.50E-10 9.90E-10 0.281 60 0.3 1.E+01 [1] 5.00E+06 9.00E+03   30    Lu-171 8.24 d ec, + / ph 9.30E-10 6.70E-10 0.115 30 0.1 1.E+01  5.00E+06 9.00E+03   100          Radioprotezione. O    101   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Lu-172 6.70 d ec, + / ph 1.80E-09 1.30E-09 0.283 300 0.5 1.E+00  3.00E+06 5.00E+03   10    Lu-173 1.37 a ec / ph 1.50E-09 2.60E-10 0.028 30 0.1 1.E+00  3.00E+06 6.00E+03   100    Lu-174 3.31 a ec, + / ph 2.90E-09 2.70E-10 0.024 10 <0.1 1.E+00  2.00E+06 3.00E+03   1000    Lu-174m 142 d it, ec / ph 2.60E-09 5.30E-10 0.015 30 <0.1 1.E+01  2.00E+06 3.00E+03   300  Lu-174  Lu-176 3.85 E10 a – / ph 4.60E-08 1.80E-09 0.081 2000 2.3 1.E-01  1.00E+05 2.00E+02   3    Lu-176m 3.635 h –, ec / ph 1.60E-10 1.70E-10 0.003 1000 1.8 1.E+03  3.00E+07 5.00E+04   3    Lu-177 6.647 d – / ph 1.10E-09 5.30E-10 0.006 1000 1.3 1.E+02  5.00E+06 8.00E+03   3    Lu-177m 160.4 d –, it / ph 1.20E-08 1.70E-09 0.166 2000 2.6 1.E-01 [2] 4.00E+05 7.00E+02   3  Lu-177  Lu-178 28.4 min – / ph 4.10E-11 4.70E-11 0.022 1000 1.8 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3    Lu-178m 23.1 min – / ph 5.60E-11 3.80E-11 0.182 2000 2.8 1.E+01 [1] 9.00E+07 1.00E+05   3    Lu-179 4.59 h – / ph 1.60E-10 2.10E-10 0.005 1000 1.6 1.E+03  3.00E+07 5.00E+04   3    Hf-170 16.01 h ec / ph 4.30E-10 4.80E-10 0.091 200 0.3 1.E+02 [1] 1.00E+07 2.00E+04   30  Lu-170 [6]  Hf-172 1.87 a ec / ph 3.70E-08 1.00E-09 0.030 100 0.1 1.E+01 [2] 1.00E+05 2.00E+02   100  Lu-172 [6]  Hf-173 23.6 h ec, + / ph 2.20E-10 2.30E-10 0.071 300 0.3 1.E+01  2.00E+07 4.00E+04   30  Lu-173  Hf-175 70 d ec / ph 8.80E-10 4.10E-10 0.065 200 0.2 1.E+00  6.00E+06 9.00E+03   30    Hf-177m 51.4 min it / ph 1.50E-10 8.10E-11 0.370 4000 4.5 1.E+01 [1] 3.00E+07 6.00E+04   1    Hf-178m 31 a it / ph 3.10E-07 4.70E-09 0.378 2000 2.1 1.E+01 [1] 2.00E+04 3.00E+01   3    Hf-179m 25.05 d it / ph 3.20E-09 1.20E-09 0.149 1000 1.6 1.E+01 [1] 2.00E+06 3.00E+03   3    Hf-180m 5.5 h it, – / ph 2.00E-10 1.70E-10 0.166 700 1.1 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04   3    Hf-181 42.39 d – / ph 4.10E-09 1.10E-09 0.089 2000 1.9 1.E+00  1.00E+06 2.00E+03   3    Hf-182 9E6 a – / ph 3.60E-07 3.00E-09 0.039 500 0.6 1.E-01 [2] 1.00E+04 2.00E+01   10  Ta-182 [6]  Hf-182m 61.5 min –, it / ph 7.10E-11 4.20E-11 0.150 1000 1.8 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05   3  Ta-182 [6],   Hf-182  Hf-183 1.067 h – / ph 8.30E-11 7.30E-11 0.116 1000 1.6 1.E+01 [1] 6.00E+07 1.00E+05   3  Ta-183  Hf-184 4.12 h – / ph 4.50E-10 5.20E-10 0.043 2000 2.2 1.E+02 [1] 1.00E+07 2.00E+04   3  Ta-184  Ta-172 36.8 min ec, + / ph 5.70E-11 5.30E-11 0.244 700 1.5 1.E+01 [1] 9.00E+07 1.00E+05   3  Hf-172 [6]  Ta-173 3.14 h ec, + / ph 1.60E-10 1.90E-10 0.098 500 0.7 1.E+01 [1] 3.00E+07 5.00E+04   10  Hf-173     Protezione dell’equilibrio ecologico   102     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Ta-174 1.14 h ec, + / ph 6.60E-11 5.70E-11 0.106 700 1.2 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05   3  Hf-174  Ta-175 10.5 h ec, + / ph 2.00E-10 2.10E-10 0.137 200 0.3 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04   30  Hf-175  Ta-176 8.09 h ec, + / ph 3.30E-10 3.10E-10 0.280 100 0.5 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   10    Ta-177 56.56 h ec / ph 1.30E-10 1.10E-10 0.015 100 0.2 1.E+02 [1] 4.00E+07 6.00E+04   30    Ta-178 9.31 min ec, + / ph     0.021 10 0.2 1.E+01 [1]       30    Ta-178m 2.36 h ec / ph 1.10E-10 7.80E-11 0.172 700 1.2   5.00E+07 8.00E+04   3    Ta-179 1.82 a ec / ph 2.90E-10 6.50E-11 0.008 6 <0.1 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   1000    Ta-180 8.152 h ec, – / ph 6.20E-11 5.40E-11 0.011 200 0.4 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05   10    Ta-180m 1E13 a   1.40E-08 8.40E-10 0.094 600 1 1.E+03  4.00E+05 6.00E+02   10    Ta-182 114.43 d – / ph 7.40E-09 1.50E-09 0.194 1000 1.8 1.E-01  7.00E+05 1.00E+03   3    Ta-182m 15.84 min it / ph 3.60E-11 1.20E-11 0.044 3000 2.7 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  Ta-182 [6]  Ta-183 5.1 d – / ph 2.00E-09 1.30E-09 0.051 2000 2.3 1.E+01  3.00E+06 4.00E+03   3    Ta-184 8.7 h – / ph 6.30E-10 6.80E-10 0.247 2000 2.8 1.E+01 [1] 8.00E+06 1.00E+04   3    Ta-185 49.4 min – / ph 7.20E-11 6.80E-11 0.033 2000 2.3 1.E+02 [1] 7.00E+07 1.00E+05   3  W-185  Ta-186 10.5 min – / ph 3.10E-11 3.30E-11 0.252 2000 2.5 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3    W-176 2.3 h   7.60E-11 1.10E-10 0.036 20 0.1 1.E+02 [1] 7.00E+07 1.00E+05   100  Ta-176 [6]  W-177 132 min ec, + / ph 4.60E-11 6.10E-11 0.140 300 0.4 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   10  Ta-177  W-178 / Ta-178-1 21.6 d ec / ph 1.20E-10 2.50E-10 0.024 20 0.2 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04   30    W-179 37.05 min ec / ph 1.80E-12 3.30E-12 0.019 10 <0.1 1.E+02 [1] 3.00E+09 5.00E+06   1000  Ta-179  W-181 121.2 d ec / ph 4.30E-11 8.20E-11 0.009 7 <0.1 1.E+01  1.00E+08 2.00E+05   1000    W-185 75.1 d –  2.20E-10 5.00E-10 <0.001 1000 1.1 1.E+03  2.00E+07 4.00E+04   3    W-187 23.72 h – / ph 3.30E-10 7.10E-10 0.075 2000 1.6 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   3  Re-187  W-188 69.78 d – / ph 8.40E-10 2.30E-09 <0.001 1000 1 1.E+01 [2] 6.00E+06 1.00E+04   10  Re-188  Re-177 0.233 h   2.20E-11 2.20E-11 0.100 300 0.8 1.E+01 [1] 2.00E+08 4.00E+05   10  W-177 [6]  Re-178 13.2 min ec, + / ph 2.40E-11 2.50E-11 0.256 700 1.6 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  W-178  Re-181 19.9 h ec, + / ph 3.70E-10 4.20E-10 0.124 500 0.6 1.E+01  1.00E+07 2.00E+04   10  W-181  Re-182 64.0 h ec / ph 1.70E-09 1.40E-09 0.177 80 0.6 1.E+00  3.00E+06 5.00E+03   10          Radioprotezione. O    103   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Re-182m 12.7 h ec, + / ph 3.00E-10 2.70E-10 0.282 900 1.7 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   3    Re-183 70.0 d ec / ph        1.E+01  3.00E+06 5.00E+03   300    Re-184 38.0 d ec, + / ph 1.80E-09 1.00E-09 0.138 300 0.6 1.E+00  3.00E+06 5.00E+03   10    Re-184m 169 d it, ec / ph 4.80E-09 1.50E-09 0.063 300 0.8 1.E-01  1.00E+06 2.00E+03   10  Re-184 [6]  Re-186 3.7183 d –, ec / ph 1.20E-09 1.50E-09 0.004 2000 1.6 1.E+03  4.00E+06 7.00E+03   3    Re-186m 2.00 E5 a it / ph 7.90E-09 2.20E-09 0.004 10 0.1 1.E+00 [2] 6.00E+05 1.00E+03   100  Re-186  Re-187 4.12 E10 a – 4.60E-12 5.10E-12 <0.001 <1 <0.1 1.E+03  1.00E+09 2.00E+06   1000    Re-188 17.0040 h – / ph 7.40E-10 1.40E-09 0.010 1000 1.8 1.E+02  7.00E+06 1.00E+04   3    Re-188m 18.59 min it / ph 2.00E-11 3.00E-11 0.016 40 0.2 1.E+02 [1] 3.00E+08 4.00E+05   30  Re-188  Re-189 24.3 h – / ph 6.00E-10 7.80E-10 0.011 2000 1.6 1.E+02 [2] 8.00E+06 1.00E+04   3  Os-189m  Os-180 / Re-180 21.5 min ec, + / ph 2.50E-11 1.70E-11 0.199 300 1 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   10    Os-181 105 min ec, + / ph 1.00E-10 8.90E-11 0.186 400 0.6 1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04   10  Re-181 [6]  Os-182 22.10 h ec / ph 5.20E-10 5.60E-10 0.071 100 0.2 1.E+01  1.00E+07 2.00E+04   30  Re-182-1 [6]  Os-185 93.6 d ec / ph 1.40E-09 5.10E-10 0.112 40 0.1 1.E+00  4.00E+06 6.00E+03   100    Os-189m 5.8 h it / ph 7.90E-12 1.80E-11 <0.001 5 <0.1 1.E+04 [1] 6.00E+08 1.00E+06   1000    Os-191 15.4 d – / ph 1.50E-09 5.70E-10 0.015 400 0.4 1.E+02 [2] 3.00E+06 6.00E+03   10    Os-191m 13.10 h it / ph 1.40E-10 9.60E-11 0.002 5 0.1 1.E+03  4.00E+07 6.00E+04   100  Os-191  Os-193 30.11 h – / ph 6.80E-10 8.10E-10 0.012 1000 1.6 1.E+02  7.00E+06 1.00E+04   3    Os-194 6.0 a – / ph 4.20E-08 2.40E-09 0.001 2 <0.1 1.E+00 [2] 1.00E+05 2.00E+02   100  Ir-194  Ir-182 15 min ec, + / ph 4.00E-11 4.80E-11 0.584 1000 1.9 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05  3  Os-182  Ir-184 3.09 h ec, + / ph 1.90E-10 1.70E-10 0.296 1000 1.5 1.E+01 [1] 3.00E+07 4.00E+04  3   Ir-185 14.4 h ec, + / ph 2.60E-10 2.60E-10 0.091 300 0.5 1.E+01 [1] 2.00E+07 3.00E+04  10  Os-185 [6]  Ir-186 16.64 h ec, + / ph 5.00E-10 4.90E-10 0.243 1000 1 1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04  10   Ir-186m 1.92 h ec, +, it / ph 7.10E-11 6.10E-11 0.152 900 0.9 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05  10   Ir-187 10.5 h ec, + / ph 1.20E-10 1.20E-10 0.059 100 0.1 1.E+02  4.00E+07 7.00E+04  100   Ir-188 41.5 h ec, + / ph 6.20E-10 6.30E-10 0.223 500 0.5 1.E+01 [1] 8.00E+06 1.00E+04  10   Ir-189 13.2 d ec / ph 4.60E-10 2.40E-10 0.016 50 0.1 1.E+02 [2] 1.00E+07 2.00E+04  100      Protezione dell’equilibrio ecologico   104     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Ir-190 11.78 d ec / ph 2.50E-09 1.20E-09 0.228 800 1.3 1.E+00 [2] 2.00E+06 3.00E+03  3   Ir-190m 1.120 h it / ph 1.10E-11 8.00E-12 <0.001 5 <0.1 1.E+04 [1] 5.00E+08 8.00E+05  1000  Ir-190 [6]  Ir-190n 3.087 h ec, it / ph 1.40E-10 1.20E-10 0.247 900 0.9 1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04  10  Ir-190  Ir-192 73.827 d –, ec / ph 4.90E-09 1.40E-09 0.131 2000 1.6 1.E+00  1.00E+06 2.00E+03  3   Ir-192n 241 a it / ph 1.90E-08 3.10E-10 0.025 2 <0.1 1.E+02 [1] 3.00E+05 4.00E+02  1000  Ir-192 [6]  Ir-193m 10.53 d it / ph 1.00E-09 2.70E-10    1.E+04  5.00E+06 8.00E+03  1000   Ir-194 19.28 h – / ph 7.50E-10 1.30E-09 0.017 1000 1.6 1.E+02  7.00E+06 1.00E+04  3   Ir-194m 171 d – / ph 8.20E-09 2.10E-09 0.367 1000 1.5 1.E+01 [2] 6.00E+05 1.00E+03  3   Ir-195 2.5 h – / ph 1.00E-10 1.00E-10 0.012 1000 1.7 1.E+02 [1] 5.00E+07 8.00E+04  3   Ir-195m 3.8 h –, it / ph 2.40E-10 2.10E-10 0.073 2000 2.6 1.E+02 [1] 2.00E+07 3.00E+04  3  Ir-195  Pt-186 2.08 h ec,  / ph 6.60E-11 9.30E-11 0.115 20 0.1 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05  100  Ir-186-1 [6],   Os-182  Pt-188 10.2 d ec,  / ph 6.30E-10 7.60E-10 0.035 800 0.8 1.E+01 [1] 8.00E+06 1.00E+04  10  Ir-188 [6]  Pt-189 10.87 h ec, + / ph 7.30E-11 1.20E-10 0.054 200 0.2 1.E+02  7.00E+07 1.00E+05  30  Ir-189  Pt-190 6.50 E11 a       1.E+00  2.00E+04 4.00E+01  30   Pt-191 2.802 d ec / ph 1.90E-10 3.40E-10 0.053 200 0.3 1.E+01 [2] 3.00E+07 4.00E+04  30   Pt-193 50 a ec / ph 2.70E-11 3.10E-11 0.001 4 <0.1 1.E+01  2.00E+08 3.00E+05  1000   Pt-193m 4.33 d it / ph 2.10E-10 4.50E-10 0.003 2000 1.8 1.E+03 [1] 2.00E+07 4.00E+04  3  Pt-193  Pt-195m 4.02 d it / ph 3.10E-10 6.30E-10 0.016 2000 2.1 1.E+02 [1] 2.00E+07 3.00E+04  3   Pt-197 19.8915 h – / ph 1.60E-10 4.00E-10 0.005 1000 1.5 1.E+03  3.00E+07 5.00E+04  3   Pt-197m 95.41 min it, – / ph 4.30E-11 8.40E-11 0.015 2000 1.6 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05  3  Pt-197  Pt-199 30.80 min – / ph 2.20E-11 3.90E-11 0.031 1000 1.7 1.E+02 [1] 2.00E+08 4.00E+05  3  Au-199  Pt-200 12.5 h – / ph 4.00E-10 1.20E-09 0.011 1000 1.5 1.E+02 [2] 1.00E+07 2.00E+04  3  Au-200  Au-193 17.65 h ec / ph 1.60E-10 1.30E-10 0.029 400 0.5 1.E+02  3.00E+07 5.00E+04  10  Pt-193  Au-194 38.02 h ec, + / ph 3.80E-10 4.20E-10 0.157 200 0.2 1.E+01  1.00E+07 2.00E+04  30   Au-195 186.098 d ec / ph 1.20E-09 2.50E-10 0.017 40 0.2 1.E+01  4.00E+06 7.00E+03  30   Au-196 6.183 d ec, – / ph      1.E+01  1.00E+07 2.00E+04  1000         Radioprotezione. O    105   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Au-198 2.69517 d – / ph 1.10E-09 1.00E-09 0.065 1000 1.6 1.E+01  5.00E+06 8.00E+03  3   Au-198m 2.27 d it / ph 2.00E-09 1.30E-09 0.094 3000 3.9 1.E+01  3.00E+06 4.00E+03  1  Au-198  Au-199 3.139 d – / ph 7.60E-10 4.40E-10 0.015 2000 1.5 1.E+02  7.00E+06 1.00E+04  3   Au-200 48.4 min – / ph 5.60E-11 6.80E-11 0.044 1000 1.6 1.E+02 [1] 9.00E+07 1.00E+05  3   Au-200m 18.7 h –, it / ph 1.00E-09 1.10E-09 0.323 2000 2.1 1.E+01 [1] 5.00E+06 8.00E+03  3  Au-200  Au-201 26 min – / ph 2.90E-11 2.40E-11 0.008 1000 1.6 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05  3   Hg-193 3.80 h ec, + / ph 1.00E-10 8.20E-11 0.037 800 1.1 1.E+02 [1] 5.00E+07 8.00E+04   3  Au-193  Hg-193m 11.8 h ec, +, it / ph 3.80E-10 4.00E-10 0.162 1000 0.9 1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04   10  Hg-193  Hg-194 440 a ec / ph 1.90E-08 5.10E-08 0.001 4 <0.1 1.E-01 [2] 3.00E+05 4.00E+02   3  Au-194 [6]  Hg-195 10.53 h ec, + / ph 9.20E-11 9.70E-11 0.034 60 0.1 1.E+02  5.00E+07 9.00E+04   100  Au-195  Hg-195m 41.6 h it, ec, + / ph 6.50E-10 5.60E-10 0.037 1000 1.3 1.E+02 [2] 8.00E+06 1.00E+04   3  Hg-195, Au-  195  Hg-197 64.94 h ec / ph 2.80E-10 2.30E-10 0.014 20 0.1 1.E+02  2.00E+07 3.00E+04   100    Hg-197m 23.8 h it, ec / ph 6.60E-10 4.70E-10 0.017 3000 2.7 1.E+02  8.00E+06 1.00E+04   3  Hg-197  Hg-199m 42.66 min it / ph 5.20E-11 3.10E-11 0.032 2000 2.3 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3    Hg-203 46.612 d – / ph 1.90E-09 1.90E-09 0.039 800 0.9 1.E+01  3.00E+06 4.00E+03   10    Tl-194 33.0 min ec, + / ph 8.90E-12 8.10E-12 0.125 90 0.1 1.E+01 [1] 6.00E+08 9.00E+05   100  Hg-194  Tl-194m 32.8 min ec, + / ph 3.60E-11 4.00E-11 0.368 700 1.3 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  Hg-194  Tl-195 1.16 h ec, + / ph 3.00E-11 2.70E-11 0.159 200 0.3 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   30  Hg-195  Tl-197 2.84 h ec, + / ph 2.70E-11 2.30E-11 0.065 300 0.3 1.E+02 [1] 2.00E+08 3.00E+05   30  Hg-197  Tl-198 5.3 h ec, + / ph 1.20E-10 7.30E-11 0.280 100 0.2 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04   30    Tl-198m 1.87 h ec, +, it / ph 7.30E-11 5.40E-11 0.188 2000 1.5 1.E+01 [1] 7.00E+07 1.00E+05   3  Tl-198 [6]  Tl-199 7.42 h ec, + / ph 3.70E-11 2.60E-11 0.042 600 0.5 1.E+02  1.00E+08 2.00E+05   10    Tl-200 26.1 h ec, + / ph 2.50E-10 2.00E-10 0.198 100 0.2 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   30    Tl-201 72.912 h ec / ph 7.60E-11 9.50E-11 0.018 100 0.2 1.E+02  7.00E+07 1.00E+05   30    Tl-202 12.23 d ec / ph 3.10E-10 4.50E-10 0.077 60 0.1 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   100    Tl-204 3.78 a –, ec / ph 6.20E-10 1.30E-09 <0.001 1000 1.4 1.E+00  8.00E+06 1.00E+04   3  Pb-204     Protezione dell’equilibrio ecologico   106     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Tl-209 2.161 min – / ph     0.296 1000 1.9          3  Pb-209  Pb-195m 15 min ec, + / ph 3.00E-11 2.90E-11 0.254 600 1.9 1.E+01 [1] 2.00E+08 3.00E+05   3  Tl-195 [6]  Pb-198 2.4 h ec / ph 8.70E-11 1.00E-10 0.073 600 0.6 1.E+02 [1] 6.00E+07 1.00E+05   10  Tl-198 [6]  Pb-199 90 min ec, + / ph 4.80E-11 5.40E-11 0.218 200 0.3 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   30  Tl-199  Pb-200 21.5 h ec / ph 2.60E-10 4.00E-10 0.037 1000 1 1.E+01  2.00E+07 3.00E+04   10  Tl-200 [6]  Pb-201 9.33 h ec, + / ph 1.20E-10 1.60E-10 0.120 300 0.3 1.E+01  4.00E+07 7.00E+04   30  Tl-201  Pb-202 5.25 E4 a ec,  / ph 1.40E-08 8.70E-09 0.001 4 <0.1 1.E-01 [2] 4.00E+05 6.00E+02   30  Tl-202  Pb-202m 3.53 h it, ec / ph 1.20E-10 1.30E-10 0.310 900 1 1.E+01 [1] 4.00E+07 7.00E+04   10  Pb-202, Tl-  202  Pb-203 51.873 h ec / ph 1.60E-10 2.40E-10 0.054 500 0.4 1.E+01  3.00E+07 5.00E+04   10    Pb-205 1.53 E7 a ec / ph 4.10E-10 2.80E-10 0.001 4 <0.1 1.E+01  1.00E+07 2.00E+04   1000    Pb-209 3.253 h – 3.20E-11 5.70E-11 <0.001 1000 1.4 1.E+03  2.00E+08 3.00E+05   3    Pb-210 22.20 a –,  / ph 1.10E-06 6.80E-07 0.003 3 <0.1 1.E-01 [2] 5.00E+03 8.00E+00   0.3  Bi-210  Pb-211 / Bi-211 36.1 min –,  / ph 5.60E-09 1.80E-10 0.016 1000 1.7 1.E+02 [1] 9.00E+05 1.00E+03   3    Pb-212 10.64 h – / ph 3.30E-08 5.90E-09 0.025 2000 1.8 1.E+01 [2] 2.00E+05 3.00E+02   3  Bi-212 [6]  Pb-214 26.8 min – / ph 4.80E-09 1.40E-10 0.041 2000 1.9 1.E+02 [1] 1.00E+06 2.00E+03   3  Bi-214 [6]  Bi-200 36.4 min ec, + / ph 5.60E-11 5.10E-11 0.371 600 0.7 1.E+01 [1] 9.00E+07 1.00E+05   10  Pb-200  Bi-201 108 min ec, + / ph 1.10E-10 1.20E-10 0.205 500 0.8 1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04   10  Pb-201 [6]  Bi-202 1.72 h ec, + / ph 1.00E-10 8.90E-11 0.367 500 0.6 1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04   10  Pb-202  Bi-203 11.76 h ec, + / ph 4.50E-10 4.80E-10 0.310 200 0.4 1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04   10  Pb-203  Bi-205 15.31 d ec, + / ph 1.00E-09 9.00E-10 0.239 100 0.2 1.E+01 [1] 5.00E+06 8.00E+03   30  Pb-205  Bi-206 6.243 d ec, + / ph 2.10E-09 1.90E-09 0.487 600 1 1.E+00  2.00E+06 4.00E+03   10    Bi-207 32.9 a ec, + / ph 3.20E-09 1.30E-09 0.233 100 0.3 1.E-01  2.00E+06 3.00E+03   30    Bi-208 3.68 E5 a ec / ph        1.E-02  1.00E+06 2.00E+03   300    Bi-210 5.013 d –,  6.00E-08 1.30E-09 <0.001 1000 1.6 1.E+03  8.00E+04 1.00E+02   3  Po-210  Bi-210m 3.04 E6 a  / ph 2.10E-06 1.50E-08 0.042 500 0.4 1.E-01 [2] 2.00E+03 4.00E+00   10  Tl-206        Radioprotezione. O    107   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Bi-212 / Po-212,  Tl-208   60.55 min –,  / ph 3.90E-08 2.60E-10 0.180 1000 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+05 2.00E+02   3     Bi-213 / Po-213,  Tl-209   45.59 min –,  / ph 4.10E-08 2.00E-10 0.027 1000 1.6 1.E+02 [1] 1.00E+05 2.00E+02   3     Bi-214 19.9 min –,  / ph 2.10E-08 1.10E-10 0.239 1000 1.7 1.E+01 [1] 2.00E+05 4.00E+02   3  Po-214  Pb-210   Po-203 36.7 min ec, +,  / ph 6.10E-11 5.20E-11 0.245 1000 1 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05   10  Bi-203 [6]  Po-205 1.66 h ec, +,  / ph 8.90E-11 5.90E-11 0.233 200 0.3 1.E+01 [1] 6.00E+07 9.00E+04   30  Bi-205 [6],   Pb-201  Po-206 8.8 d ec,  / ph        1.E+00  1.00E+04 2.00E+01   3  Bi-206 [6]  Po-207 5.80 h ec, +,  / ph 1.50E-10 1.40E-10 0.201 200 0.3 1.E+01 [1] 3.00E+07 6.00E+04   30  Bi-207 [6]  Po-208 2.898 a , ec        1.E+00  2.00E+03 3.00E+00   0.3  Bi-208  Po-209 102 a , ec / ph        1.E+00  2.00E+03 3.00E+00   0.3  Pb-205  Po-210 138.376 d  2.20E-06 2.40E-07 <0.001 <1 <0.1 1.E+00  2.00E+03 4.00E+00   1    At-207 1.80 h ec, +,  / ph 1.90E-09 2.30E-10 0.198 500 0.5 1.E+01 [1] 3.00E+06 4.00E+03   10  Po-207 [6],   Bi-203  At-211 7.214 h ec,  / ph 1.10E-07 1.10E-08 0.008 3 <0.1 1.E+03 [2] 5.00E+04 8.00E+01   30  Po-211, Bi-  207 [6]  Rn-220 55.6 s  / ph     <0.001 <1 <0.1          Po-216   Pb-212  Rn-222 3.8235 d  / ph     <0.001 <1 <0.1          Po-218   Pb-214  Fr-222 14.2 min – / ph 2.10E-08 7.10E-10 0.001 1000 1.6 1.E+03 [2] 2.00E+05 4.00E+02   3  Ra-222 etc.  Fr-223 22.00 min –,  / ph 1.30E-09 2.30E-09 0.017 2000 1.8 1.E+02 [1] 4.00E+06 6.00E+03   3  Ra-223  Ra-223 11.43 d  / ph 5.70E-06 1.00E-07 0.024 600 0.5 1.E+01 [2] 9.00E+02 1.00E+00   3  Rn-219 Po-  215 Pb-211  Ra-224 3.66 d  / ph 2.40E-06 6.50E-08 0.002 30 <0.1 1.E+00 [2] 2.00E+03 3.00E+00   3  Rn-220 etc.     Protezione dell’equilibrio ecologico   108     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Ra-225 14.9 d – / ph 4.80E-06 9.50E-08 0.007 1000 0.9 1.E+01  1.00E+03 2.00E+00   3  Ac-225  Ra-226 1600 a  / ph 2.20E-06 2.80E-07 0.001 50 <0.1 1.E-02 [2] 2.00E+03 4.00E+00   1  Rn-222  Ra-226 (+ figli)         0.283 5000 5.2 1.E-02  2.00E+03 4.00E+00   1    Ra-227 42.2 min – / ph 2.10E-10 8.40E-11 0.038 2000 1.8 1.E+02 [1] 2.00E+07 4.00E+04   3  Ac-227  Ra-228 5.75 a – / ph 1.70E-06 6.70E-07 <0.001 <1 <0.1 1.E-01 [2] 3.00E+03 5.00E+00   0.3  Ac-228  Ac-224 2.78 h ec,  / ph 9.90E-08 7.00E-10 0.038 100 0.2 1.E+02 [1] 5.00E+04 8.00E+01   30  Ra-224, Fr-  220 etc.  Ac-225 10.0 d  / ph 6.50E-06 2.40E-08 0.005 20 0.1 1.E+01 [2] 8.00E+02 1.00E+00   10  Fr-221 etc.  Ac-226 29.37 h –, ec,  / ph 1.00E-06 1.00E-08 0.024 1000 1.3 1.E+02 [2] 5.00E+03 8.00E+00   3  Th-226, Ra-  226, Fr-222  Ac-227 21.772 a –,  / ph 6.30E-04 1.10E-06 <0.001 <1 <0.1 1.E-02 [2] 8.00E+00 1.00E-02   0.1  Th-227, Fr-  223  Ac-228 6.15 h – / ph 2.90E-08 4.30E-10 0.145 2000 1.8 1.E+01 [1] 2.00E+05 3.00E+02   3  Th-228  Th-226 30.57 min  / ph 7.80E-08 3.60E-10 0.002 100 0.3 1.E+03 [1] 6.00E+04 1.00E+02   30  Ra-222 etc.  Th-227 18.68 d  / ph 7.60E-06 8.90E-09 0.023 200 0.2 1.E+01  7.00E+02 1.00E+00   10  Ra-223  Th-228 1.9116 a  / ph 3.20E-05 7.00E-08 0.002 3 <0.1 1.E-01 [2] 2.00E+02 3.00E-01   3  Ra-224  Th-229 7.34 E3 a  / ph 6.90E-05 4.80E-07 0.027 300 0.5 1.E-01 [2] 7.00E+01 1.00E-01   0.3  Ra-225  Th-230 7.538 E4 a  / ph 2.80E-05 2.10E-07 0.001 3 <0.1 1.E-01  2.00E+02 3.00E-01   1  Ra-226  Th-231 25.52 h – / ph 4.00E-10 3.40E-10 0.019 700 0.8 1.E+03  1.00E+07 2.00E+04   10  Pa-231  Th-232 1.405 E10 a  / ph 2.90E-05 2.20E-07 0.001 3 <0.1 1.E-01 [2] 2.00E+02 3.00E-01   1  Ra-228  Th-234 / Pa-234m 24.10 d – / ph 5.80E-09 3.40E-09 0.008 1000 1.9 1.E+02 [2] 9.00E+05 1.00E+03   3  Pa-234  Th (+ figli)         0.355 6000 5.4   2.00E+02   [11]           Pa-227 38.3 min , ec / ph 9.70E-08 4.50E-10 0.007 5 <0.1 1.E+01 [1] 5.00E+04 9.00E+01   300  Ac-223  Pa-228 22 h ec, +,  / ph 5.10E-08 7.80E-10 0.168 400 0.9 1.E+01  1.00E+05 2.00E+02   10  Th-228, Ac-  224        Radioprotezione. O    109   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Pa-230 17.4 d ec, –,  / ph 5.70E-07 9.20E-10 0.108 200 0.3 1.E+01  9.00E+03 1.00E+01   30  Th-230, U- 230, Ac-226   Pa-231 3.276 E4 a  / ph 8.90E-05 7.10E-07 0.020 40 0.1 1.E-02  6.00E+01 9.00E-02   0.3  Ac-227  Pa-232 1.31 d –, ec / ph 6.80E-09 7.20E-10 0.151 1000 1.3 1.E+01  7.00E+05 1.00E+03   3  U-232  Pa-233 26.967 d – / ph 3.20E-09 8.70E-10 0.041 2000 1.4 1.E+01  2.00E+06 3.00E+03   3  U-233  Pa-234 6.70 h – / ph 5.80E-10 5.10E-10 0.281 2000 2.9 1.E+01  9.00E+06 1.00E+04   3  U-234  U-230 20.8 d  / ph 1.20E-05 5.50E-08 0.003 6 <0.1 1.E+01 [2] 4.00E+02 7.00E-01   3  Th-226  U-231 4.2 d ec,  / ph 4.00E-10 2.80E-10 0.032 10 0.1 1.E+02  1.00E+07 2.00E+04   100  Pa-231, Th-  227  U-232 68.9 a  / ph 2.60E-05 3.30E-07 0.002 6 <0.1 1.E-01 [2] 2.00E+02 3.00E-01   1  Th-228  U-233 1.592 E5 a  / ph 6.90E-06 5.00E-08 0.001 2 <0.1 1.E+00  7.00E+02 1.00E+00   3  Th-229  U-234 2.455 E5 a  / ph 6.80E-06 4.90E-08 0.002 3 <0.1 1.E+00  7.00E+02 1.00E+00   3  Th-230  U-235 7.04 E8 a  / ph 6.10E-06 4.60E-08 0.028 100 0.2 1.E+00 [2] 8.00E+02 1.00E+00   3  Th-231  U-236 2.342E7 a  / ph 6.30E-06 4.60E-08 0.002 1 <0.1 1.E+01 [1] 8.00E+02 1.00E+00   3  Th-232  U-237 6.75 d –/ ph 1.70E-09 7.70E-10 0.037 1000 1.6 1.E+02  3.00E+06 5.00E+03   3  Np-237  U-238 4.468 E9 a , fs / ph 5.70E-06 4.40E-08 0.002 1 <0.1 1.E+00 [2] 9.00E+02 1.00E+00   10  Th-234  U-239 23.45 min – / ph 3.50E-11 2.80E-11 0.012 1000 1.6 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  Np-239  U-240 14.1 h – / ph 8.40E-10 1.10E-09 0.009 1000 1 1.E+02 [2] 6.00E+06 1.00E+04   10  Np-240  U (+ figli)         0.296 6000 7.1 2   9.00E+02   [11]           Np-232 14.7 min ec, + / ph 3.50E-11 9.70E-12 0.199 400 0.6 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   10  U-232  Np-233 36.2 min ec,  / ph 3.00E-12 2.20E-12 0.022 40 <0.1 1.E+02 [1] 2.00E+09 3.00E+06   1000  U-233  Np-234 4.4 d ec, + / ph 7.30E-10 8.10E-10 0.219 80 0.2 1.E+01  7.00E+06 1.00E+04   30  U-234  Np-235 396.1 d ec,  / ph 2.70E-10 5.30E-11 0.008 3 <0.1 1.E+03  2.00E+07 3.00E+04   1000  U-235, Pa-  231  Np-236 1.54 E5 a ec, –,  / ph 2.00E-06 1.70E-08 0.046 1000 1.8 1.E+00  3.00E+03 4.00E+00   3  U-236, Pu-  236     Protezione dell’equilibrio ecologico   110     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Np-236m 22.5 h ec, – / ph 3.60E-09 1.90E-10 0.013 600 0.6 1.E+02  1.00E+06 2.00E+03   10  U-236, Pu- 236   Np-237 2.144 E6 a  / ph 1.50E-05 1.10E-07 0.018 30 0.1 1.E+00 [2] 3.00E+02 6.00E-01   3  Pa-233  Np-238 2.117 d – / ph 1.70E-09 9.10E-10 0.089 1000 1.1 1.E+01  3.00E+06 5.00E+03   3  Pu-238  Np-239 2.3565 d – / ph 1.10E-09 8.00E-10 0.039 2000 2.3 1.E+02  5.00E+06 8.00E+03   3  Pu-239  Np-240 61.9 min – / ph 1.30E-10 8.20E-11 0.225 3000 3.4 1.E+01 [1] 4.00E+07 6.00E+04   1  Pu-240  Np-240m 7.22 min –, it / ph     0.060 1000 1.6 1.E+03        3  Pu-240  Pu-234 8.8 h ec,  / ph 1.80E-08 1.60E-10 0.018 6 <0.1 1.E+02 [1] 3.00E+05 5.00E+02   1000  Np-234, U-  230  Pu-235 25.3 min ec,  / ph 2.60E-12 2.10E-12 0.026 8 <0.1 1.E+02 [1] 2.00E+09 3.00E+06   1000  Np-235, U-  231  Pu-236 2.858 a , fs / ph 1.30E-05 8.60E-08 0.003 1 <0.1 1.E+00  4.00E+02 6.00E-01   3  U-232  Pu-237 45.2 d ec,  / ph 3.00E-10 1.00E-10 0.018 6 <0.1 1.E+02  2.00E+07 3.00E+04   1000  Np-237, U-  233  Pu-238 87.7 a , fs / ph 3.00E-05 2.30E-07 0.002 <1 <0.1 1.E-01  2.00E+02 3.00E-01   1  U-234  Pu-239 2.411 E4 a  / ph 3.20E-05 2.50E-07 0.001 <1 <0.1 1.E-01 [2] 2.00E+02 3.00E-01   1  U-235  Pu-240 6564 a , fs / ph 3.20E-05 2.50E-07 0.002 <1 <0.1 1.E-01  2.00E+02 3.00E-01   1  U-236  Pu-241 14.35 a –, a 5.80E-07 4.70E-09 <0.001 <1 <0.1 1.E+01  9.00E+03 1.00E+01   30  Am-241, U-  237  Pu-242 3.75 E5 a , fs / ph 3.10E-05 2.40E-07 0.002 <1 <0.1 1.E-01  2.00E+02 3.00E-01   1  U-238  Pu-243 4.956 h – / ph 1.10E-10 8.50E-11 0.007 1000 1.3 1.E+03  5.00E+07 8.00E+04   3  Am-243  Pu-244 [9] 8.00 E7 a , fs / ph 3.00E-05 2.40E-07 0.053 1 0.1 1.E-01 [2] 2.00E+02 3.00E-01   1  U-240  Pu-245 10.5 h – / ph 6.50E-10 7.20E-10 0.070 2000 2 1.E+02 [2] 8.00E+06 1.00E+04   3  Am-245  Pu-246 10.84 d – / ph 7.00E-09 3.30E-09 0.034 700 0.7 1.E+01 [2] 7.00E+05 1.00E+03   10  Am-246  Am-237 73.0 min ec,  / ph 3.60E-11 1.80E-11 0.073 800 0.7 1.E+02 [1] 1.00E+08 2.00E+05   10  Pu-237, Np-  233        Radioprotezione. O    111   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Am-238 98 min ec, +,  / ph 6.60E-11 3.20E-11 0.145 60 0.1 1.E+01 [1] 8.00E+07 1.00E+05   100  Pu-238, Np- 234   Am-239 11.9 h ec,  / ph 2.90E-10 2.40E-10 0.059 1000 1.4 1.E+02 [1] 2.00E+07 3.00E+04   3  Pu-239, Np- 235   Am-240 50.8 h ec,  / ph 5.90E-10 5.80E-10 0.171 50 0.3 1.E+01  8.00E+06 1.00E+04   30  Pu-240, Np- 236   Am-241 432.2 a  / ph 2.70E-05 2.00E-07 0.019 6 <0.1 1.E-01  2.00E+02 3.00E-01   1  Np-237  Am-242 16.02 h –, ec / ph 1.20E-08 3.00E-10 0.009 1000 1.1 1.E+03  4.00E+05 7.00E+02   3  Cm-242, Pu-  242  Am-242m 141 a it,  / ph 2.40E-05 1.90E-07 0.006 2 <0.1 1.E-01 [2] 2.00E+02 3.00E-01   1  Am-242,   Np-238  Am-243 7.37 E3 a  / ph 2.70E-05 2.00E-07 0.014 2 <0.1 1.E-01 [2] 2.00E+02 3.00E-01   1  Np-239  Am-244 10.1 h – / ph 1.50E-09 4.60E-10 0.145 3000 2.9 1.E+01  3.00E+06 6.00E+03   3  Cm-244  Am-244m 26 min – / ph 6.20E-11 2.90E-11 0.002 1000 1.6 1.E+04 [1] 8.00E+07 1.00E+05   3  Cm-244  Am-245 2.05 h – / ph 7.60E-11 6.20E-11 0.007 2000 1.8 1.E+03  7.00E+07 1.00E+05   3  Cm-245  Am-246 39 min – / ph 1.10E-10 5.80E-11 0.135 4000 4.5 1.E+01 [1] 5.00E+07 8.00E+04   1  Cm-246  Am-246m 25.0 min – / ph 3.80E-11 3.40E-11 0.154 1000 1.7 1.E+01 [1] 1.00E+08 2.00E+05   3  Cm-246  Cm-238 2.4 h ec,  / ph 4.80E-09 8.00E-11 0.021 7 <0.1 1.E+02 [1] 1.00E+06 2.00E+03   1000  Am-238, Pu-  234  Cm-240 27 d , fs / ph 2.30E-06 7.60E-09 0.003 <1 <0.1 1.E+02  2.00E+03 4.00E+00   30  Pu-236  Cm-241 32.8 d ec,  / ph 2.60E-08 9.10E-10 0.100 600 0.7 1.E+01  2.00E+05 3.00E+02   10  Am-241, Pu-  237  Cm-242 162.8 d , fs / ph 3.70E-06 1.20E-08 0.002 <1 <0.1 1.E+01  1.00E+03 2.00E+00   10  Pu-238  Cm-243 29.1 a ec / ph 2.00E-05 1.50E-07 0.033 1000 1.1 1.E+00  3.00E+02 4.00E-01   1  Pu-239, Am-  243  Cm-244 18.10 a , fs / ph 1.70E-05 1.20E-07 0.002 <1 <0.1 1.E+00  3.00E+02 5.00E-01   3  Pu-240  Cm-245 8.5 E3 a , fs / ph 2.70E-05 2.10E-07 0.028 400 0.4 1.E-01  2.00E+02 3.00E-01   1  Pu-241     Protezione dell’equilibrio ecologico   112     814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Cm-246 [9] 4.76 E3 a , fs / ph 2.70E-05 2.10E-07 0.013 <1 <0.1 1.E-01  2.00E+02 3.00E-01   1  Pu-242  Cm-247 1.56 E7 a  / ph 2.50E-05 1.90E-07 0.053 100 0.1 1.E-01 [2] 2.00E+02 3.00E-01   1  Pu-243  Cm-248 [9] 3.48 E5 a , fs / ph 9.50E-05 7.70E-07 3.8 <1 <0.1 1.E-01  5.00E+01 9.00E-02   0.3  Pu-244  Cm-249 64.15 min – / ph 5.10E-11 3.10E-11 0.003 1000 1.5 1.E+03  1.00E+08 2.00E+05   3  Bk-249  Cm-250 [9] 8300 a , –, fs / ph 5.40E-04 4.40E-06 36 <1 <0.1 1.E-02 [2] 9.00E+00 2.00E-02   0.1  Pu-246, Bk-  250  Bk-245 4.94 d ec,  / ph 1.80E-09 5.70E-10 0.054 2000 1.6 1.E+02  3.00E+06 5.00E+03   3  Cm-245,   Am-241  Bk-246 1.80 d ec / ph 4.60E-10 4.80E-10 0.161 30 0.1 1.E+01 [1] 1.00E+07 2.00E+04   100  Cm-246  Bk-247 1.38 E3 a  / ph 4.50E-05 3.50E-07 0.021 800 0.7 1.E-01  1.00E+02 2.00E-01   1  Am-243  Bk-249 330 d –,   1.00E-07 9.70E-10 <0.001 20 <0.1 1.E+02  5.00E+04 8.00E+01   300  Cf-249, Am-  245  Bk-250 3.212 h – / ph 7.10E-10 1.40E-10 0.137 1000 1.5 1.E+01 [1] 7.00E+06 1.00E+04   3  Cf-250  Cf-244 19.4 min  / ph 1.80E-08 7.00E-11 0.003 <1 <0.1 1.E+04 [1] 3.00E+05 5.00E+02   1000  Cm-240  Cf-246 35.7 h , fs / ph 3.50E-07 3.30E-09 0.002 <1 <0.1 1.E+03  1.00E+04 2.00E+01   100  Cm-242  Cf-248 [9] 334 d , fs / ph 6.10E-06 2.80E-08 0.003 <1 <0.1 1.E+00  8.00E+02 1.00E+00   10  Cm-244  Cf-249 351 a , fs / ph 4.50E-05 3.50E-07 0.060 200 0.2 1.E-01  1.00E+02 2.00E-01   1  Cm-245  Cf-250 [9] 13.08 a , fs / ph 2.20E-05 1.60E-07 0.035 <1 <0.1 1.E+00  2.00E+02 4.00E-01   1  Cm-246  Cf-251 900 a  / ph 4.60E-05 3.60E-07 0.037 1000 1.8 1.E-01  1.00E+02 2.00E-01   1  Cm-247  Cf-252 [9] 2.645 a , fs / ph 1.30E-05 9.00E-08 1.3 <1 <0.1 1.E+00  4.00E+02 6.00E-01   3  Cm-248  Cf-253 17.81 d –,  / ph 1.00E-06 1.40E-09 <0.001 800 0.8 1.E+02 [2] 5.00E+03 8.00E+00   10  Es-253, Cm-  249  Cf-254 [9] 60.5 d , fs / ph 2.20E-05 4.00E-07 42 <1 <0.1 1.E+00  2.00E+02 4.00E-01   1  Cm-250  Es-250 8.6 h ec / ph 4.20E-10 2.10E-11 0.071 20 0.1 1.E+02 [1] 1.00E+07 2.00E+04   100  Cf-250  Es-251 33 h ec,  / ph 1.70E-09 1.70E-10 0.028 200 0.2 1.E+02 [1] 3.00E+06 5.00E+03   30  Cf-251, Bk-  247  Es-253 20.47 d , fs / ph 2.10E-06 6.10E-09 0.001 1 <0.1 1.E+02  2.00E+03 4.00E+00   30  Bk-249        Radioprotezione. O    113   814.501      Grandezze di apprezzamento     Livello di  allontanamento    Livello di  licenza   Vincoli      Radionuclide Tempo di  dimezzamento   Tipo di decadi- mento e di  radiazione   einh  Sv/Bq   eing  Sv/Bq   h10  (mSv/h)/  GBq a  1 m di  distanza   h0,07  (mSv/h)/  GBq a  10 cm di  distanza   hc,0,07  (mSv/h)/  (kBq/  cm2)   LL   Bq/g    LA   Bq   CA   Bq/m3    CS   Bq/  cm2   Nuclide figlio  instabile   1 2 3 4 5 6 7 8 9  10 11  12 13                    Es-254 275.7 d , –, fs / ph 6.00E-06 2.80E-08 0.021 6 <0.1 1.E-01 [2] 8.00E+02 1.00E+00   10  Bk-250  Es-254m 39.3 h –, , ec, fs /   ph  3.70E-07 4.20E-09 0.077 1000 1.4 1.E+01 [2] 1.00E+04 2.00E+01   3  Fm-254, Bk-  250  Fm-252 25.39 h , fs / ph 2.60E-07 2.70E-09 0.002 <1 <0.1 1.E+03  2.00E+04 3.00E+01   100  Cf-248  Fm-253 3.00 d ec,  / ph 3.00E-07 9.10E-10 0.023 200 0.2 1.E+02  2.00E+04 3.00E+01   30  Es-253, Cf-  249  Fm-254 3.240 h , fs / ph 7.70E-08 4.40E-10 0.002 <1 <0.1 1.E+04 [1] 6.00E+04 1.00E+02   1000  Cf-250  Fm-255 20.07 h , fs / ph 2.60E-07 2.50E-09 0.016 5 0.1 1.E+02  2.00E+04 3.00E+01   100  Cf-251  Fm-257 100.5 d , fs / ph 5.20E-06 1.50E-08 0.032 600 0.8 1.E+01  1.00E+03 2.00E+00   10  Cf-253  Md-257 5.2 h   2.00E-08 1.20E-10 0.027 30 <0.1 1.E+02 [1] 3.00E+05 4.00E+02   1000  Fm-257, Es-  253  Md-258 55 d   4.40E-06 1.30E-08 0.007 2 <0.1 1.E+01  1.00E+03 2.00E+00   10  Es-254           Protezione dell’equilibrio ecologico   114   814.501   Spiegazioni delle singole colonne   1–3 Indicazioni generali concernenti il radionuclide [Fonte: International   Commission on Radiological Protection, ICRP 107]. I nuclidi figli con  un tempo di dimezzamento inferiore a 10 minuti non figurano separa- tamente; le loro caratteristiche sono integrate nella riga del nuclide pa- dre.   1  Radionuclide; m: metastabile. Un nuclide figlio con un tempo di dimezza- mento inferiore a 10 minuti è indicato dopo la barra.   2  Tempo di dimezzamento: s: secondo; min: minuto; h: ora; d: giorno; a: anno;  E: rappresentazione esponenziale. [Fonte: International Commission on Ra- diological Protection, ICRP 107]. Singoli nuclidi che non vi figurano: IAEA,  Safety Requirements: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources:  International Basic Safety Standards, Revision of IAEA Safety Series  N°115, GOV2011/42, 15 agosto 2011; Table III-2A.   3  Tipo di decadimento e radiazione:  = raggi alfa; +, – = raggi beta;  =  cattura di elettroni; ti: transizione isomerica; fs: fissione spontanea. Per ogni  radionuclide, la «/radiazione» è indicata con «/ph» se il decadimento è ac- compagnato dall’emissione di una radiazione fotonica (γ o X) con energia  superiore a 10–4 MeV per decadimento.    4, 5 Coefficiente di dose per la dose efficace impegnata in seguito a inala- zione (respirazione) o a ingestione (cibi, bevande) di un radionuclide per  adulti [Fonte: IAEA, Safety Requirements: Radiation Protection and  Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards, Re- vision of IAEA Safety Series N°115, GOV2011/42, 15 agosto 2011; tabel- la III-2A colonna e(g)5 µm per inalazione e colonna e(g) per ingestione].  Singoli nuclidi che non vi figurano: International Commission on Radio- logical Protection, «ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and  Members of the Public», accessibile nella rubrica «Free Educational CD  Downloads» del sito www.icrp.org/.   4  Coefficiente di dose per la dose efficace impegnata in seguito a inalazione di  un radionuclide. L’inalazione di 1 Bq conduce al massimo alla dose efficace  impegnata indicata in Sv. Il valore indicato corrisponde al valore massimo  ottenuto per i vari tipi (o velocità) di assorbimento dei polmoni nel sangue  (F, M o S), con un AMAD di 5 µm.     N.B.: Per 12 radionuclidi [Nb-91, Nb-91m, Nb-92m, Te-119m, Nd-140, Re- 183, Pt-190, Au-196, Bi-208, Po-206, Po-208, Po-209], i valori di einh non  sono dati né nelle BSS dell’AIEA né nel CD1 ICRP. Nell’ORaP del  22 giugno 199465, i valori per questi radionuclidi erano stati ricavati dal rap- porto NRPB-R245 del 1991. Vista l’anzianità della fonte e poiché questi ra-      65 [RU 1994 1947, 1995 4959 n. II 2, 1996 2129, 2000 107 934 2894, 2001 3294 n. II 7,  2005 601 all. 7 n. 3 2885 all. n. 7, 2007 1469 all. 4 n. 44 5651, 2008 3153 art. 10 n. 2  5747 all. n. 22, 2010 5191 art. 20 n. 4 5395 all. 2 n. II 3, 2011 5227 n. I 2.7, 2012 7065   n. I 5 7157, 2013 3041 n. I 5 3407 all. 6 n. 3]     Radioprotezione. O   115   814.501   dionuclidi sono di esigua importanza, nella presente ordinanza è stato deciso  di rinunciare ad indicare coefficienti di dose per questi dodici radionuclidi  nella versione rivista dell’ORaP.   5  Coefficiente di dose per la dose efficace impegnata in seguito a un’inge- stione di un radionuclide. L’ingestione di 1 Bq conduce al massimo alla dose  efficace impegnata indicata in Sv.     N.B.: Per 12 radionuclidi (come per einh), i valori di eing non sono dati né  nelle BSS dell’AIEA né nel CD1 ICRP. Nell’ORaP del 22 giugno 1994, i  valori per questi radionuclidi erano stati ricavati dal rapporto NRPB-R245  del 1991. Vista l’anzianità della fonte e poiché questi radionuclidi sono di  esigua importanza, nella presente ordinanza è stato deciso di rinunciare ad  indicare coefficienti di dose per questi dodici radionuclidi nella versione ri- vista dell’ORaP.    6–8 Coefficiente di dose per l’irradiazione esterna [Fonte: Petoussi et al.,  GSF-Bericht 7/93, Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit  GmbH, Neuherberg]. Qualora il nuclide figlio avesse un tempo di di- mezzamento inferiore a 10 minuti, è indicata la somma dei coefficienti  di dose del nuclide padre e del nuclide figlio.   6  Intensità di dose a 10 mm di profondità (equivalente di intensità di dose  ambientale) a 1 m di distanza da una sorgente radioattiva con un’attività pari  a 1 GBq (109 Bq).   7  Intensità di dose a 0,07 mm di profondità nel tessuto (equivalente di intensità  di dose direzionale) a 10 cm di distanza da una sorgente radioattiva con  un’attività pari a 1 GBq.   8  Coefficiente di dose per la contaminazione della pelle. Una contaminazione  della pelle pari a 1 kBq/cm2 (media su 100 cm2) comporta l’intensità di dose  indicata (equivalente di intensità di dose direzionale).    9–12 Livello di allontanamento, livello di licenza e vincoli   9  Livello di allontanamento per l’attività specifica in Bq/g (LL). [Fonti: IAEA,  Safety Requirements: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources:  International Basic Safety Standards, Revision of IAEA Safety Series  N°115, GOV2011/42, 15 agosto 2011; tabella I-2; Brenk Systemplanung,  Berechnung von Freigrenzen und Freigabewerten für Nuklide, für die keine  Werte in den IAEA-BSS vorliegen Endbericht, Aachen, 2012.] Per i radio- nuclidi con un tempo di dimezzamento breve, i livelli di allontanamento cal- colati nel rapporto della Brenk Systemplanung sono spesso superiori a quelli  dell’attività specifica applicabili a piccoli quantitativi di materia, definiti nel- le BSS dell’AIEA. In questo caso e per i pochi radionuclidi per i quali non è  stato calcolato alcun valore dalla Brenk Systemplanung, i limiti considerati  nella presente ordinanza sono quelli applicabili a piccoli quantitativi di ma- teria figuranti nelle BSS dell’AIEA. [Fonte: IAEA, Safety Requirements:  Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic  Safety Standards, Revision of IAEA Safety Series N°115, GOV2011/42, 15     Protezione dell’equilibrio ecologico   116   814.501   agosto 2011; tabella I-1 colonna «Activity Concentration»]. I radionuclidi  per i quali i livelli di esenzione considerati sono quelli figuranti nelle BSS  dell’AIEA per piccoli quantitativi di materia sono contrassegnati con la nota  [1] nella colonna 9 della tabella.     I radionuclidi per i quali si è tenuto conto del contributo di nuclidi figli per  determinare il valore di LL sono contrassegnati con la nota [2] nella colon- na 9 della tabella. La tabella sottostante indica per ogni radionuclide per il  quale si è tenuto conto di un nuclide figlio l’ultimo radionuclide della catena  di decadimento considerato insieme al padre per il calcolo del valore di LL.     Esempio: Ra-226 -> Po-214; significa che i nuclidi figli di Ra-226 fino a Po- 214 (vale a dire Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214 e Po-214) sono considerati  insieme al padre per il calcolo del valore di LL.     Per i radionuclidi H-3 e S-35, che possono essere presenti in diverse forme  chimiche, il calcolo dell’LL nel rapporto della Brenk è stato eseguito con i  coefficienti di dose più pessimisti per ogni via di esposizione (p. es. per S- 35, con l’eing di S-35 org. e l’einh di S-35 inorg). I valori di LL così ottenuti  sono stati applicati a tutte le forme chimiche del radionuclide.   10  Livello di licenza (LA). I valori dei livelli di licenza sono derivati dalla  colonna 4, poiché nella manipolazione di radionuclidi nei laboratori il peri- colo maggiore è quello di inalazione. L’inalazione unica di un’attività LA  comporta una dose efficace impegnata di 5 mSv.     Per i gas nobili, C-11, N-13, O-15, F-18 e Cl-38, il livello di licenza corri- sponde all’attività presente in un locale con un volume di 1000 m3 con una  concentrazione CA di cui alla colonna 11.   11  Vincolo per attività continua nell’aria, applicabile alle persone professio- nalmente esposte a radiazioni (CA). La permanenza in aria con una concen- trazione di attività CA per 40 ore settimanali e 50 settimane all’anno com- porta una dose efficace impegnata di 20 mSv.     Per l’inalazione si applica: CA [Bq/m3] = 0,02 Sv / (einh . 2400 m3/a).     Per i gas nobili, la permanenza in una nube emisferica di grande estensione  per 40 ore settimanali e 50 settimane all’anno comporta una dose efficace di  20 mSv (i coefficienti di dose per l’immersione eimm provengono dalla pub- blicazione ICRP119 o, se non vi figurano, dalla direttiva IFSN-G14). Nella  maggior parte dei casi, il valore CA si riferisce al nuclide padre. Le eccezio- ni, per le quali è indicato il valore CA del nuclide figlio, sono espressamente  contrassegnate. Sono contrassegnati da un’apposita nota a piè di pagina an- che i casi in cui l’immersione provoca un’irradiazione della pelle o di tutti  gli organi e la dose dovuta a immersione è più significativa di quella dovuta  a inalazione. [5]: per Kr-88 sono stati indicati i valori del nuclide figlio per  l’immersione. [3]: derivato dalla dose efficace per l’ immersione. [4]: deri- vato dalla dose alla pelle per l’immersione. In questo caso, il coefficiente di  dose eimm alla pelle proviene dalla pubblicazione [Federal Guidance Report  N°12, External Exposure to Radionuclides in air, water and soil, Keith F.  Eckerman and Jeffrey C. Ryman, settembre 1993].     Radioprotezione. O   117   814.501   12  Vincoli per la contaminazione superficiale al di fuori delle aree controllate,  calcolate come media su 100 cm2 (CS).     Il valore di CS è calcolato sulla base dei seguenti scenari, selezionando il  meno favorevole:   – un’irradiazione permanente per tutto l’anno (8760 ore) con una conta- minazione della pelle comporta una dose equivalente di 50 mSv  all’anno (1/10 del limite di dose per la pelle);   – un’ingestione quotidiana di una contaminazione su una superficie di  10 cm2 comporta una dose efficace di 0,5 mSv all’anno;   – un’inalazione unica del 10 per cento dell’attività di una contaminazione  su una superficie di 100 cm2 comporta una dose di 0,5 mSv (1/10 del  livello di licenza);   – un valore massimo di 1000 Bq/cm2.   13  Nuclide figlio instabile   13  Nuclide figlio instabile;  significa: decade in ...; in caso di ramificazione  in più nuclidi, gli stessi sono separati da una virgola; una seconda freccia in- dica una serie di decadimento. [6]: il valore h10 del nuclide figlio è superiore  a 0,1 (mSv/h)/GBq a 1 m di distanza (a seconda del caso, considerare il nu- clide figlio!).    Tavola delle note   [1] Radionuclide per il quale sono utilizzati come livello di allontanamento i  valori per piccoli quantitativi di materia delle BSS dell’AIEA.   [2] Radionuclide per il quale si è tenuto conto del contributo di nuclidi figli per  determinare il valore di LL (colonna 9). Nella tabella più sotto è indicato per  ognuno di questi radionuclidi l’ultimo radionuclide della catena di decadi- mento che è stato considerato insieme al padre per il calcolo del valore di  LL.   [3] Ricavato dalla dose efficace per l’immersione (colonna 11).   [4] Ricavato dalla dose alla pelle per l’immersione (colonna 11).   [5] Per Kr-88 sono stati indicati i valori del nuclide figlio per l’immersione  (colonna 11).   [6] Il valore h10 del nuclide figlio è superiore a 0,1 (mSv/h)/GBq a 1 m di di- stanza (a seconda del caso, considerare il nuclide figlio! Colonna 13).   [7] Deve essere considerata anche la parte H-3, HTO.   [8] Per Kr-85, il valore LA è stato scelto in modo che l’intensità di dose a una  distanza di 10 cm sia di 5 µSv/h.   [9] Per h10 si è tenuto conto della fissione spontanea. La quota di fissione spon- tanea è tratta da «Tables of Isotopes» (8a edizione, 1996, John Wiley&Sons)  e dalla banca dati ENDF del «Brookhaven National Laboratory». Per il nu- mero medio di neutroni per fissione e per il fattore di dose sono stati ripresi i     Protezione dell’equilibrio ecologico   118   814.501   valori di Cf-252. Non è stata presa in considerazione la parte di fotoni pro- dotti nel corso della fissione nucleare e l’emissione di fotoni dei prodotti di  fissione generati.   [10] I sali di potassio in quantità inferiore a 1000 kg sono considerati esenti.    [11] Per le miscele di nuclidi di uranio (U-238/U-235/U-234+figli) e di torio (Th- 232/Th-230/Th-228+figli) vale il livello di licenza del nuclide dominante.    Miscele di nuclidi     Nel caso delle miscele di nuclidi, alle colonne 9, 11 e 12 si applica la  regola dell’addizione:     Regola per il controllo dell’osservanza dei limiti di attività per le miscele di  nuclidi, ponderando i vari nuclidi in funzione della loro pericolosità. Se sono  soddisfatte le disequazioni seguenti, le miscele si situano al di sotto del livel- lo di allontanamento o del vincolo per la contaminazione superficiale.     1 2 n  1 2 n  ... 1 a a a  LL LL LL           a1, a2, ... an: attività specifiche dei nuclidi 1, 2, ..., n in Bq/g.     LL1, LL2, ... LLn: livelli di allontanamento dei nuclidi 1, 2, ..., n in Bq/g  secondo l’allegato 3 colonna 9.     1 2 n  1 2 n  ... 1 c c c  CS CS CS           c1, c2, ... cn: valori di contaminazione dei nuclidi 1, 2, ..., n in Bq/cm2.     CS1, CS2, ... CSn: vincolo per la contaminazione superficiale dei nuclidi 1, 2,  ..., n in Bq/cm2 secondo l’allegato 3 colonna 12.        Radioprotezione. O   119   814.501   Sulla nota [2] Inclusione di nuclidi figli nel calcolo del livello di allontanamento     Nuclide  Nuclidi figli  Nuclide  Nuclidi figli Nuclide  Nuclidi figli Nuclide  Nuclidi figli Nuclide Nuclidi figli   Mg-28  -> Al-28  Mo-99  -> Tc-99m  I-135 -> Xe-135m  Hg-195m -> Hg-195  Np-237  -> Pa-233   Si-32 -> P-32  Tc-95m  -> Tc-95  Cs-137 -> Ba-137m  Pb-202  -> Tl-202  Pu-239  -> U-235m    Ca-45 -> Sc-45me  Ru-103 -> Rh-103m Ba-128  -> Cs-128  Pb-210  -> Bi-210  Pu-244  -> Np-240   Sc-44m -> Sc-44  Ru-106  -> Rh-106  Ce-134 -> La-134  Pb-212  -> Tl-208 Pu-245  -> Am-245    Ti-44 -> Sc-44  Pd-100  -> Rh-100  Ce-137m  -> Ce-137  Bi-210m  -> Tl-206  Pu-246  -> Am-246m    Fe-52  -> Mn-52m  Pd-109  -> Ag-109m  Ce-144  -> Pr-144  At-211  -> Po-211  Am-242m -> Np-238   Fe-60  -> Co-60 Ag-108m  -> Ag-108  Nd-138 -> Pr-138  Rn-222  -> Tl-210 Am-243 -> Np-239   Ni-66 -> Cu-66  Ag-110m  -> Ag-110  Nd-140 -> Pr-140  Fr-222  -> Po-214 Cm-247 -> Pu-243    Zn-62  -> Cu-62  Cd-109  -> Ag-109m  Gd-146 -> Eu-146  Ra-223 -> Tl-207 Cm-250 -> Am-246m   Zn-69m  -> Zn-69  Cd-113m  -> In-113m  Yb-178  -> Lu-178 Ra-224 -> Tl-208 Cf-253 -> Cm-249   Zn-72 -> Ga-72m Cd-115 -> In-115m  Lu-177m  -> Lu-177 Ra-226  -> Po-214     Ge-68  -> Ga-68  Cd-115m  -> In-115m  Hf-172  -> Sn-121m Ra-228  -> Ac-228      As-73  -> Ge-73m  In-111  -> Cd-111m  Hf-182 -> Ta-182 Ac-225  -> Pb-209     Br-80m  -> Br-80  In-114m  -> In-114  W-188 -> Re-188  Ac-226  -> Th-226      Br-83 -> Kr-83m  Sn-110  -> In-110m  Re-186m -> Re-186 Ac-227  -> Bi-211     Rb-83  -> Kr-83m  Sn-113  -> In-113m  Re-189  -> Os-189m  Th-228  -> Tl-208     Sr-80  -> Rb-80  Sn-121m  -> Sn-121  Os-191  -> Ir-191m  Th-229  -> Pb-209     Sr-89  -> Y-89m  Sn-126 -> Sb-126  Os-194 -> Ir-194  Th-232  -> Tl-208     Sr-90  -> Y-90  Sb-125  -> Te-125m  Ir-189 -> Os-189m  Th-234  -> Pa-234      Sr-91 -> Y-91m  Sb-127  -> Te-127  Ir-190 -> Os-190m  U-230  -> Po-214     Y-87  -> Sr-87m  Te-127m -> Te-127 Ir-194m -> Ir-194  U-232  -> Tl-208     Zr-86  -> Y-86m  Te-129m -> Te-129 Pt-191  -> Ir-191m  U-235  -> Th-231        Protezione dell’equilibrio ecologico   120     814.501   Nuclide  Nuclidi figli  Nuclide  Nuclidi figli Nuclide  Nuclidi figli Nuclide  Nuclidi figli Nuclide Nuclidi figli   Zr-95  -> Nb-95m  Te-131m  -> Te-131  Pt-200 -> Au-200  U-238  -> Pa-234     Zr-97  -> Nb-97  Te-132  -> I-132  Hg-194 -> Au-194  U-240  -> Np-240             Radioprotezione. O   121   814.501   Allegato 4  (art. 2 cpv. 2 lett. b, 22, 61 cpv. 1 e 194 cpv. 3)   Grandezze di dose e metodo per l’accertamento della dose  di radiazione   1 Grandezze di dose   1.1 Dose assorbita D (absorbed dose)    Grandezza di dose fondamentale, definita dal rapporto:   𝑫 =  𝒅𝜺   𝒅𝒎       dove           𝑑𝜀       è l’energia media trasferita dalle radiazioni ionizzanti alla materia della  massa dm. L’unità SI di dose assorbita è il joule diviso chilogrammo (J/kg) e il suo  nome specifico è Gray (Gy).   1.2 Dose assorbita media DT in un tessuto o in un organo   (mean absorbed dose in a tissue or organ)   Dose assorbita media DT in un tessuto o in un organo T, data da:   𝑫𝐓 =    𝜺𝐓 𝒎𝐓        dove         𝜀𝑇   è l’energia media trasferita a un tessuto o a un organo T e       𝑚T       la massa di  questo tessuto od organo.   1.3 Dose equivalente HT (equivalent dose)   Dose in un tessuto o in un organo T, data da:   𝑯𝐓 =  𝒘𝐑𝑫𝐓,𝐑  𝐑        dove DT.R è la dose assorbita media dovuta alla radiazione R in un tessuto o in un  organo T e wR il fattore di ponderazione della radiazione. Poiché wR è adimensio- nale, l’unità della dose equivalente è la stessa della dose assorbita, ossia il J/kg, e il  suo nome specifico è il sievert (Sv).   1.4 Fattore di ponderazione della radiazione    Tipo di radiazione e intervallo di energia  Fattori di ponderazione della   radiazione wR   Fotoni, tutte le energie  1     Protezione dell’equilibrio ecologico   122   814.501   Elettroni e muoni, tutte le energie  1   Neutroni, con energia: – inferiore a 1 MeV   – da 1 MeV a 50 MeV   – superiore a 50 MeV   2,5+18,2·e-[ln(E)]²/6   5,0+17,0·e-[ln(2·E)]²/6   2,5+3,25·e-[ln(0,04·E)]²/6   Protoni e pioni carichi  2   Particelle alfa, frammenti di fissione,  nuclei pesanti    20   1.5 Dose equivalente impegnata HT() (committed equivalent dose)   Integrale rispetto al tempo dell’intensità di dose equivalente in un determinato  tessuto od organo che una persona di riferimento riceverà dopo l’apporto di una  sostanza radioattiva nel corpo, dove  è il tempo di integrazione in anni.   1.6 Dose efficace E (effective dose)   Somma delle dosi equivalenti ponderate di tutti i tessuti e gli organi del corpo indi- cati, data dall’espressione:   𝑬 =  𝒘𝐓  𝐓   𝒘𝐑 𝐑  𝑫𝐓,𝐑 =  𝒘𝐓𝑯𝐓 𝐓        dove HT o wRDT.R è la dose equivalente nel tessuto o nell’organo T e wT il fattore di  ponderazione dei tessuti. L’unità della dose efficace è la stessa della dose assorbita,  ossia il J/kg e il suo nome specifico è il sievert (Sv).   1.7 Fattori di ponderazione dei tessuti    Tessuto od organo Fattori di ponderazione dei tessuti, wT   midollo osseo (rosso) 0,12    colon 0,12    polmoni 0,12    stomaco 0,12    seno 0,12    gonadi 0,08   vescica 0,04    fegato 0,04   esofago 0,04   tiroide 0,04    cervello 0,01   pelle 0,01      Radioprotezione. O   123   814.501   Tessuto od organo Fattori di ponderazione dei tessuti, wT   periostio 0,01    ghiandole salivari 0,01   altri organi e tessuti 0,12      1.8 Dose efficace impegnata E() (committed effective dose)   Somma dei prodotti delle dosi impegnate negli organi e dei relativi fattori di ponde- razione dei tessuti (wT), dove  è il tempo di integrazione in anni dopo l’apporto di  attività. Il periodo impegnato ammonta a 50 anni per gli adulti e si estende fino  all’età di 70 anni per i bambini.   1.9 Equivalente di dose H (dose equivalent)   1.9.1 Prodotto tra D e Q in un punto del tessuto, dove D è la dose assorbita nel  tessuto molle ICRU e Q il fattore di qualità per la radiazione osservata in  quel punto, quindi:   𝐻 = 𝐷𝑄     1.9.2 L’unità dell’equivalente di dose è il joule per chilogrammo (J/kg) e il suo  nome specifico è il sievert (Sv). Riguardo alle relative grandezze di misura,  si veda l’equivalente di dose individuale e l’equivalente di dose ambientale.    1.10 Dose ambientale   Equivalente di dose in un determinato luogo. Come dose ambientale valgono le  grandezze equivalente di dose ambientale H*(10) ed equivalente di dose direzionale  H’(d, ).   1.11 Equivalente di dose individuale Hp(d) (personal dose equivalent)   1.11.1 Un equivalente di dose. La dose equivalente nel tessuto molle ICRU a una  profondità idonea d [mm] sotto il punto della superficie del corpo dove si  porta il dosimetro individuale. L’unità dell’equivalente di dose individuale è  il joule per chilogrammo (J/kg) e il suo nome specifico è il sievert (Sv).   1.11.2 La dose profonda individuale Hp(10) è un valore stimato per la dose effica- ce. La dose superficiale individuale Hp(0,07) è un valore stimato per la dose  alla pelle e al cristallino. In alternativa può essere utilizzata la dose indivi- duale per il cristallino Hp(3) come valore stimato per la dose al cristallino.      Protezione dell’equilibrio ecologico   124   814.501   1.12 Equivalente di dose direzionale H’(d, ) (directional dose  equivalent)   1.12.1 Equivalente di dose in un punto del campo di radiazioni che sarebbe pro- dotto alla profondità d nel relativo campo di radiazioni espanso su un raggio  della sfera ICRU orientato nella direzione stabilita Ω. L’unità dell’equi- valente di dose direzionale è il joule per chilogrammo (J/kg) e il suo nome  specifico è il sievert (Sv).   1.12.2 Nel caso particolare di un campo unidirezionale, la direzione può essere  specificata con l’angolo  tra il raggio opposto al campo di radiazioni e il  raggio stabilito Ω. Se  = 0° la grandezza H’(d, 0°) può essere scritta come  H’(d) ed è uguale a H*(d).   1.12.3 I valori raccomandati per d sono 10 mm per le radiazioni penetranti,  0,07 mm per quelle a basso potere di penetrazione e 3 mm per il cristallino  (v. grandezze operative per la dosimetria ambientale).    1.13 Equivalente di dose ambientale H*(10) (ambient dose equivalent)   Equivalente di dose in un punto del campo di radiazioni che verrebbe prodotto a  10 mm di profondità nel relativo campo di radiazioni orientato ed espanso su un  vettore radiale della sfera ICRU opposto alla direzione di incidenza della radiazione.  L’unità dell’equivalente di dose ambientale è il joule per chilogrammo (J/kg) e il suo  nome specifico è il sievert (Sv).    1.14 Sfera ICRU (ICRU-sphere)   Sfera del diametro di 30 cm, con una densità di 1 g/cm3 e la seguente composizione  (parti di massa relative): ossigeno 76,2 per cento, carbonio 11,1 per cento, idrogeno  10,1 per cento e azoto 2,6 per cento (approssimazione per il tessuto molle).   1.15 Fattore di qualità Q(L) (quality factor)   1.15.1 Fattore che designa l’efficacia biologica di una radiazione sulla base della  densità di ionizzazione lungo le tracce di particelle cariche nel tessuto. Q è  definito come una funzione del trasferimento lineare di energia LET (L in  keV/µm) illimitato di particelle cariche nell’acqua:   𝑄 𝐿 =    1 per 𝐿 < 10 0.32𝐿 − 2.2 per 10 ≤ 𝐿 ≤ 100  300  𝐿 per 𝐿 > 100        1.15.2 Nella definizione delle dosi equivalenti, Q è stato sostituito dal fattore di   ponderazione della radiazione wR. Q continua tuttavia a essere utilizzato per  la definizione dell’equivalente di dose.      Radioprotezione. O   125   814.501   2 Metodo per l’accertamento della dose di radiazione   2.1 Principio   Di norma, la dose efficace e le dosi equivalenti sono accertate con l’ausilio di gran- dezze operative.   2.2 Grandezze operative   2.2.1 Le grandezze operative per la dosimetria individuale in caso di irradiazione  esterna sono:   a. la dose profonda individuale Hp(10) [sigla Hp];   b. la dose superficiale individuale Hp(0,07) [sigla Hs];   c. la dose individuale per il cristallino Hp(3).   2.2.2 Le grandezze operative per la dosimetria ambientale sono:   a. l’equivalente di dose ambientale H*(10);   b. l’equivalente di dose direzionale H’(0,07);   c. l’equivalente di dose direzionale H’(3).   2.2.3 La grandezza operativa per l’irradiazione interna è la dose efficace impegna- ta E50, calcolata con modelli standard e i fattori di dose di cui agli allegati 3  e 6.    2.3 Equivalenti di dose individuali e dosi ambientali inferiori  ai limiti di dose corrispondenti   2.3.1 La dose equivalente per un organo è equiparata, in caso di irradiazione  esterna, alla dose profonda individuale Hp(10) o all’equivalente di dose am- bientale H*(10) per tutti i tessuti e gli organi, ad eccezione della pelle e del  cristallino.   2.3.2 La dose equivalente per la pelle, le mani e i piedi è equiparata, in caso di  irradiazione esterna, alla dose superficiale individuale Hp(0,07), o all’equi- valente di dose direzionale H’(0,07).   2.3.3 La dose equivalente per il cristallino è equiparata, in caso di irradiazione  esterna, alla dose superficiale individuale Hp(0,07), o all’equivalente di dose  direzionale H’(0,07). In alternativa può essere equiparata anche alla dose in- dividuale per il cristallino Hp(3) o all’equivalente di dose direzionale H’(3).          2.3.4 La dose efficace è equiparata alla somma:   a. della dose profonda individuale Hp(10) o dell’equivalente di dose am- bientale H*(10); e   b. della dose efficace impegnata E50.     Protezione dell’equilibrio ecologico   126   814.501   2.4 Equivalenti di dose individuali superiori ai limiti di dose   corrispondenti   Se i valori di dose accertati secondo il numero 2.3 sono superiori ai limiti corrispon- denti, la dose efficace o le dosi equivalenti per la persona interessata devono essere  accertate individualmente da un perito in radioprotezione, in collaborazione con  l’autorità di vigilanza, con metodi di calcolo e fattori di dose conformi allo stato  della scienza e della tecnica. Il valore così accertato è decisivo per stabilire se un  limite di dose è stato effettivamente superato.   2.5 Dosimetria ambientale   Quando la presente ordinanza limita la dose ambientale, è considerata dose ambien- tale:   a. la grandezza H*(10) (equivalente di dose ambientale) in caso di radiazione  penetrante;   b. la grandezza H’(0,07) (equivalente di dose direzionale) in caso di radiazione  a bassa profondità di penetrazione.        Radioprotezione. O   127   814.501   Allegato 5  (art. 139 cpv. 2 e 194 cpv. 3)   Fattori di dose per gli individui della popolazione   1. Inalazione    Nuclide Classe di assorbi-  mento  Prima infanzia (1a)   Bambini (10 a)   Adulti    Tipo einhSv/Bq hinh, organe  Sv/Bq   Organo einh  Sv/Bq   hinh, organe  Sv/Bq   Organo einh  Sv/Bq   hinh, organe  Sv/Bq   Organo                H-3, HTO [1] V 4.8 E-11  4.8 E-11  GK 2.3 E-11  2.3 E-11  GK 1.8 E-11  1.8 E-11  GK  H-3, OBT [2] V 1.1 E-10  1.1 E-10  GK 5.5 E-11  5.5 E-11  GK 4.1 E-11  4.1 E-11  GK  C-14 organico V 1.6 E-09  1.6 E-09  GK 7.9 E-10  7.9 E-10  GK 5.8 E-10  5.8 E-10  GK  Na-22 F 7.3 E-09  6.4 E-08  ET 2.4 E-09  2.0 E-08  ET 1.3 E-09  9.2 E-09  ET  Na-24 F 1.8 E-09  4.3 E-08  ET 5.7 E-10  1.3 E-08  ET 2.7 E-10  6.0 E-09  ET  Sc-47 F 2.8 E-09  1.4 E-08  Lu 1.1 E-09  6.7 E-09  Lu 7.3 E-10  5.1 E-09  Lu  Cr-51 M 1.9 E-10  8.2 E-10  ET 6.4 E-11  2.6 E-10  ET 3.2 E-11  1.4 E-10  Lu  Mn-54 M 6.2 E-09  2.5 E-08  ET 2.4 E-09  9.1 E-09  Lu 1.5 E-09  6.3 E-09  Lu  Fe-59 M 1.3 E-08  6.7 E-08  Lu 5.5 E-09  3.1 E-08  Lu 3.7 E-09  2.3 E-08  Lu  Co-57 M 2.2 E-09  1.2 E-08  Lu 8.5 E-10  4.8 E-09  Lu 5.5 E-10  3.3 E-09  Lu  Co-58 M 6.5 E-09  3.0 E-08  ET 2.4 E-09  1.2 E-08  Lu 1.6 E-09  8.9 E-09  Lu  Co-60 M 3.4 E-08  1.6 E-07  Lu 1.5 E-08  7.3 E-08  Lu 1.0 E-08  5.2 E-08  Lu  Zn-65 M 6.5 E-09  1.9 E-08  ET 2.4 E-09  7.5 E-09  Lu 1.6 E-09  5.1 E-09  Lu  Se-75 F 6.0 E-09  2.4 E-08  Ni 2.5 E-09  9.2 E-09  Ni 1.0 E-09  5.4 E-09  Ni  Br-82 M 3.0 E-09  5.0 E-08  ET 1.1 E-09  1.5 E-08  ET 6.3 E-10  7.0 E-09  ET  Sr-89 M 2.4 E-08  1.5 E-07  Lu 9.1 E-09  6.3 E-08  Lu 6.1 E-09  4.5 E-08  Lu  Sr-90 M 1.1 E-07  7.0 E-07  Lu 5.1 E-08  2.9 E-07  Lu 3.6 E-08  2.1 E-07  Lu  Y-91 M 3.0 E-08  1.7 E-07  Lu 1.1 E-08  6.9 E-08  Lu 7.1 E-09  5.0 E-08  Lu  Zr-95 M 1.6 E-08  9.1 E-08  Lu 6.8 E-09  4.2 E-08  Lu 4.8 E-09  3.1 E-08  Lu  Nb-95 M 5.2 E-09  2.8 E-08  Lu 2.2 E-09  1.3 E-08  Lu 1.5 E-09  9.5 E-09  Lu  Mo-99 M 4.4 E-09  1.8 E-08  DD 1.5 E-09  7.2 E-09  Lu 8.9 E-10  5.3 E-09  Lu  Tc-99m M 9.9 E-11  1.4 E-09  ET 3.4 E-11  4.3 E-10  ET 1.9 E-11  2.1 E-10  ET     Protezione dell’equilibrio ecologico   128     814.501   Nuclide Classe di assorbi- mento   Prima infanzia (1a)   Bambini (10 a)   Adulti    Tipo einhSv/Bq hinh, organe  Sv/Bq   Organo einh  Sv/Bq   hinh, organe  Sv/Bq   Organo einh  Sv/Bq   hinh, organe  Sv/Bq   Organo                Ru-103 M 8.4 E-09  5.3 E-08  Lu 3.5 E-09  2.4 E-08  Lu 2.4 E-09  1.8 E-08  Lu  Ru-106 M 1.1 E-07  7.1 E-07  Lu 4.1 E-08  2.8 E-07  Lu 2.8 E-08  2.0 E-07  Lu  Ag-110m M 2.8 E-08  1.1 E-07  Lu 1.2 E-08  5.1 E-08  Lu 7.6 E-09  3.6 E-08  Lu  Sn-125 M 1.5 E-08  6.5 E-08  Lu 5.0 E-09  2.7 E-08  Lu 3.1 E-09  2.0 E-08  Lu  Sb-122 M 5.7 E-09  2.7 E-08  DD 1.8 E-09  7.5 E-09  Lu 1.0 E-09  5.5 E-09  Lu  Sb-124 M 2.4 E-08  1.4 E-07  Lu 9.6 E-09  6.1 E-08  Lu 6.4 E-09  4.4 E-08  Lu  Sb-125 M 1.6 E-08  1.0 E-07  Lu 6.8 E-09  4.5 E-08  Lu 4.8 E-09  3.2 E-08  Lu  Sb-127 M 7.3 E-09  3.1 E-08  Lu 2.7 E-09  1.4 E-08  Lu 1.7 E-09  1.1 E-08  Lu  Te-125m M 1.1 E-08  7.4 E-08  Lu 4.8 E-09  3.5 E-08  Lu 3.4 E-09  2.6 E-08  Lu  Te-127m M 2.6 E-08  1.7 E-07  Lu 1.1 E-08  7.7 E-08  Lu 7.4 E-09  5.6 E-08  Lu  Te-129m M 2.6 E-08  1.5 E-07  Lu 9.8 E-09  6.6 E-08  Lu 6.6 E-09  4.8 E-08  Lu  Te-131m M 5.8 E-09  3.2 E-08  ET 1.9 E-09  9.8 E-09  ET 9.4 E-10  4.6 E-09  Lu  Te-132 M 1.3 E-08  5.6 E-08  ET 4.0 E-09  1.7 E-08  ET 2.0 E-09  1.0 E-08  Lu  I-125 F 2.3 E-08  4.5 E-07  SD 1.1 E-08  2.2 E-07  SD 5.1 E-09  1.0 E-07  SD  I-125 organico V 4.0 E-08 8.1 E-07 SD 2.2 E-08 4.4 E-07 SD 1.1 E-08 2.1 E-07 SD  I-125 elementare V 5.2 E-08 1.0 E-06 SD 2.8 E-08 5.6 E-07 SD 1.4 E-08 2.7 E-07 SD  I-129 F 8.6 E-08  1.7 E-06  SD 6.7 E-08  1.3 E-06  SD 3.6 E-08  7.1 E-07  SD  I-129 organico V 1.5 E-07 3.0 E-06 SD 1.3 E-07 2.7 E-06 SD 7.4 E-08 1.5 E-06 SD  I-129 elementare V 2.0 E-07 3.9 E-06 SD 1.7 E-07 3.4 E-06 SD 9.6 E-08 1.9 E-06 SD  I-131 F 7.2 E-08  1.4 E-06  SD 1.9 E-08  3.7 E-07  SD 7.4 E-09  1.5 E-07  SD  I-131 organico V 1.3 E-07 2.5 E-06 SD 3.7 E-08 7.4 E-07 SD 1.5 E-08 3.1 E-07 SD  I-131 elementare V 1.6 E-07 3.2 E-06 SD 4.8 E-08 9.5 E-07 SD 2.0 E-08 3.9 E-07 SD  I-133 F 1.8 E-08  3.5 E-07  SD 3.8 E-09  7.4 E-08  SD 1.5 E-09  2.8 E-08  SD  I-133 organico V 3.2 E-08 6.3 E-07 SD 7.6 E-09 1.5 E-07 SD 3.1 E-09 6.0 E-08 SD  I-133 elementare V 4.1 E-08 8.0 E-07 SD 9.7 E-09 1.9 E-07 SD 4.0 E-09 7.6 E-08 SD  I-135 F 3.7 E-09  7.0 E-08  SD 7.9 E-10  1.5 E-08  SD 3.2 E-10  5.7 E-09  SD  I-135 organico V 6.7 E-09 1.3 E-07 SD 1.6 E-09 3.1 E-08 SD 6.8 E-10 1.3 E-08 SD  I-135 elementare V 8.5 E-09 1.6 E-07 SD 2.1 E-09 3.8 E-08 SD 9.2 E-10 1.5 E-08 SD  Cs-134 F 7.3 E-09  4.9 E-08  ET 5.3 E-09  1.8 E-08  ET 6.6 E-09  1.2 E-08  ET  Cs-136 F 5.2 E-09  5.9 E-08  ET 2.0 E-09  1.9 E-08  ET 1.2 E-09  8.8 E-09  ET  Cs-137 / Ba-137m F 5.4 E-09  2.5 E-08  ET 3.7 E-09  9.7 E-09  ET 4.6 E-09  7.4 E-09  ET        Radioprotezione. O   129   814.501   Nuclide Classe di assorbi- mento   Prima infanzia (1a)   Bambini (10 a)   Adulti    Tipo einhSv/Bq hinh, organe  Sv/Bq   Organo einh  Sv/Bq   hinh, organe  Sv/Bq   Organo einh  Sv/Bq   hinh, organe  Sv/Bq   Organo                Ba-140 M 2.0 E-08  1.1 E-07  Lu 7.6 E-09  4.8 E-08  Lu 5.1 E-09  3.5 E-08  Lu  La-140 M 6.3 E-09  4.4 E-08  ET 2.0 E-09  1.3 E-08  ET 1.1 E-09  6.2 E-09  ET  Ce-141 M 1.1 E-08  6.9 E-08  Lu 4.6 E-09  3.2 E-08  Lu 3.2 E-09  2.4 E-08  Lu  Ce-144 M 1.6 E-07  6.5 E-07  Lu 5.5 E-08  2.6 E-07  Lu 3.6 E-08  1.9 E-07  Lu  Pr-143 M 8.4 E-09  4.6 E-08  Lu 3.2 E-09  2.1 E-08  Lu 2.2 E-09  1.5 E-08  Lu  Pb-210 M 3.7 E-06  2.2 E-05  Lu 1.5 E-06  1.1 E-05  KH 1.1 E-06  1.3 E-05  KH  Bi-210 M 3.0 E-07  2.4 E-06  Lu 1.3 E-07  1.1 E-06  Lu 9.3 E-08  7.7 E-07  Lu  Po-210 M 1.1 E-05  8.1 E-05  Lu 4.6 E-06  3.5 E-05  Lu 3.3 E-06  2.6 E-05  Lu  Ra-224 M 8.2 E-06  6.7 E-05  Lu 3.9 E-06  3.2 E-05  Lu 3.0 E-06  2.5 E-05  Lu  Ra-226 M 1.1 E-05  9.1 E-05  Lu 4.9 E-06  3.8 E-05  Lu 3.5 E-06  2.8 E-05  Lu  Th-227 S 3.0 E-05  2.5 E-04  Lu 1.4 E-05  1.2 E-04  Lu 1.0 E-05  8.7 E-05  Lu  Th-228 S 1.3 E-04  1.1 E-03  Lu 5.5 E-05  4.5 E-04  Lu 4.0 E-05  3.3 E-04  Lu  Th-230 S 3.5 E-05  2.6 E-04  KH 1.6 E-05  2.4 E-04  KH 1.4 E-05  2.8 E-04  KH  Th-232 S 5.0 E-05  3.5 E-04  Lu 2.6 E-05  2.6 E-04  KH 2.5 E-05  2.9 E-04  KH  Pa-231 M 2.3 E-04  1.0 E-02  KH 1.5 E-04  7.5 E-03  KH 1.4 E-04  6.8 E-03  KH  U-234 M 1.1 E-05  9.0 E-05  Lu 4.8 E-06  3.8 E-05  Lu 3.5 E-06  2.7 E-05  Lu  U-235 M 1.0 E-05  8.1 E-05  Lu 4.3 E-06  3.4 E-05  Lu 3.1 E-06  2.4 E-05  Lu  U-238 M 9.4 E-06  7.5 E-05  Lu 4.0 E-06  3.1 E-05  Lu 2.9 E-06  2.2 E-05  Lu  Np-237 M 4.0 E-05  8.3 E-04  KH 2.2 E-05  6.7 E-04  KH 2.3 E-05  1.0 E-03  KH  Np-239 M 4.2 E-09  1.8 E-08  ET 1.4 E-09  8.4 E-09  Lu 9.3 E-10  6.3 E-09  Lu  Pu-238 M 7.4 E-05  1.2 E-03  KH 4.4 E-05  9.8 E-04  KH 4.6 E-05  1.4 E-03  KH  Pu-239 M 7.7 E-05  1.3 E-03  KH 4.8 E-05  1.1 E-03  KH 5.0 E-05  1.5 E-03  KH  Pu-240 M 7.7 E-05  1.3 E-03  KH 4.8 E-05  1.1 E-03  KH 5.0 E-05  1.5 E-03  KH  Pu-241 M 9.7 E-07  2.2 E-05  KH 8.3 E-07  2.4 E-05  KH 9.0 E-07  3.1 E-05  KH  Am-241 M 6.9 E-05  1.4 E-03  KH 4.0 E-05  1.2 E-03  KH 4.2 E-05  1.7 E-03  KH  Cm-242 M 1.8 E-05  1.2 E-04  KH 7.3 E-06  4.8 E-05  Lu 5.2 E-06  3.5 E-05  Lu  Cm-244 M 5.7 E-05  9.6 E-04  KH 2.7 E-05  6.4 E-04  KH 2.7 E-05  9.2 E-04  KH       Protezione dell’equilibrio ecologico   130     814.501   Classe di assorbimen- to:   descrive la velocità alla quale una sostanza inalata passa dai polmoni al sangue. Tipo F: elevata, tipo M: media, tipo S: lenta, tipo V: imme- diata (solo per alcuni gas e vapori)   einh: Dose efficace impegnata; tempo di integrazione: 50 anni per gli adulti, 70 anni per i bambini  Fattori di dose tratti da: ICRP, 2012. Compendium of Dose Coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119. Ann.  ICRP 41 (Suppl.). Allegato G1, H1 (AMAD = 1 µm).  I fattori di dose per altri nuclidi e per altre classi di età figurano nella ICRP Publication 119.   hinh, organo: Dose impegnata nell’organo più colpito (GK: corpo intero, Go: gonadi, KM: midollo osseo (rosso), DD: colon, Lu: polmoni, Ma: stomaco,  Bl: vescica, Br: seno, Le: fegato, SR: esofago, SD: tiroide, Ha: pelle, KH: periostio, altri organi (ET: vie respiratorie extratoraciche, Ut:  utero, Ni: reni, Mi: milza))  Fattori di dose tratti da: ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public; Ver. 3.0 - Free Educational CD Down- loads (AMAD = 1 µm)   [1] Sotto forma di acqua evaporata   [2] Trizio legato organicamente   2. Ingestione    Nuclide Prima infanzia (1a)   Bambini (10a)   Adulti    eing  Sv/Bq   hing, organo  Sv/Bq   Organo eing  Sv/Bq   hing, organo  Sv/Bq   Organo eing  Sv/Bq   hing, organo  Sv/Bq   Organo               H-3, HTO  4.8E-11 4.8E-11 GK 2.3E-11 2.3E-11 GK 1.8E-11 1.8E-11 GK  H-3, OBT [2] 1.2E-10 1.6E-10 Ma 5.7E-11 6.7E-11 Ma 4.2E-11 4.7E-11 Ma  C-14 1.6E-09 1.9E-09 Ma 8.0E-10 8.9E-10 Ma 5.8E-10 6.3E-10 Ma  Na-22 1.5E-08 2.8E-08 KH 5.5E-09 1.1E-08 KH 3.2E-09 6.3E-09 KH  Na-24 2.3E-09 6.7E-09 Ma 7.7E-10 2.1E-09 Ma 4.3E-10 1.2E-09 Ma  Sc-47 3.9E-09 3.0E-08 DD 1.2E-09 9.0E-09 DD 5.4E-10 4.1E-09 DD  Cr-51 2.3E-10 1.4E-09 DD 7.8E-11 4.5E-10 DD 3.8E-11 2.1E-10 DD  Mn-54 3.1E-09 8.3E-09 DD 1.3E-09 3.3E-09 DD 7.1E-10 1.8E-09 DD  Fe-59 1.3E-08 3.5E-08 DD 4.7E-09 1.2E-08 DD 1.8E-09 5.8E-09 DD  Co-57 1.6E-09 5.6E-09 DD 5.8E-10 1.8E-09 DD 2.1E-10 9.4E-10 DD  Co-58 4.4E-09 1.4E-08 DD 1.7E-09 4.9E-09 DD 7.4E-10 2.8E-09 DD  Co-60 2.7E-08 5.1E-08 DD 1.1E-08 2.0E-08 Le 3.4E-09 8.7E-09 DD        Radioprotezione. O   131   814.501   Nuclide Prima infanzia (1a)   Bambini (10a)   Adulti    eing  Sv/Bq   hing, organo  Sv/Bq   Organo eing  Sv/Bq   hing, organo  Sv/Bq   Organo eing  Sv/Bq   hing, organo  Sv/Bq   Organo               Zn-65 1.6E-08 2.2E-08 KH 6.4E-09 8.9E-09 KH 3.9E-09 5.4E-09 KH  Se-75 1.3E-08 5.1E-08 Ni 6.0E-09 2.2E-08 Ni 2.6E-09 1.4E-08 Ni  Br-82 2.6E-09 4.0E-09 DD 9.5E-10 1.5E-09 DD 5.4E-10 8.3E-10 Ma  Sr-89 1.8E-08 9.2E-08 DD 5.8E-09 2.7E-08 DD 2.6E-09 1.4E-08 DD  Sr-90 7.3E-08 7.3E-07 KH 6.0E-08 1.0E-06 KH 2.8E-08 4.1E-07 KH  Y-91 1.8E-08 1.4E-07 DD 5.2E-09 4.2E-08 DD 2.4E-09 1.9E-08 DD  Zr-95 5.6E-09 3.4E-08 DD 1.9E-09 1.1E-08 DD 9.5E-10 5.1E-09 DD  Nb-95 3.2E-09 1.6E-08 DD 1.1E-09 5.6E-09 DD 5.8E-10 2.8E-09 DD  Mo-99 3.5E-09 1.6E-08 Le 1.1E-09 5.5E-09 Le/Ni 6.0E-10 3.1E-09 Ni  Tc-99m 1.3E-10 4.7E-10 SD 4.3E-11 1.4E-10 DD 2.2E-11 6.7E-11 DD  Ru-103 4.6E-09 2.9E-08 DD 1.5E-09 9.2E-09 DD 7.3E-10 4.3E-09 DD  Ru-106 4.9E-08 3.3E-07 DD 1.5E-08 1.0E-07 DD 7.0E-09 4.5E-08 DD  Ag-110m 1.4E-08 4.6E-08 DD 5.2E-09 1.7E-08 DD 2.8E-09 8.5E-09 DD  Sn-125 2.2E-08 1.8E-07 DD 6.7E-09 5.2E-08 DD 3.1E-09 2.4E-08 DD  Sb-122 1.2E-08 9.1E-08 DD 3.7E-09 2.7E-08 DD 1.7E-09 1.2E-08 DD  Sb-124 1.6E-08 9.6E-08 DD 5.2E-09 3.0E-08 DD 2.5E-09 1.4E-08 DD  Sb-125 6.1E-09 3.3E-08 KH 2.1E-09 1.3E-08 KH 1.1E-09 9.0E-09 KH  Sb-127 1.2E-08 8.4E-08 DD 3.6E-09 2.5E-08 DD 1.7E-09 1.2E-08 DD  Te-125m 6.3E-09 9.0E-08 KH 1.9E-09 3.4E-08 KH 8.7E-10 2.0E-08 KH  Te-127m 1.8E-08 1.4E-07 KH 5.2E-09 5.5E-08 KH 2.3E-09 3.2E-08 KH  Te-129m 2.4E-08 1.1E-07 DD 6.6E-09 3.2E-08 DD 3.0E-09 1.4E-08 DD  Te-131m 1.4E-08 1.5E-07 SD 4.3E-09 4.5E-08 SD 1.9E-09 1.8E-08 SD  Te-132 3.0E-08 3.2E-07 SD 8.3E-09 7.5E-08 SD 3.8E-09 3.1E-08 SD  I-125 5.7E-08 1.1E-06 SD 3.1E-08 6.2E-07 SD 1.5E-08 3.0E-07 SD  I-129 2.2E-07 4.3E-06 SD 1.9E-07 3.8E-06 SD 1.1E-07 2.1E-06 SD  I-131 1.8E-07 3.6E-06 SD 5.2E-08 1.0E-06 SD 2.2E-08 4.3E-07 SD  I-133 4.4E-08 8.6E-07 SD 1.0E-08 2.0E-07 SD 4.3E-09 8.2E-08 SD  I-135 8.9E-09 1.7E-07 SD 2.2E-09 3.9E-08 SD 9.3E-10 1.6E-08 SD  Cs-134 1.6E-08 2.4E-08 DD 1.4E-08 1.7E-08 DD 1.9E-08 2.1E-08 DD  Cs-136 9.5E-09 1.3E-08 DD 4.4E-09 5.3E-09 DD 3.0E-09 3.4E-09 DD  Cs-137 / Ba-137m 1.2E-08 2.3E-08 DD 1.0E-08 1.3E-08 DD 1.3E-08 1.5E-08 DD  Ba-140 1.8E-08 1.2E-07 DD 5.8E-09 3.5E-08 DD 2.6E-09 1.7E-08 DD     Protezione dell’equilibrio ecologico   132     814.501   Nuclide Prima infanzia (1a)   Bambini (10a)   Adulti    eing  Sv/Bq   hing, organo  Sv/Bq   Organo eing  Sv/Bq   hing, organo  Sv/Bq   Organo eing  Sv/Bq   hing, organo  Sv/Bq   Organo               La-140 1.3E-08 8.7E-08 DD 4.2E-09 2.7E-08 DD 2.0E-09 1.3E-08 DD  Ce-141 5.1E-09 4.0E-08 DD 1.5E-09 1.2E-08 DD 7.1E-10 5.5E-09 DD  Ce-144 3.9E-08 3.1E-07 DD 1.1E-08 9.2E-08 DD 5.2E-09 4.2E-08 DD  Pr-143 8.7E-09 7.0E-08 DD 2.6E-09 2.1E-08 DD 1.2E-09 9.3E-09 DD  Pb-210 3.6E-06 3.8E-05 KH 1.9E-06 4.4E-05 KH 6.9E-07 2.3E-05 KH  Bi-210 9.7E-09 7.6E-08 DD 2.9E-09 2.3E-08 DD 1.3E-09 1.0E-08 DD  Po-210 8.8E-06 7.6E-05 Mi 2.6E-06 2.5E-05 Mi 1.2E-06 1.3E-05 Ni  Ra-224 6.6E-07 2.3E-05 KH 2.6E-07 1.1E-05 KH 6.5E-08 1.7E-06 KH  Ra-226 9.6E-07 2.9E-05 KH 8.0E-07 3.9E-05 KH 2.8E-07 1.2E-05 KH  Th-227 7.0E-08 8.0E-07 KH 2.3E-08 3.9E-07 KH 8.8E-09 8.8E-08 KH  Th-228 3.7E-07 8.4E-06 KH 1.4E-07 4.3E-06 KH 7.2E-08 2.5E-06 KH  Th-230 4.1E-07 1.3E-05 KH 2.4E-07 1.1E-05 KH 2.1E-07 1.2E-05 KH  Th-232 4.5E-07 1.3E-05 KH 2.9E-07 1.2E-05 KH 2.3E-07 1.2E-05 KH  Pa-231 1.3E-06 6.0E-05 KH 9.2E-07 4.6E-05 KH 7.1E-07 3.6E-05 KH  U-234 1.3E-07 1.8E-06 KH 7.4E-08 1.5E-06 KH 4.9E-08 7.8E-07 KH  U-235 1.3E-07 1.7E-06 KH 7.1E-08 1.4E-06 KH 4.7E-08 7.4E-07 KH  U-238 1.2E-07 1.6E-06 KH 6.8E-08 1.4E-06 KH 4.5E-08 7.1E-07 KH  Np-237 2.1E-07 5.0E-06 KH 1.1E-07 4.1E-06 KH 1.1E-07 5.4E-06 KH  Np-239 5.7E-09 4.4E-08 DD 1.7E-09 1.3E-08 DD 8.0E-10 6.0E-09 DD  Pu-238 4.0E-07 6.9E-06 KH 2.4E-07 5.9E-06 KH 2.3E-07 7.4E-06 KH  Pu-239 4.2E-07 7.6E-06 KH 2.7E-07 6.8E-06 KH 2.5E-07 8.2E-06 KH  Pu-240 4.2E-07 7.6E-06 KH 2.7E-07 6.8E-06 KH 2.5E-07 8.2E-06 KH  Pu-241 5.7E-09 1.2E-07 KH 5.1E-09 1.4E-07 KH 4.8E-09 1.6E-07 KH  Am-241 3.7E-07 8.3E-06 KH 2.2E-07 7.3E-06 KH 2.0E-07 9.0E-06 KH  Cm-242 7.6E-08 9.7E-07 KH 2.4E-08 3.5E-07 KH 1.2E-08 1.9E-07 KH  Cm-244 2.9E-07 5.8E-06 KH 1.4E-07 3.9E-06 KH 1.2E-07 4.9E-06 KH           Radioprotezione. O   133   814.501   eing: Dose efficace impegnata; tempo di integrazione: 50 anni per gli adulti, 70 anni per i bambini  Fattori di dose tratti da: ICRP, 2012. Compendium of Dose Coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119. Ann. ICRP 41  (Suppl.). Allegato F1 (AMAD = 1 µm)  I fattori di dose per altri nuclidi e per altre classi di età figurano nella ICRP Publication 119.   hing, organo: Dose impegnata nell’organo più colpito (GK: corpo intero, Go: gonadi, KM: midollo osseo (rosso), DD: colon, Lu: polmoni, Ma: stomaco,  Bl: vescica, Br: seno, Le: fegato, SR: esofago, SD: tiroide, Ha: pelle, KH: periostio, altri organi (ET: vie respiratorie extratoraciche, Ut: utero,  Ni: reni, Mi: milza)).  Fattori di dose tratti da: ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of the Public; Ver. 3.0 – Free Educational CD Down- loads (AMAD = 1 µm)   [2] Trizio legato organicamente      Protezione dell’equilibrio ecologico   134     814.501   Allegato 6  (art. 139 cpv. 2 e 194 cpv. 3)   Fattori di dose per radiazione da nube e dal suolo   Nuclide Irradiazione esterna  da nube radioattiva   Irradiazione esterna dal suolo    eimm  (mSv/h)/(Bq/m3)   esol  (mSv/h)/(Bq/m2)        H-3 0.0E+00 0.0E+00  C-11 1.6E-07 3.6E-09  C-14 9.4E-12 4.6E-14  O-15 1.7E-07 3.9E-09  F-18 1.6E-07 3.4E-09  Na-22 3.7E-07 7.4E-09  Na-24 7.5E-07 1.3E-08  Sc-47 1.7E-08 3.6E-10  Cr-51 5.0E-09 1.1E-10  Mn-54 1.4E-07 2.8E-09  Fe-59 2.0E-07 4.0E-09  Co-57 1.8E-08 3.9E-10  Co-58 1.6E-07 3.3E-09  Co-60 4.3E-07 8.3E-09  Zn-65 9.8E-08 1.9E-09  Se-75 6.0E-08 1.3E-09  Br-82 4.4E-07 8.9E-09  Kr-79 4.0E-08 8.5E-10  Kr-81 8.8E-10 5.7E-12  Kr-83m 8.8E-12 1.2E-12  Kr-85 9.2E-10 3.8E-11  Kr-85m 2.5E-08 5.6E-10  Kr-87 1.4E-07 3.0E-09  Kr-88 3.5E-07 6.2E-09  Kr-88/Rb-88 4.7E-07 8.9E-09   Nuclide Irradiazione esterna  da nube radioattiva   Irradiazione esterna dal suolo    eimm  (mSv/h)/(Bq/m3)   esol  (mSv/h)/(Bq/m2)        Kr-89 3.4E-07 6.6E-09  Sr-89 1.6E-09 2.5E-10  Sr-90 3.5E-10 5.9E-12  Sr-90/Y-90 3.2E-09 4.0E-10  Y-91 2.2E-09 2.7E-10  Zr-95 1.2E-07 2.5E-09  Nb-95 1.3E-07 2.6E-09  Mo-99 2.5E-08 6.4E-10  Mo-99/Tc-99m 4.2E-08 1.0E-09  Tc-99m 1.9E-08 4.1E-10  Ru-103 8.0E-08 1.7E-09  Ru-106 0.0E+00 0.0E+00  Ru-106/Rh-106 3.9E-08 1.2E-09  Ag-110m 4.6E-07 9.3E-09  Sn-125 5.9E-08 1.4E-09  Sb-122 7.3E-08 1.8E-09  Sb-124 3.2E-07 6.2E-09  Sb-125 6.8E-08 1.5E-09  Sb-127 1.1E-07 2.4E-09  Te-125m 1.2E-09 9.6E-11  Te-127m 4.0E-10 3.1E-11  Te-129m 5.7E-09 2.1E-10  Te-131m 2.4E-07 4.9E-09  Te-132 3.4E-08 7.7E-10  Te-132/I-132 4.1E-07 8.6E-09        Radioprotezione. O   135   814.501   Nuclide Irradiazione esterna  da nube radioattiva   Irradiazione esterna dal suolo    eimm  (mSv/h)/(Bq/m3)   esol  (mSv/h)/(Bq/m2)        I-125 1.4E-09 1.1E-10  I-129 1.0E-09 7.2E-11  I-130 3.5E-07 7.4E-09  I-131 6.1E-08 1.3E-09  I-132 3.7E-07 7.8E-09  I-133 1.0E-07 2.2E-09  I-134 4.4E-07 9.0E-09  I-135 2.7E-07 5.3E-09  Xe-122 7.9E-09 2.2E-10  Xe-123 1.0E-07 2.2E-09  Xe-125 3.9E-08 8.9E-10  Xe-127 4.0E-08 9.2E-10  Xe-129m 3.4E-09 1.5E-10  Xe-131m 1.3E-09 5.9E-11  Xe-133 5.0E-09 1.5E-10  Xe-133m 4.6E-09 1.3E-10  Xe-135 4.0E-08 9.0E-10  Xe-135m 6.7E-08 1.5E-09  Xe-137 3.7E-08 1.3E-09  Xe-138 2.0E-07 3.9E-09  Cs-134 2.5E-07 5.3E-09  Cs-136 3.5E-07 7.2E-09  Cs-137 3.4E-10 1.1E-11  Cs-137/Ba-137m 9.2E-08 2.0E-09  Ba-140 2.9E-08 6.9E-10  Ba-140/La-140 4.3E-07 8.4E-09  La-140 4.0E-07 7.7E-09  Ce-141 1.1E-08 2.5E-10  Ce-144 2.6E-09 6.2E-11  Ce-144/Pr-144 1.2E-08 6.4E-10  Pr-143 7.0E-10 7.5E-11   Nuclide Irradiazione esterna  da nube radioattiva   Irradiazione esterna dal suolo    eimm  (mSv/h)/(Bq/m3)   esol  (mSv/h)/(Bq/m2)        Pb-210 1.7E-10 7.8E-12  Bi-210 9.3E-10 1.3E-10  Po-210 1.6E-12 3.3E-14  Ra-224 1.6E-09 3.5E-11  Ra-226 1.1E-09 2.4E-11  Th-227 1.9E-08 4.1E-10  Th-228 3.0E-10 7.8E-12  Th-230 5.5E-11 2.3E-12  Th-232 2.8E-11 1.6E-12  Pa-231 5.2E-09 1.2E-10  U-234 2.2E-11 2.1E-12  U-235 2.5E-08 5.4E-10  U-238 1.2E-11 1.4E-12  Np-237 3.1E-09 8.8E-11  Np-239 2.6E-08 5.8E-10  Pu-238 1.2E-11 2.2E-12  Pu-239 1.4E-11 1.1E-12  Pu-240 1.2E-11 2.0E-12  Pu-241 2.2E-13 5.1E-15  Am-241 2.4E-09 7.8E-11  Cm-242 1.4E-11 2.4E-12  Cm-244 1.4E-11 2.1E-12   eimm: fattori di dose per irradiazione esterna in una nube   emisferica di grande estensione, all’aperto.   esol: fattori di dose per irradiazione esterna di una grande  superficie di deposizione al suolo.   Valori nulli: i valori inferiori a 4.0E-19 sono indicati come  0.0E+00.     Protezione dell’equilibrio ecologico   136   814.501   Allegato 7  (art. 24 cpv. 1 e 2)   Limiti di immissione   1 Limiti di immissione per l’aria (LIaria):   1.1 I limiti di immissione per l’aria sono definiti in modo che la permanenza  costante (8766 ore all’anno = n.o.) in un luogo con una concentrazione di at- tività nell’aria corrispondente al limite di immissione per un nuclide specifi- co, in seguito all’inalazione e all’immersione comporterebbe una dose annua  di 0,3 mSv per la persona in situazione critica: bambino nella prima infanzia  (PI), bambino di 10 anni (10 A) o adulto (Ad.).   1.2   Nuclide Limite di immissione per l’aria [Bq/m3]      Ad. 10 A PI Minimo   HTO 2,2E+03 2,3E+03 3,1E+03 2,2E+03   C-14 (org66) 6,8E+01 6.7E+01 9,3E+01 6,7E+01   Na-22 2,7E+01 2,0E+01 1,9E+01 1,9E+01   Na-24 6,4E+01 5,1E+01 4,8E+01 4,8E+01   Mn-54 2,5E+01 2,1E+01 2,3E+01 2,1E+01   Co-60 3,9E+00 3,5E+00 4,3E+00 3,5E+00   Zn-65 2,4E+01 2,1E+01 2,2E+01 2,1E+01   Br-82 4,7E+01 3,8E+01 3,9E+01 3,8E+01   Sr-90/Y-90 1,1E+00 1,0E+00 1,3E+00 1,0E+00   Tc-99m 1,4E+03 1,2E+03 1,1E+03 1,1E+03   I-131 (el67) 2,0E+00 1,1E+00 9,3E-01 9,3E-01   Cs-137/Ba-137m 8,5E+00 1,4E+01 2,7E+01 8,5E+00   Pu-239 7,9E-04 1,2E-03 1,9E-03 7,9E-04          1.3 I limiti di immissione per l’aria per altri radionuclidi possono essere calcolati  con la seguente formula:     3aria  inf inal,inf scher imm 10a inal,10a scher imm ad inal,ad scher imm  0.3 mSv/a 0.3 mSv/a 0.3 mSv/a [Bq/m ] min( ; ; )  . . . . . . LI  QR e F e n o QR e F e n o QR e F e n o                     dove einal,inf, einal,10a ed eing,ad [mSv/Bq] è il coefficiente di dose per l’inala- zione per i bambini nella prima infanzia, i bambini di 10 anni o gli adulti ed  eimm [(mSv/h)/(Bq/m3)] è il coefficiente di dose per l’immersione (non lega- to all’età). I fattori di dose per inalazione e immersione provengono dagli al- legati 5 e 6.       66 org. = organico  67 el = elementare     Radioprotezione. O   137   814.501     Per l’immersione è stato impiegato un fattore di schermatura (Fscher) di 0,4  per una permanenza parziale nell’edificio.     Per i coefficienti respiratori QRinf, QR10a, QRad [m3/a] per bambini nella  prima infanzia, bambini di 10 anni o adulti sono stati impiegati i seguenti va- lori (IFSN-G14):   a. QRinf = 2022 [m3/a]   b. QR10a = 5688 [m3/a]   c. QRad = 7584[m3/a]   2 Limiti di immissione per le acque(LIacque):   2.1 I limiti di immissione per le acque pubbliche sono definiti in modo che una  persona in situazione critica che coprisse l’intero fabbisogno di acqua pota- bile con acqua contaminata con il limite di immissione, ne riceverebbe una  dose di ingestione annua di 0,3 mSv.   2.2   Nuclide Limite di immissione per le acque [Bq/l]      Adulto 10 anni Prima infanzia Minimo   HTO 2,6E+04 2,0E+04 2,5E+04 2,0E+04   C-14  8,0E+02 5,8E+02 7,5E+02 5,8E+02   Na-22 1,4E+02 8,4E+01 8,0E+01 8,0E+01   Na-24 1,1E+03 6,0E+02 5,2E+02 5,2E+02   Mn-54 6,5E+02 3,6E+02 3,9E+02 3,6E+02   Co-60 1,4E+02 4,2E+01 4,4E+01 4,2E+01   Zn-65 1,2E+02 7,2E+01 7,5E+01 7,2E+01   Sr-90/Y-90 1,6E+01 7,7E+00 1,6E+01 7,7E+00   Tc-99m 2,1E+04 1,1E+04 9,2E+03 9,2E+03   I-131 (el) 2,1E+01 8,9E+00 6,7E+00 6,7E+00   Cs-137/Ba-137m 3,6E+01 4,6E+01 1,0E+02 3,6E+01   Pu-239 1,8E+00 1,7E+00 2,9E+00 1,7E+00   Am-241 2,3E+00 2,1E+00 3,2E+00 2,1E+00          2.3 I limiti di immissione per le acque per altri radionuclidi possono essere  calcolati con la seguente formula:       acque  ing,inf inf ing,10a 10a ing,ad ad  0.3 mSv/a 0.3 mSv/a 0.3 mSv/a [Bq/l] min( ; ; )LI  e CA e CA e CA            dove eing,inf, eing,10a ed eing,ad [mSv/Bq] è il coefficiente di dose per  l’ingestione per bambini nella prima infanzia, bambini di 10 anni d’età o  adulti e CAinf, CA10a, CAad è il consumo di acqua potabile in litri all’anno  [l/a] per bambini nella prima infanzia, bambini di 10 anni o adulti.     Protezione dell’equilibrio ecologico   138   814.501     Per il consumo di acqua potabile sono stati calcolati 650 l per adulti e bam- bini di 10 anni e 250 l per i bambini nella prima infanzia. I fattori di dose per  ingestione provengono dall’allegato 5.    3 Nel caso delle miscele di nuclidi, per i limiti di immissione per  l’aria o per le acque si applica la regola dell’addizione:     Regola per il controllo dell’osservanza dei limiti di immissione per l’aria o  per le acque per le miscele di nuclidi, ponderando i vari nuclidi in funzione  della loro pericolosità. Se sono soddisfatte le disequazioni seguenti, le mi- scele si situano al di sotto dei limiti di immissione.     1 2 n  aria 1 aria 2 aria n  ... 1 a a a  LI LI LI           a1, a2, ... an: concentrazioni di attività nell’aria dei nuclidi 1, 2, ..., n in   Bq/m3.     LIaria 1, LIaria 2, ... LIaria n: limiti di immissione per l’aria dei nuclidi 1, 2, ..., n  in Bq/m3.     1 2 n  acque1 acque2 acquen  ... 1 a a a  LI LI LI           a1, a2, ... an: concentrazioni di attività nell’acqua dei nuclidi 1, 2, ..., n in   Bq/l.     LIacque 1, LIacque 2, ... LIacque n: limiti di immissione per le acque dei nuclidi 1,  2, ..., n in Bq/l.     Radioprotezione. O   139   814.501   Allegato 868  (art. 46 cpv. 4 lett. b, 80 cpv. 5 e 85 cpv. 5)   Designazione delle aree controllate e sorvegliate   A seconda delle sorgenti di radiazioni impiegate, le aree controllate e sorvegliate  devono essere contrassegnate come segue:   1. Sorgenti radioattive sigillate:   a. il nuclide di massima radiotossicità o nuclide guida e la sua attività massima,  oppure l’attività e il nuclide con la radiazione gamma a più alta energia;   b. l’intensità di dose ambientale in mSv/h nelle aree accessibili, se opportuno;   c. il segnale di pericolo.   2. Altro materiale radioattivo:   a. il nuclide di massima radiotossicità o nuclide guida e la sua attività massima;   b. la classificazione dell’area di lavoro (tipo A, B o C) o del tipo di zona;   c. il grado di contaminazione massima non fissata su superfici in Bq/cm2 oppu- re come numero dei vincoli per il nuclide in questione;   d. il grado di contaminazione massima dell’aria del locale in Bq/m3;   e. l’intensità di dose ambientale in mSv/h nelle aree accessibili, se opportuno;   f. indicazioni sugli indumenti protettivi necessari e sulle misure di protezione;   g. il segnale di pericolo.   3. Impianti (p. es. impianti a raggi X, acceleratori):   a. la designazione dell’impianto;   b. il tipo di radiazione (p. es. elettroni, raggi X, neutroni, sempre che ciò non  risulti già evidente dalla designazione dell’impianto);   c. l’intensità di dose ambientale in mSv/h nelle aree accessibili, se opportuno;   d. il segnale di pericolo.       68 Aggiornato dalla correzione del 5 giu. 2018 (RU 2018 2273).     Protezione dell’equilibrio ecologico   140   814.501   4. Segnale di pericolo:     Rapporto tra i raggi: 1 : 1,5 : 5      Radioprotezione. O   141   814.501   Allegato 9  (art. 96)   Valori di attività per la definizione di sorgenti sigillate  ad alta attività   Per i radionuclidi che non figurano nella tabella sottostante, il valore di attività  corrisponde al valore D della pubblicazione dell’AIEA «Dangerous quantities of  radioactive material (D-values)» (EPR-D-VALUES 2006)69.    Radionuclide Valore di attività (TBq)   Am-241 6×10-2   Am-241/Be 6×10-2   Cf-252 2×10-2   Cm-244 5×10-2   Co-60 3×10-2   Cs-137 1×10-1   Gd-153 1×100   Ir-192 8×10-2   Pm-147 4×101   Pu-238 6×10-2   Pu-239/Be70 6×10-2   Ra-226 4×10-2   Se-75 2×10-1   Sr-90 (Y-90) 1×100   Tm-170 2×101   Yb-169 3×10-1          69 Le pubblicazioni dell’AIEA menzionate nella presente O possono essere consultate  gratuitamente in inglese sul sito Internet dell’AIEA www.iaea.org > Publications.   70 È indicata l’attività del radionuclide che emette raggi alfa.     Protezione dell’equilibrio ecologico   142   814.501   Allegato 10  (art. 80 cpv. 2 lett. b, 82 cpv. 1 e 2, 85 cpv. 2 lett. b)   Tipi di zona e tipi di settore    1. Le zone vengono suddivise nei seguenti tipi a seconda del grado di contamina- zione presente o atteso:    Tipo di zona Contaminazione superficiale KO Contaminazione dell’aria KL   0 KO < 1.CS71 KL < 0,05.CA72   I KO < 1.CS 0,05.CA ≤ KL < 0,1.CA   II 1.CS ≤ KO < 10 .CS 0,05.CA ≤ KL < 0,1  .CA    III 10.CS ≤ KO < 100 .CS 0,1.CA ≤ KL < 10  .CA   IV KO ≥ 100 .CS KL ≥ 10  .CA       Se il grado di contaminazione superficiale e quello dell’aria non esigono lo stesso  tipo di zona, è determinante il fattore più restrittivo.   2. All’interno di zone con un’intensità di dose ambientale più elevata, per la pianifi-  cazione e la regolazione degli equivalenti di dose individuali devono essere indicati i  seguenti settori con intensità di dose ambientale massima ammessa:    Tipo di settore Intensità di dose ambientale D nei punti accessibili   V D < 0,01 mSv/h   W 0,01 < D < 0,1 mSv/h   X 0,1 < D < 1 mSv/h   Y 1 < D < 10 mSv/h   Z D > 10 mSv/h          71 Valore indicativo (Bq/cm2) per la contaminazione superficiale secondo l’all. 3 colonna  12, media su 100 cm2.   72 Valore indicativo (Bq/cm2) per l’attività continua nell’aria secondo l’all. 3 colonna 11.     Radioprotezione. O   143   814.501   Allegato 11  (art. 201)   Modifica di altri atti normativi   Le ordinanze qui appresso sono modificate come segue:   ...73       73 Le mod. possono essere consultate alla RU 2017 4261.     Protezione dell’equilibrio ecologico   144   814.501       	Titolo primo: Disposizioni generali 	Capitolo 1: Oggetto, campo d’applicazione e definizioni 	Art. 1 Oggetto e campo d’applicazione 	Art. 2 Definizioni  	Capitolo 2: Principi della radioprotezione 	Art. 3 Giustificazione 	Art. 4 Ottimizzazione 	Art. 5 Limiti di dose 	Art. 6 Livelli di riferimento 	Art. 7 Vincoli di dose 	Art. 8 Procedura graduata in base al rischio   	Titolo secondo: Situazioni di esposizione pianificate 	Capitolo 1: Licenze 	Sezione 1: Obbligo della licenza 	Art. 9 Attività soggette all’obbligo della licenza 	Art. 10 Deroghe all’obbligo della licenza  	Sezione 2: Procedura di rilascio della licenza 	Art. 11 Autorità preposte al rilascio delle licenze 	Art. 12 Domande di licenza 	Art. 13 Procedura ordinaria di rilascio della licenza 	Art. 14 Procedura semplificata di rilascio della licenza 	Art. 15 Omologazione per sorgenti di radiazioni 	Art. 16 Limite di validità e comunicazione 	Art. 17 Procedimento in caso di incertezze sulla competenza nella procedura di rilascio della licenza 	Art. 18 Banca dati delle licenze  	Sezione 3: Obblighi del titolare della licenza 	Art. 19 Obblighi di carattere organizzativo 	Art. 20 Obbligo d’informazione 	Art. 21 Obbligo di notifica   	Capitolo 2: Esposizione della popolazione 	Art. 22 Limiti di dose per individui della popolazione 	Art. 23 Accertamento delle dosi in prossimità di aziende con una licenza di immissione nell’ambiente 	Art. 24 Limiti di immissione  	Capitolo 3: Attività non giustificate 	Art. 25  	Capitolo 4: Esposizioni mediche 	Sezione 1: Ambiti di dose nelle metodiche per immagini a scopo medico 	Art. 26  	Sezione 2: Giustificazione medica 	Art. 27 Giustificazione sostanziale 	Art. 28 Giustificazione di procedure diagnostiche o terapeutiche 	Art. 29 Giustificazione dell’applicazione individuale 	Art. 30 Esami radiologici su vasta scala 	Art. 31 Metodiche per immagini sull’essere umano a scopi non medici  	Sezione 3: Ottimizzazione medica 	Art. 32 Ottimizzazione di esposizioni mediche 	Art. 33 Obbligo di documentazione 	Art. 34 Rilevamento delle dosi di radiazione mediche 	Art. 35 Livelli diagnostici di riferimento 	Art. 36 Coinvolgimento di fisici medici 	Art. 37 Persone che assistono pazienti a titolo non professionale  	Sezione 4: Pazienti 	Art. 38 Informazione del paziente 	Art. 39 Pediatria 	Art. 40 Pazienti in stato di gravidanza e pazienti che allattano  	Sezione 5: Audit clinici nella medicina umana 	Art. 41 Scopo, contenuto e oggetto 	Art. 42 Coordinamento, preparazione ed esecuzione 	Art. 43 Autovalutazione e manuale di qualità dei titolari delle licenze  	Sezione 6: Ricerca sull’essere umano 	Art. 44 Autorizzazioni 	Art. 45 Vincoli di dose e calcolo delle dosi  	Sezione 7: Radiofarmaci 	Art. 46 Immissione in commercio e applicazione 	Art. 47 Preparazione e controllo di qualità 	Art. 48 Commissione tecnica per i radiofarmaci  	Sezione 8: Evento radiologico medico 	Art. 49 Definizione 	Art. 50 Obblighi   	Capitolo 5: Esposizioni professionali 	Sezione 1: Persone professionalmente esposte a radiazioni 	Art. 51 Definizione e principi 	Art. 52 Categorie 	Art. 53 Giovani, donne in stato di gravidanza e donne che allattano 	Art. 54 Personale di volo 	Art. 55 Sorveglianza medica  	Sezione 2: Limitazioni delle dosi 	Art. 56 Limiti di dose 	Art. 57 Limite di dose per i giovani e le donne in stato di gravidanza 	Art. 58 Provvedimenti in caso di superamento dei limiti di dose 	Art. 59 Controllo medico in caso di superamento dei limiti di dose 	Art. 60 Vincoli di dose  	Sezione 3: Accertamento della dose di radiazione (dosimetria) 	Art. 61 Dosimetria per le persone professionalmente esposte a radiazioni 	Art. 62 Determinazione della dose di radiazione per mezzo di calcoli 	Art. 63 Soglia di notifica per periodo di sorveglianza 	Art. 64 Obblighi dei titolari delle licenze o degli operatori di aeromobili nella dosimetria individuale 	Art. 65 Obblighi dei titolari delle licenze o degli operatori di aeromobili in caso di determinazione della dose di radiazione per mezzo di calcoli  	Sezione 4: Servizi di dosimetria individuale 	Art. 66 Presupposti per il riconoscimento 	Art. 67 Procedura e validità del riconoscimento 	Art. 68 Autorità di riconoscimento 	Art. 69 Obblighi di notifica del servizio di dosimetria individuale 	Art. 70 Ulteriori obblighi del servizio di dosimetria individuale 	Art. 71 Obbligo del segreto e protezione dei dati  	Sezione 5: Registro centrale delle dosi 	Art. 72 Autorità preposta e scopo 	Art. 73 Dati elaborati 	Art. 74 Diritti d’accesso 	Art. 75 Rapporto 	Art. 76 Utilizzazione dei dati per progetti di ricerca  	Sezione 6: Disposizioni tecniche relative alla dosimetria individuale 	Art. 77   	Capitolo 6: Materiale radioattivo e impianti 	Sezione 1: Aree controllate e sorvegliate 	Art. 78 Principi 	Art. 79 Limitazione della dose ambientale  	Sezione 2: Aree controllate 	Art. 80 Definizione 	Art. 81 Aree di lavoro 	Art. 82 Zone 	Art. 83 Trattamento al termine dei lavori 	Art. 84 Vincoli per le contaminazioni  	Sezione 3: Aree sorvegliate 	Art. 85  	Sezione 4: Obblighi nella manipolazione di sorgenti di radiazioni 	Art. 86 Inventario, obbligo di tenere un registro e di allestire un rapporto 	Art. 87 Consegna 	Art. 88 Requisiti per la manipolazione e l’ubicazione di sorgenti di radiazioni  	Sezione 5: Strumenti di misurazione 	Art. 89 Strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti 	Art. 90 Requisiti degli strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti 	Art. 91 Requisiti per l’utilizzo degli strumenti di misurazione delle radiazioni ionizzanti 	Art. 92 Obblighi del titolare della licenza  	Sezione 6:  Tecnica di costruzione e contrassegno delle sorgenti radioattive sigillate 	Art. 93 Tecnica di costruzione 	Art. 94 Contrassegno 	Art. 95 Ulteriori requisiti per l’immissione in commercio  	Sezione 7: Sorgenti sigillate ad alta attività 	Art. 96 Definizione 	Art. 97 Inventario 	Art. 98 Requisiti 	Art. 99 Sicurezza e protezione  	Sezione 8: Provvedimenti volti a garantire la qualità 	Art. 100  	Sezione 9: Trasporto, importazione, esportazione e transito di materiale radioattivo 	Art. 101 Trasporto al di fuori del perimetro aziendale 	Art. 102 Trasporto entro il perimetro aziendale 	Art. 103 Importazione, esportazione e transito  	Sezione 10: Materiali radioattivi orfani 	Art. 104  	Sezione 11: Esenzione 	Art. 105 Esenzione dall’obbligo della licenza e dalla vigilanza 	Art. 106 Misurazione di declassamento e altri metodi per l’esenzione 	Art. 107 Divieto di miscele   	Capitolo 7: Scorie radioattive 	Sezione 1: Principi 	Art. 108 Definizione 	Art. 109 Ulteriore uso 	Art. 110 Controllo e documentazione  	Sezione 2: Immissione nell’ambiente 	Art. 111 Principi 	Art. 112 Immissione mediante aria espulsa o acque di scarico 	Art. 113 Provvedimenti di controllo 	Art. 114 Deposito con l’approvazione dell’autorità preposta al rilascio delle licenze 	Art. 115 Riciclaggio con l’approvazione dell’autorità preposta al rilascio delle licenze 	Art. 116 Incenerimento con l’approvazione dell’autorità preposta al rilascio delle licenze  	Sezione 3: Trattamento delle scorie radioattive 	Art. 117 Stoccaggio per il decadimento radioattivo 	Art. 118 Gas, polveri, aerosol e liquidi  	Sezione 4: Consegna di scorie radioattive 	Art. 119 Scorie radioattive che devono essere consegnate 	Art. 120 Denominazione e compiti del centro di raccolta della Confederazione 	Art. 121 Gruppo di coordinamento   	Capitolo 8: Incidenti 	Sezione 1: Definizione 	Art. 122  	Sezione 2: Prevenzione 	Art. 123 Organizzazione delle aziende 	Art. 124 Rapporto sulla sicurezza 	Art. 125 Misure preventive  	Sezione 3: Gestione 	Art. 126 Provvedimenti d’urgenza dei titolari delle licenze 	Art. 127 Obbligo di notifica dei titolari delle licenze 	Art. 128 Obblighi dell’autorità di vigilanza 	Art. 129 Inchiesta e rapporto dei titolari delle licenze 	Art. 130 Provvedimenti da adottare in caso di superamento di un limite di immissione 	Art. 131 Informazione sugli incidenti    	Titolo terzo: Situazioni di esposizione di emergenza 	Capitolo 1: Definizione e livelli di riferimento 	Art. 132 Definizione 	Art. 133 Livelli di riferimento per la popolazione 	Art. 134 Livelli di riferimento per le persone mobilitate  	Capitolo 2: Misure preparatorie 	Art. 135 Attuazione della prevenzione delle emergenze 	Art. 136 Allestimento di provvedimenti protettivi d’emergenza in prossimità di aziende  	Capitolo 3: Gestione 	Art. 137 Obbligo di notifica 	Art. 138 Obbligo d’informazione 	Art. 139 Accertamento delle dosi di radiazione 	Art. 140 Direzione nella situazione di esposizione di emergenza 	Art. 141 Transizione a una situazione di esposizione esistente o pianificata  	Capitolo 4: Persone mobilitate 	Art. 142 Gruppi di persone 	Art. 143 Protezione della salute 	Art. 144 Istruzione 	Art. 145 Equipaggiamento 	Art. 146 Copertura assicurativa e indennizzo  	Capitolo 5:  Superamento del tenore massimo per i radionuclidi nelle derrate alimentari 	Art. 147   	Titolo quarto: Situazioni di esposizione esistenti 	Capitolo 1: Principi 	Art. 148  	Capitolo 2: Siti e oggetti radiologicamente contaminati 	Sezione 1: Definizione 	Art. 149  	Sezione 2: Oggetti 	Art. 150  	Sezione 3: Beni fondiari 	Art. 151 Inventario dei beni fondiari potenzialmente contaminati 	Art. 152 Ispezione di beni fondiari 	Art. 153 Risanamento di beni fondiari 	Art. 154 Scambio di informazioni   	Capitolo 3: Radon 	Sezione 1: Disposizioni generali 	Art. 155 Livello di riferimento del radon 	Art. 156 Valore soglia nei posti di lavoro esposti al radon 	Art. 157 Servizio tecnico e d’informazione sul radon 	Art. 158 Competenza 	Art. 159 Riconoscimento dei servizi di misurazione del radon 	Art. 160 Obblighi dei servizi di misurazione del radon 	Art. 161 Consulenti in materia di radon 	Art. 162 Banca dati sul radon  	Sezione 2:  Misure preventive di protezione contro il radon e misurazioni del radon 	Art. 163 Protezione contro il radon per nuove costruzioni e ristrutturazioni 	Art. 164 Misurazioni del radon da parte del Cantone 	Art. 165 Misurazioni del radon nei posti di lavoro esposti al radon  	Sezione 3: Provvedimenti volti a ridurre la concentrazione di radon 	Art. 166 Risanamento dal radon 	Art. 167 Provvedimenti sul posto di lavoro   	Capitolo 4:  Materiali contenenti radionuclidi presenti in natura (NORM) 	Art. 168 Settori industriali interessati 	Art. 169 Immissione di NORM nell’ambiente 	Art. 170 Materiali da costruzione  	Capitolo 5: Contaminazione a lungo termine dopo un’emergenza 	Art. 171   	Titolo quinto: Formazione e aggiornamento 	Capitolo 1: Disposizioni generali 	Art. 172 Persone che devono essere formate e aggiornate 	Art. 173 Responsabilità in materia di formazione e aggiornamento 	Art. 174 Formazione 	Art. 175 Aggiornamento 	Art. 176 Corsi di formazione e aggiornamento 	Art. 177 Aiuti finanziari 	Art. 178 Riconoscimento di corsi di formazione e aggiornamento individuali 	Art. 179 Banca dati della formazione e dell’aggiornamento 	Art. 180 Autorità di riconoscimento  	Capitolo 2:  Contenuti del disciplinamento e categorie delle persone soggette all’obbligo di formazione e di aggiornamento 	Art. 181 Contenuti del disciplinamento in generale 	Art. 182 Categorie di persone soggette all’obbligo di formazione e di aggiornamento nel settore della medicina 	Art. 183 Categorie di persone soggette all’obbligo di formazione e di aggiornamento nei settori non medici   	Titolo sesto: Vigilanza, esecuzione e consulenza 	Capitolo 1: Vigilanza 	Art. 184 Autorità di vigilanza 	Art. 185 Obbligo di archiviazione e informazione delle autorità di vigilanza 	Art. 186 Ricerca  	Capitolo 2: Esecuzione 	Sezione 1: Controlli 	Art. 187 Principio 	Art. 188 Obblighi di collaborazione 	Art. 189 Coinvolgimento di terzi 	Art. 190 Controllo delle importazioni, delle esportazioni e dei transiti  	Sezione 2: Sorveglianza delle radiazioni ionizzanti e della radioattività nell’ambiente 	Art. 191 Competenze 	Art. 192 Rete di misurazione automatica per la sorveglianza della radioattività in Svizzera 	Art. 193 Programma di prelievo di campioni e di misurazioni 	Art. 194 Raccolta dei dati, valutazione radiologica e rapporto 	Art. 195 Soglie di esame nella sorveglianza dell’ambiente  	Sezione 3: Ulteriori disposizioni d’esecuzione 	Art. 196 Informazioni sugli eventi di interesse pubblico 	Art. 197 Sorveglianza del personale di volo professionalmente esposto a radiazioni   	Capitolo 3: Commissione federale della radioprotezione 	Art. 198   	Titolo settimo: Disposizioni penali 	Art. 199  	Titolo ottavo: Disposizioni finali 	Art. 200 Abrogazione di un altro atto normativo 	Art. 201 Modifica di altri atti normativi 	Art. 202 Disposizioni transitorie 	Art. 203 Entrata in vigore  	Allegato 1 	Definizione dei termini tecnici 	Apparecchi che emanano radiazioni parassite 	Dispositivo di protezione parziale 	Dispositivo di protezione totale 	Dosimetro personale attivo 	Indice di concentrazione di attività nei materiali da costruzione 	Livello diagnostico di riferimento 	Misurazione di sondaggio 	Piccoli impianti a raggi X 	Preparazione di un radiofarmaco 	Radiofarmaci 	Radiologia interventistica 	Radon   	Allegato 2 	Livelli di allontanamento NORM  	Allegato 3 	Dati per la radioprotezione operativa, livelli di allontanamento, livelli di licenza e vincoli 	Spiegazioni delle singole colonne   	Allegato 4 	Grandezze di dose e metodo per l’accertamento della dose di radiazione 	1 Grandezze di dose 	1.1 Dose assorbita D (absorbed dose) 	1.2 Dose assorbita media DT in un tessuto o in un organo (mean absorbed dose in a tissue or organ) 	1.3 Dose equivalente HT (equivalent dose) 	1.4 Fattore di ponderazione della radiazione 	1.5 Dose equivalente impegnata HT(() (committed equivalent dose) 	1.6 Dose efficace E (effective dose) 	1.7 Fattori di ponderazione dei tessuti 	1.8 Dose efficace impegnata E(() (committed effective dose) 	1.9 Equivalente di dose H (dose equivalent) 	1.10 Dose ambientale 	1.11 Equivalente di dose individuale Hp(d) (personal dose equivalent) 	1.12 Equivalente di dose direzionale H’(d, () (directional dose equivalent) 	1.13 Equivalente di dose ambientale H*(10) (ambient dose equivalent) 	1.14 Sfera ICRU (ICRU-sphere) 	1.15 Fattore di qualità Q(L) (quality factor)  	2 Metodo per l’accertamento della dose di radiazione 	2.1 Principio 	2.2 Grandezze operative 	2.3 Equivalenti di dose individuali e dosi ambientali inferiori ai limiti di dose corrispondenti 	2.4 Equivalenti di dose individuali superiori ai limiti di dose corrispondenti 	2.5 Dosimetria ambientale    	Allegato 5 	Fattori di dose per gli individui della popolazione 	1. Inalazione 	2. Ingestione   	Allegato 6 	Fattori di dose per radiazione da nube e dal suolo  	Allegato 7 	Limiti di immissione 	1 Limiti di immissione per l’aria (LIaria): 	2 Limiti di immissione per le acque(LIacque): 	3 Nel caso delle miscele di nuclidi, per i limiti di immissione per l’aria o per le acque si applica la regola dell’addizione:   	Allegato 8 	Designazione delle aree controllate e sorvegliate 	1. Sorgenti radioattive sigillate: 	2. Altro materiale radioattivo: 	3. Impianti (p. es. impianti a raggi X, acceleratori): 	4. Segnale di pericolo:   	Allegato 9 	Valori di attività per la definizione di sorgenti sigillate ad alta attività  	Allegato 10 	Tipi di zona e tipi di settore  	Allegato 11 	Modifica di altri atti normativi