Art. 57
In vigore dal 13 mag 1996
Gli Stati membri sono destinatari della presente direttiva.
Fatto a Bruxelles, addì 13 maggio 1996.
Per il Consiglio
Il Presidente
S. AGNELLI
(1) GU n. C 128 del 9. 5. 1994, pag. 209.
(2) GU n. C 108 del 19. 4. 1993, pag. 48.
(3) GU n. 11 del 20. 2. 1959, pag. 221/59.
(4) GU n. 57 del 6. 7. 1962, pag. 1633/62.
(5) GU n. 216 del 26. 11. 1966, pag. 3693/66.
(6) GU n. L 187 del 12. 7. 1976, pag. 1.
(7) GU n. L 83 del 3. 4. 1979, pag. 18.
(8) GU n. L 246 del 17. 9. 1980, pag. 1.
(9) GU n. L 265 del 5. 10. 1984, pag. 4.
(10) GU n. L 265 del 5. 10. 1984, pag. 1.
(11) GU n. L 371 del 30. 12. 1987, pag. 76.
(12) GU n. L 371 del 30. 12. 1987, pag. 11. Regolamento modificato dal regolamento (Euratom) n. 2218/89 (GU n. L 211 del 22. 7. 1989, pag. 19).
(13) GU n. L 357 del 7. 12. 1989, pag. 31.
(14) GU n. L 349 del 13. 12. 1990, pag. 21. Direttiva modificata dall'atto di adesione del 1994.
(15) GU n. L 35 del 12. 2. 1992, pag. 24.
(16) GU n. L 148 del 19. 6. 1993, pag. 1.
ALLEGATO I
CRITERI DA TENERE IN CONSIDERAZIONE AI FINI DELL'APPLICAZIONE DELL'
1. Una pratica può essere esentata dall'obbligo di dichiarazione senza ulteriori motivazioni, in conformità dell', paragrafo 2, lettere a) o b) rispettivamente, se la quantità o la concentrazione di attività, a seconda dei casi, dei relativi radionuclidi non supera i valori di cui alle colonne 2 o 3 della tabella A.
2. I criteri di base per il calcolo dei valori della tabella A, per l'applicazione di esenzioni per pratiche sono i seguenti:
a) i rischi radiologici causati agli individui dalla pratica esente devono essere sufficientemente ridotti da risultare trascurabili ai fini della regolamentazione,
b) l'incidenza radiologica collettiva della pratica esente deve essere sufficientemente ridotta da risultare trascurabile ai fini della regolamentazione nella maggior parte delle circostanze e
c) la pratica esente deve essere intrinsecamente senza rilevanza radiologica, senza probabilità apprezzabili che si verifichino situazioni che possano condurre all'inosservanza dei criteri definiti ai punti a) e b).
3. Eccezionalmente, come previsto all', singoli Stati membri possono decidere che una pratica può essere oggetto di esenzione, ove opportuno, senza ulteriori motivazioni, in conformità dei criteri di base, anche se i relativi radionuclidi si discostano dai valori della tabella A, purché i seguenti criteri siano soddisfatti in tutte le possibili situazioni:
a) la dose efficace cui si prevede sia esposto un qualsiasi individuo della popolazione a causa della pratica esente è pari o inferiore a 10 mSv all'anno e
b) la dose collettiva efficace impegnata nell'arco di un anno di esecuzione della pratica non è superiore a circa 1 man × Sv, oppure una valutazione relativa all'ottimizzazione della protezione mostra che l'esenzione è l'opzione ottimale.
4. Per i radionuclidi non elencati nella tabella A, l'autorità competente assegna valori appropriati per le quantità e concentrazioni di attività per unità di massa, se del caso. Tali valori sono pertanto complementari a quelli di cui alla tabella A.
5. I valori elencati nella tabella A si applicano all'inventario totale di sostanze radioattive detenuto da una persona o impresa che partecipi a una pratica specifica in qualsiasi momento.
6. I nuclidi marcati con il suffisso «+» o «sec» nella tabella A rappresentano i nuclidi padri in equilibrio con i corrispondenti nuclidi figli rappresentati nella tabella B. In questo caso, i valori forniti nella tabella A si riferiscono al solo nuclide padre, ma tengono già conto del o dei nuclidi figli presenti.
PER LA CONTINUAZIONE DEL TESTO VEDI SOTTO NUMERO: 396L0029.1
7. In tutti gli altri casi di miscele di più di un nuclide, l'obbligo di dichiarazione può essere ignorato se la somma dei rapporti, per ciascun nuclide, della quantità totale presente divisa per il valore elencato nella tabella A è inferiore o pari a 1. La regola della sommatoria si applica inoltre alle concentrazioni di attività in cui i vari nuclidi interessati sono contenuti nella stessa matrice.
>SPAZIO PER TABELLA>
>SPAZIO PER TABELLA>
ALLEGATO II
A. Definizioni dei termini figuranti nel presente allegato
Equivalente di dose ambientale H* (d): la dose equivalente in un punto di un campo radioattivo che sarebbe prodotta dal corrispondente campo espanso e unidirezionale nella sfera dell'ICRU a una profondità, d, sul raggio opposto alla direzione del campo unidirezionale. La denominazione specifica dell'unità di equivalente di dose ambientale è sievert (Sv).
Equivalente di dose direzionale H' (d, Z): la dose equivalente in un punto di un campo radioattivo che sarebbe prodotta dal corrispondente campo espanso, nella sfera dell'ICRU, a una profondità, d, su un raggio di una direzione determinata, Z. La denominazione specifica dell'unità di equivalente di dose direzionale è sievert (Sv).
Campo espanso e unidirezionale: un campo radioattivo in cui la fluenza e le distribuzioni direzionale e d'energia sono uguali a quelli del campo espanso, ma la fluenza è unidirezionale.
Campo espanso: un campo derivato dal campo reale, in cui la fluenza e le distribuzioni direzionale e di energia hanno valori identici, in tutto il volume interessato, a quelli del campo reale nel punto di riferimento.
Fluenza Ö: il quoziente di dN fratto da, in cui dN è il numero di particelle che entrano in una sfera avente una superficie della sezione d'urto da:
Ö = >NUM>dN
>DEN>da
Fattore di qualità medio (>INIZIO DI UN GRAFICO>
>FINE DI UN GRAFICO>
): valore medio del fattore di qualità in un punto del tessuto, quando la dose assorbita è impartita da particelle con differenti valori di L. Si calcola in base all'espressione:
>INIZIO DI UN GRAFICO>
>FINE DI UN GRAFICO>
= >NUM>1/
>DEN"INIZIO DI UN GRAFICO>
>FINE DI UN GRAFICO>
0∫∞ Q(L)D(L)dLin cui D(L)dL è la dose assorbita a 10 mm tra il trasferimento lineare di energia L e L + dL, mentre Q(L) è il fattore di qualità nel punto interessato. I rapporti Q-L sono indicati al punto C.
Equivalente di dose personale Hp (d): l'equivalente di dose nei tessuti molli, ad una profondità appropriata, d, sotto un punto determinato del corpo. La denominazione specifica dell'unità di equivalente di dose personale è sievert (Sv).
Fattore di qualità (Q): funzione di trasferimento lineare di energia (L) utilizzato per la ponderazione delle dosi assorbite in un punto, al fine di tener conto della qualità di una radiazione.
Fattore di peso della radiazione (WR): fattore adimensionale, utilizzato per la ponderazione della dose assorbita in un tessuto o in un organo. I valori appropriati di WR sono indicati al punto B.
Dose assorbita in un tessuto o in un organo (DT): il quoziente tra l'energia totale impartita a un tessuto o a un organo e la massa di tale tessuto o organo.
Fattore di peso dei tessuti (WT): fattore adimensionale, utilizzato per la ponderazione della dose equivalente in un tessuto o in un organo (T). I valori appropriati di (wT) sono indicati al punto D.
Trasferimento lineare di energia non ristretto (L ∞): una quantità definita dalla formula seguente:
L ∞ = >NUM>dE
>DEN>dl
in cui dE è l'energia media liberata da una particella di energia E che attraversa la distanza dl nell'acqua. Nella direttiva L ∞ è indicato L.
Sfera dell'ICRU: un corpo introdotto dalla Commissione internazionale per le unità e le misure radiologiche (ICRU) per riprodurre approssimativamente le caratteristiche del corpo umano per quanto concerne l'assorbimento di energia dovuto a radiazioni ionizzanti; esso consiste in una sfera di 30 cm di diametro costituita da materiale equivalente al tessuto con una densità di 1 g cm-3 e la seguente composizione di massa: 76,2 % di ossigeno, 11,1 % di carbonio; 10,1 % di idrogeno e 2,6 % di azoto.
B. Valori del fattore di peso delle radiazioni WR
I valori del fattore di peso delle radiazioni, WR, dipendono dal tipo e dalla qualità del campo radioattivo esterno, oppure dal tipo e dalla qualità delle radiazioni emesse da un radionuclide depositato all'interno dell'organismo.
Quando il campo radioattivo è composto da tipi e da energie con valori diversi di WR, la dose assorbita dev'essere suddivisa in pacchetti, ciascuno con un proprio valore di WR, che vanno poi sommati per dare il totale dell'equivalente di dose. Alternativamente, essa può essere espressa come distribuzione continua di energia, in cui ciascun elemento della dose assorbita dall'elemento di energia compreso tra E e E + dE va moltiplicato per il valore di WR ricavato dalla relativa voce della tabella che segue.
>SPAZIO PER TABELLA>
Nei calcoli relativi ai neutroni possono sorgere difficoltà nell'applicazione di valori di funzione a gradino. In questi casi può essere preferibile usare la funzione continua descritta dalla seguente relazione matematica:
WR = 5 + 17e-(ln(2E))2/6
in cui E è l'energia del neutrone espressa in MeV.
La figura 1 fornisce un raffronto diretto dei due approcci.
>RIFERIMENTO A UN GRAFICO>
Figura 1
Fattori di peso per la radiazione (neutroni). La curva continua deve essere trattata come un'approssimazione
Per i tipi di radiazioni e le energie non comprese nella tabella, si può ottenere un valore approssimato di WR calcolando il fattore di qualità medio >INIZIO DI UN GRAFICO>
>FINE DI UN GRAFICO>
a una profondità di 10 mm in una sfera dell'ICRU.
C. Rapporto tra il fattore di qualità Q(L), e il trasferimento lineare illimitato di energia, L
>
SPAZIO PER TABELLA>
D. Valori del fattore di peso per i tessuti, WT (1*)
I valori del fattore di peso dei tessuti, WT, sono indicati nella tabella che segue:
>SPAZIO PER TABELLA>
E. Quantità operative per radiazioni esterne
Le quantità operative per radiazioni esterne sono utilizzate per la sorveglianza individuale a scopo di radioprotezione:
1. Sorveglianza individuale:
equivalente di dose personale Hp(d),
d: profondità nel corpo in mm.
2. Sorveglianza di zona:
equivalente di dose ambientale H* (d),
equivalente di dose direzionale H' (d, Z),
d: profondità in mm sotto la superficie della sfera indicata in A,
Z: angolo di incidenza.
3. Per radiazioni a forte penetrazione si raccomanda una profondità di 10 mm, mentre per le radiazioni a debole penetrazione si raccomanda una profondità di 0,07 mm per la pelle e di 3 mm per gli occhi.
(1*) I valori sono stati determinati a partire da una popolazione di riferimento costituita di un ugual numero di persone di ciascun sesso e di un'ampia gamma di età. Nella definizione della dose efficace, questi valori si applicano ai lavoratori, alla popolazione e ad entrambi i sessi.
ALLEGATO III
A. In tutta la direttiva, salvo indicazione contraria, le prescrizioni in materia di dosi si applicano alla somma delle dosi derivanti da esposizione esterna in un periodo specificato e delle dosi impegnate per un periodo di 50 anni (fino a 70 anni per i bambini) derivanti da assunzioni verificatesi nello stesso periodo. Il periodo specificato è indicato negli in rapporto ai limiti di dose.
In generale, la dose efficace E a cui è esposto un individuo appartenente al gruppo d'età verrà determinata in base alle seguente formula:
E = Eexternal + jÓ h(g)j,ing Jj,ing + jÓ h(g)j,inh Jj,inh
dove Eesterna è la dose efficace derivante da esposizione esterna; h(g)j,ing e h(g)j,ina rappresentano la dose efficace impegnata per unità di assunzione del radionuclide j (SV/Bq) ingerito o inalato da un individuo appartenente al gruppo d'età g: Jj,ing e Jj,ina rappresentano rispettivamente l'assunzione tramite ingestione o inalazione del radionuclide j (Bq).
B. Ad eccezione dei prodotti di filiazione del radon e del toron, i valori di dose efficace impegnata per unità d'assunzione tramite ingestione e inalazione relativi a individui della popolazione, apprendisti e studenti tra i 16 e i 18 anni di età vengono forniti nelle tabelle A e B del presente allegato.
Ad eccezione dei prodotti di filiazione del radon e del toron, i valori di dose efficace impegnata per unità d'assunzione tramite ingestione e inalazione relativi a lavoratori esposti, apprendisti e studenti di 18 o più anni di età vengono forniti nella tabella C del presente allegato.
Quanto all'esposizione degli individui della popolazione, la tabella A include, per l'ingestione, i valori corrispondenti a diversi fattori f1 di transit intestinale relativi a bambini piccoli e persone anziane. Sempre per quanto riguarda l'esposizione degli individui della popolazione, la tabella B include, per l'inalazione, valori relativi a diversi tipi di ritenzione polmonare con valori f1 appropriati per il componente dell'assunzione espulso nel tratto gastrointestinale. Se le informazioni su questi parametri sono disponibili, viene utilizzato il valore appropriato; altrimenti, è utilizzato il valore più restrittivo. Per quanto riguarda l'esposizione professionale, la tabella C include, per l'ingestione, valori corrispondenti a diversi fattori f1 di transit intestinale e, per l'inalazione, valori relativi a diversi tipi di ritenzione polmonare, con valori f1 appropriati per il componente dell'assunzione espulso nel tratto gastrointestinale.
La tabella D presenta fattori f1 di transit intestinale per elemento e per composti, relativi a lavoratori e, ove opportuno, individui della popolazione nei casi di assunzione tramite ingestione. La tabella E presenta tipi di assorbimento polmonare e fattori di transit intestinale f1, sempre per elemento e per composti, relativi a lavoratori esposti, apprendisti, studenti di 18 o più anni di età, nei casi di assunzione tramite inalazione.
Per gli individui della popolazione i tipi di assorbimento polmonare e i fattori di transit intestinale f1 devono tener conto della composizione chimica dell'elemento in base agli orientamenti internazionali disponibili. In generale, se non sono disponibili informazioni su questi parametri, viene utilizzato il valore più restrittivo.
C. Per i prodotti di filiazione del radon e del toron si applicano i seguenti fattori convenzionali di conversione che esprimono la dose efficace per unità di esposizioni all'energia potenziale alfa (Sv per J.h.m-3):
Radon nelle abitazioni:1,1
Radon sui luoghi di lavoro: 1,4
Toron sui luoghi di lavoro: 0,5
Energia potenziale alfa (dei prodotti di filiazione del radon e del toron): l'energia totale alfa emessa in fine durante il decadimento dei prodotti di filiazione del radon e del toron nel corso della catena di decadimenti, fino al 210Pb escluso per i prodotti di filiazione del 222Rn e fino al 208Pb stabile per i prodotti di filiazione del 220Rn. L'unità di misura è il Joule (J). Per l'esposizione a una data concentrazione in un determinato periodo di tempo, l'unità è il J.h.m-3.
D. Tabelle:
a) Coefficienti della dose di ingestione per individui della popolazione.
b) Coefficienti della dose di inalazione per individui della popolazione.
c) Coefficienti della dose di inalazione e di ingestione per i lavoratori.
d) Valori di f1 per il calcolo dei coefficienti della dose di ingestione.
e) Tipi di assorbimento polmonare e valori di f1 delle composizioni chimiche degli elementi per il calcolo dei coefficienti della dose di inalazione.
>SPAZIO PER TABELLA>
>SPAZIO PER TABELLA>
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