ASPETTI OPERATIVI DI RADIOPROTEZIONE

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1 CORSO DI FORMAZIONE Sezione INFN di Torino ASPETTI OPERATIVI DI RADIOPROTEZIONE Prof. Claudio Manfredotti Servizio Centralizzato di Esperto Qualificato Università degli Studi di Torino 1 SOMMARIO I nuovi concetti di legge Le norme per le pratiche autorizzative La classificazione delle zone e dei lavoratori I criteri di radioprotezione nei laboratori radioisotopi La problematica radon 2

2 IL QUADRO LEGISLATIVO Legge n. 1860/ Impiego pacifico dell energia nucleare DPR n. 185/1964 Protezione sanitaria dei lavoratori e della popolazione contro i rischi delle radiazioni ionizzanti DLGS n. 230/1995 Attuazione delle direttive EURATOM in materia di radiazioni ionizzanti DLGS n. 241/2000 Attuazione della direttiva 96/29 EURATOM in materia di protezione della popolazione e dei lavoratori contro i rischi derivanti dalle radiazioni ionizzanti DLGS n. 187/2000 Attuazione della direttiva 97/43 EURATOM in materia di protezione sanitaria delle persone contro i pericoli delle radiazioni ionizzanti connessi ad esposizioni mediche 3 PRINCIPI ISPIRATORI DELLA LEGGE ATTUALE Principio di giustificazione Le attività che comportano rischio da radiazioni ionizzanti devono essere giustificate in base alla loro unicità ed ai loro benefici Principio di ottimizzazione della protezione Le esposizioni alla radiazioni ionizzanti devono essere mantenute al più basso livello di rischio ragionevolmente ottenibile, su base economica e sociale ( criterio ALARA : As Low As Reasonably Achievable ) Principio di limitazione delle dosi La somma delle dosi ricevute non deve superare i limiti prescritti 4

3 CONCETTO DI DOSE Le radiazioni prodotte dalle sorgenti radioattive e dai generatori di radiazioni interagiscono con la materia trasferendo energia. Tale apporto di energia negli organismi viventi produce la ionizzazione ( generazione di ioni e di elettroni ) delle molecole o del materiale attraversato La dose di energia assorbita dalla materia caratterizza questo trasferimento di energia Gli effetti possono essere rilevanti o più o meno dannosi a seconda della dose di radiazioni ricevuta e del tipo di radiazione ( ionizzazione specifica per unità di percorso 5 LA MISURA DELLA DOSE L unità di misura della dose assorbita è il Gray ( simbolo Gy ): 1 Gray( Gy) = 1 Joule ( J) assorbito da 1 chilogrammo (Kg) di materia Per tener conto degli effetti biologici delle dosi assorbite si è introdotto il concetto di dose equivalente, che tiene conto del danno prodotto dai vari tipi di radiazione ionizzante a parità di dose. L unità di misura della dose equivalente è il Sievert ( Sv ) : a titolo d esempio per radiazioni gamma e beta 1Gy= 1Sv, mentre per radiazioni alfa 1 Gy dà luogo ad una dose equivalente di 20 Sv. Di uso più comune è il millisievert ( msv ) 6

4 DATI DOSIMETRICI PER ESAMI CON RAGGI X Radiografia al torace : 0.1 msv Radiografia dell addome : 1 msv Radiografia del tubo digerente : 5 msv Mammografia : 1 msv Urografia : 3 msv Colecistografia : 1.5 msv Esame TAC all addome : 10 msv Esame TAC al cranio : 5 msv 7 EFFETTI BIOLOGICI DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI Effetti immediati ( o deterministici ) si manifestano sempre al di sopra di una certa soglia di dose in un tempo breve e per tutti la gravità dei danni aumenta con la dose Effetti a lungo termine ( o stocastici ) possono provocare tumori di vario tipo si manifestano in modo aleatorio, non prevedibile se non su base probabilistica la probabilità viene ricavata da dati epidemiologici riguardanti in genere dosi elevate 8

5 Classificazione delle aree e dei lavoratori Limiti di dose efficace e di dose equivalente La dose equivalente nel tessuto o in un organo si calcola con il prodotto della dose effettivamente assorbita espressa in Gray ( 1 Gy = 1 joule/kg ) per un fattore di ponderazione W R dipendente dalla radiazione stessa. Il fattore di ponderazione w è pari a 1 per raggi X, gamma ed elettroni, 5 per i protoni, da 5 a 20 per i neutroni dipendentemente dalla loro energia e 20 per particelle alfa o ioni pesanti. La dose efficace viene calcolata dalla somma dei contributi delle dosi equivalenti ai vari organi o tessuti, causate da irradiazioni esterne ed interne, moltiplicati per un fattore ponderale dell organo stesso. Il fattore ponderale varia da 0.2 per le gonadi a 0.01 per la pelle. Dose equivalente e dose efficace si esprimono in Sievert ( Sv ) 9 Limite di dose efficace per la popolazione 1 msv per anno solare per i lavoratori esposti 20 msv per anno solare oppure 150 msv al cristallino o 500 msv alle estremità La valutazione della dose efficace tiene conto della dose efficace da esposizione esterna e della somma delle dosi impegnate per ingestione e per inalazione, calcolate in base alle introduzioni (espresse in Bq ) ed al fattore di dose impegnata per unità di introduzione ( espresso in Sv/Bq ). Questo fattore dipende dalla tipologia e forma chimica del radionuclide nonchè dall età dell individuo. 10

6 Classificazione dei lavoratori I lavoratori sono classificati in base alla possibilità o rischio di superamento di uno dei limiti indicati in tabella Dose efficace Esposti Cat. A 6mSv Esposti Cat. B 1mSv Popolazione < 1 msv Dose equivalente al cristallino 45 msv 15 msv < 15 msv Dose equivalente alle estremità o alla pelle 150 msv 50 msv < 50mSv 11 Classificazione delle zone La zona classificata è un ambiente di lavoro sottoposto a regolamentazione per motivi di radioprotezione e ad accesso segnalato Zona controllata -accesso segnalato e regolamentato -rischio di superamento dei limiti per il personale esposto di Ctg. A - controllo ambientale periodico da parte di un E. Q. e controllo dosimetrico periodico del personale classificato Zona sorvegliata - accesso segnalato - rischio di superamento dei limiti annuali per la popolazione 12

7 Obblighi dei lavoratori esposti Cat. A Sorveglianza medica semestrale da parte di un Medico Autorizzato Cat. B Sorveglianza medica annuale da parte di un Medico Autorizzato o di un Medico Competente Nelle zone controllate e sorvegliate viene effettuata la sorveglianza fisica della radioprotezione e la valutazione delle dosi al personale - Nelle zone controllate e - se necessario - nelle zone sorvegliate viene effettuato il servizio dosimetrico personale ( e ambientale per le valutazioni di dose ) 13 Contributi della radiazione naturale alla dose media Internal : cibi e bevande Gamma : irraggiamento dalla crosta terrestre Valore medio italiano 1.8 msv/anno 14

8 Variazione della dose oraria con la quota 15 IRRADIAZIONE Conoscenza Tempo Distanza Schermature Criteri di protezione dalle radiazioni CONTAMINAZIONE ( IRRADIAZIONE INTERNA ) Pulizia degli ambienti e dei posti di lavoro Destinazione unica dei laboratori radioisotopi Controllo sistematico delle superfici di lavoro Uso paziente e metodico degli indumenti protettivi ( camici, guanti, ecc. ) 16

9 SORGENTI RADIOATTIVE Generatori di raggi X - in base all energia massima dei raggi X Sorgenti radioattive sigillate e non sigillate (*)(**)(***) in base all attività contemp. detenuta o impiegata su base annua Sorgenti di neutroni in base al rateo di emissione al secondo (n/s) Impianti nucleari ( acceleratori, reattori, ecc. ) legislazione particolare (*)Le sorgenti non sigillate possono dare luogo, in condizioni normali d uso, a dispersione nell ambiente. (**) Le sorgenti sigillate possono essere di tipo riconosciuto ( art. 26 ) (***) Le sorgenti sigillate hanno limiti autorizzativi più elevati delle sorgenti non sigillate 17 ATTIVITA DELLE SORGENTI RADIOATTIVE Una sorgente radioattiva compie un certo numero di disintegrazioni al secondo ed in ognuna di queste il radionuclide si trasforma in un altro emettendo radiazioni ( alfa, beta, gamma ) L unità di misura dell attività è il Becquerel ( Bq) che si riferisce ad una disintegrazione al secondo. Il vecchio Curie ( Ci) indicava disintegrazioni al secondo L attività non indica il numero di particelle ( alfa, beta, gamma ) emesse al secondo. Ogni disintegrazione può comportare anche meno di una o più di una emissione al secondo dipendentemente dallo schema di decadimento L attività decade nel tempo e si dimezza ad ogni emivita o tempo di dimezzamento, caratteristico unicamente del tipo di sorgente o radionuclide 18

10 Decadimento delle sorgenti radioattive L attività ( in Bequerel o disintegrazioni al secondo ) delle sorgenti radioattive diminuisce nel tempo con una legge esponenziale. Per comodità si usa l emivita o il tempo di dimezzamento fisico, T 1/2 che è il tempo necessario per ridurre alla metà sia l attività che il numero di radionuclidi che devono ancora decadere. Nel caso di contaminazione con sorgenti non sigillate diventa importante il tempo di dimezzamento biologico. Il tempo di dimezzamento effettivo viene dato dalla media armonica tra i due tempi ( fisico e biologico ) Ogni decadimento corrisponde all emissione di radiazioni con una certa probabilità, che si indica come branching ratio o rapporto di ramificazione del decadimento, che può essere molto complesso, come si è visto. 19 Valori delle energie massime di emissione beta e delle più importanti emissione gamma di diversi radionuclidi, tempi di dimezzamento radioattivo, biologico ed effettivo, organi critici di accumulo e tempi di dimezzamento biologico relativi Radionucli de E max (kev) T 1/2 (d) T b (corpo) (d) T eff (d) Organo critico 3 H 18.6 β CORPO C β OSSO S β PELLE P 1710 β OSSO P β OSSO Cr 320 β CORPO Ca β OSSO I 30 γ TIROIDE I γ TIROIDE Fe β POLMONI γ OSSO 65 Zn 1115 γ MUSCOLO 1959 T b (organo critico) (d) 20

11 21 22

12 23 Tabella delle sorgenti detenute dalla Sezione INFN di Torino Sigla Radionuclide/emiss Attività Attività T 1/2 ione 1/1/90 1/1/2002 A1 Am-241,alfa 74 KBq 72.7 KBq 433 y A4 Am-241, alfa 3.7 KBq 3.64 KBq 433 y B2 Sr-90, beta 51.8 MBq MBq 28 y B3 Ru-106, beta KBq decaduta d A10 Na-22, beta+ 111 KBq 5.9 KBq 2.6 y C1 Co-60, gamma 7.15 KBq 1.68 KBq 5.26 y C7 Am-241, gamma 370 MBq MBq 433 y C8 Am-241, gamma 370 MBq MBq 433 y C9 Co-57, gamma 174 KBq decaduta 271 d C9/A Co-57, gamma 368 MBq 5.6 KBq 271 d C10 Cs-137, gamma 3.26 GBq 2.53 GBq 30 y C11 Cs-137, gamma 23 MBq MBq 30 y C12 Fe-55, gamma 15.4 KBq 898 Bq 2.68 y C13 Fe-55, gamma 34.8 MBq 2.03 MBq 2.68 y C14 Fe-55, gamma 29.6 KBq 1.73 KBq 2.68 y N1 Ra-226/Be, neutr. 74 MBq MBq 1600 y N2 Pb-210/Be, neutr MBq 13.1 MBq 22.2 y N3 Am-241/Be, neutr GBq 1.09 GBq 433 y 24

13 Quadro sorgenti radioattive da utilizzare nei locali del Lab. Sincrotrone Sorgenti β/γ Attività ( mci ) (*) Rateo di emissione (n/s) Distanza di sicurezza (**) Sr m Am m Am m (***) Cs m Cs m Sorgenti neutroniche Ra-Be m Po-Be m Am-Be m (*) 1 mci = 37 MBq (**) Distanza alla quale il rateo di dose equivalente è pari a 25 µsv/h (***) Sorgente a energia X variabile 25 Misure di dose ambientale in prossimità ( 0.5 metri ) dei pozzi e delle casseforti contenenti le sorgenti Pozzo 1 Pozzo 5 Cassaforte 3 Sorg/schermature Sorg. Neut. Pb + paraff. Sorg. γ intense Pb + cls Sorg β/γ Dose oraria ambientale 0.4 µsv/h n 0.1 µsv/h γ µsv/h 0.05 µsv/h Cassaforte 4 Sorg β/γ 0.05 µsv/h 26

14 RADIAZIONI DIRETTAMENTE IONIZZANTI Percorso ( range ) definito (almeno come valore massimo ) Perdita di energia ( ionizzazione ) dipendente dalla massa e dal quadrato della carica Particelle leggere ( elettroni o particelle beta ) Distribuz. di energia ( Fermi plot ) Particelle pesanti ( protoni, particelle alfa ) Energia definita ( MeV ) RADIAZIONI INDIRETTAMENTE IONIZZANTI Attenuazione esponenziale dell intensità ( o della dose oraria ) Valori elevati della lunghezza di attenuazione a ½ ( spessore emivalente ) o a 1/e Raggi gamma, X ( prod. elettroni ) e neutroni ( prod. protoni, alfa, nuclei di rinculo ) Energia definita ( gamma, X caratteristici ) o distribuita ( raggi X da frenamento ) Larghe distribuzioni di energia ( neutroni ) Effetto della moderazione ( mat. idrogenato ) Basso LET ( gamma, X ), alto LET ( neutroni ) ( LET = Linear Energy Transfer, trasferimento di energia per unità di percorso ) 27 Comportamento delle particelle pesanti ( ad es. alfa ) 28

15 Comportamento delle particelle pesanti Picco di Bragg 29 Spettri energetici dei raggi beta 30

16 Range o percorso massimo ed estrapolato 31 Schemi di decadimenti beta con emissioni gamma 32

17 Esempio costruttivo di una sorgente gamma 33 Spettro energetico del Co-60 34

18 Ra-226 Il Radio 226 appartiene alla catena radioattiva dell Uranio-238 e nello spettro di emissione compaiono tutti i radionuclidi con cui si trova in equilibrio ( i cosiddetti figli ) 35 Esempio costruttivo di una sorgente beta 36

19 SPECIFIC GAMMA RAY EMISSION Radionuclide µgy/h at 1 m from 1 MBq Americium Chromium x-rays (5 kev) Cobalt Copper Gallium Gold x-rays (70 kev 2.7% + 9 kev 1.3%) Iodine Iodine x-rays (5 kev 0.6% + 30 kev 5%) Iron Manganese x-ray (5 kev 24%) Molybdenum Radium Rubidium Ruthenium Scandium Selenium Sodium Technetium - 99 (x-ray 18 kev) gamma ray (140 kev 90%) Xenon Zinc

20 Stima dell esposizione oraria a distanza per sorgenti gamma I valori della costante Γ variano tra 0.04 e 1 R/h per 1 m le sorgenti di taratura sono tipicamente di 1 µci : 1 m al massimo abbiamo 1 µr/h di esposizione 10 cm ( distanza delle mani ) avremo 100 µr/h ossia 1 µgy/h quindi al massimo una sorgente da 1 µci o 37 KBq fornisce un esposizione oraria di 1 µgy/h alla distanza di 10 cm ( 1 R ~1 rad ~10 mgy ~10 msv ) immaginando che il corpo si trovi a 10 cm di distanza, ci vorranno 1000 ore/ anno per raggiungere il limite massimo per la popolazione ( 1 msv ) 39 Generatori di raggi X 40

21 Stima dell esposizione oraria per generatori di raggi X Dalla figura precedente abbiamo 10 mgy/(maxmin) di esposizione sul fascio 1 m a 100 kv di accelerazione degli elettroni con 2 mm Al di filtrazione Radiazione diretta : una lastra di 1 s scattata a 50 cm fornisce una dose di 10x4/60 = 0.66 mgy e quindi 0.66 msv con 2 lastre di questo tipo si supera il limite di dose annua per la popolazione ( ma gli esami radiografici non sono conteggiati ) Radiazione diffusa da un oggetto ( o dai muri o dal pavimento ) : per una diffusione a 90 da un oggetto di 400 cm 2 si ha una dose ( o meglio un kerma in aria ) di circa 0.1 % a 1 m dall oggetto rispetto alla radiazione diretta sempre alla distanza di 1 m dal generatore 41 Attenuazione della radiazione X/gamma - Schermature L attenuazione che varia con lo spessore secondo exp(-µx) -avviene tramite generazione/diffusione di elettroni per effetto fotoelettrico (è un effettivo assorbimento, domina alle basse energie, cresce fortemente con il numero atomico ) Compton ( è una diffusione con assorbimento parziale, domina ad energie intermedie, cresce solo linearmente con il numero atomico ) creazione di coppie ( è un effettivo assorbimento, ma la generazione di un positrone fornisce un gamma da 0.5 MeV, domina alle alte energie, cresce con il quadrato del numero atomico ) quindi conviene usare materiali a più elevato numero atomico ( o a più elevato numero di elettroni per unità di volume ) 42

22 Fotoelettrico Compton Coppie I coefficienti di attenuazione massica sono espressi in relazione alla densità e sono simili tra loro per numeri di massa simili 43 Coefficienti di assorbimento massico Piombo Ioduro di sodio Alluminio 44

23 Andamento dello spessore emivalente in piombo in fz. dell energia D = D o 2 -n n = numero di spessori emivalenti ( SEV o HVL ) 0.5 mm 0.06 mm 80 KeV 45 VALORI DEL SEV O HVL ( STRATO EMIVALENTE ) E DEL DVL (STRATO DECIVALENTE) PER DIVERSE RADIAZIONI GAMMA Il SEV ( HVL) o strato emivalente è dato dallo spessore (in mm o in cm) di un determinato materiale che riduce a metà il rateo d'esposizione o di dose assorbita del fascio incidente. Il DVL o strato decivalente è dato dallo spessore (in mm o in cm) di un determinato materiale che riduce di un fattore 10 il rateo d'esposizione o di dose assorbita del fascio incidente. RADIONUCLIDE HVL (Pb) DVL (Pb) HVL (acqua) DVL (acqua) I µm 100 µm 2 cm 6.6 cm I cm 0.83 cm 19.5 cm 65 cm Fe cm 4 cm 23 cm 76 cm Cr cm 0.63 cm 22 cm 73 cm Zn-65 1 cm 3.3 cm 23 cm 76 cm 46

24 Attenuazione dei raggi X in piombo ( radiologici ) Potenziali di accelerazione ~ doppio dell energia media o efficace 47 Attenuazione dei raggi gamma in piombo Per avere un attenuazione di un fattore 1000 con il Cs-137 ( KeV ) sono necessari quasi 7 cm di Pb 48

25 Attenuazione dei raggi gamma in calcestruzzo Per avere un attenuazione di un fattore 1000 per il Cs-137 ( KeV ) in cls sono necessari quasi 60 cm di spessore 49 Percorsi in acqua ed in aria delle particelle direttamente ionizzanti Acqua elettroni 100 µm 1 mm 1 µm 100 KeV Non è sbagliato supporre in acqua 1 mm per MeV ed in aria ( 1000 volte meno densa ) 1 m per MeV 50

26 Percorsi massimi per gli elettroni 51 PERCORSI DEGLI ELETTRONI DI ENERGIA MASSIMA EMESSI DA VARI RADIONUCLIDI IN ARIA ED ACQUA ( RELAZIONE DI KATZ-PENFOLD ) PERCORSO MASSIMO DEI RAGGI BETA (ELETTRONI) RADIONUCLIDE IN ARIA IN ACQUA H mm 5.8 µm C cm 0.28 mm Ca cm 0.62 mm S cm 0.32 mm P cm 7.8 mm P cm 0.59 mm Fe cm 1.5 mm I cm 1.7 mm 52

27 Schermature per raggi beta o elettroni Usare una schermatura di spessore pari al range massimo dei raggi beta ( di energia media o anche massima ) Il materiale dev essere di basso numero atomico : a causa dell emissione della radiazione di frenamento ( Bremsstrahlung ) che cresce con Z ( numero atomico ) e con l energia dei beta, i materiali ad alto Z generano radiazione X più difficile da schermare Mettere dopo la schermatura un materiale ad alto Z per attenuare la radiazione di frenamento Porsi ad una distanza maggiore del range degli elettroni in aria 53 Interazione dei neutroni con la materia Problemi : Ampio intervallo di energie Neutroni termici, epitermici, veloci ( ev 20 MeV ) Grande numero di reazioni possibili Diffusione elastica, anelastica, reazioni (n,2n ), cattura radiativa ( n, γ ), produzione di particelle cariche ( n,p ), fissione ( n, f ), spallazione (n, sciame di nucleoni ) Comportamento diverso nei vari materiali ( numero di massa ) Elementi leggeri ( moderazione, risonanze con cattura radiativa o produzione di particelle pesanti ), elementi medi ( diffusione elastica ), elementi pesanti ( diffusione elastica, diffusione anelastica Fe, W -, cattura Cd 7200 ev ) 54

28 Fattori relativi all attenuazione dei neutroni nella materia Lunghezza di rallentamento o di rilassamento ( riduzione dell energia del neutrone di un fattore 1/e ) Calcolo con la teoria del trasporto o con il metodo Monte Carlo (MCNP) Presenza quasi inevitabile di gamma di cattura ( anche più penetranti dei neutroni in materiali a basso Z ) Attenuazione da esprimersi come andamento dell indice di equivalente di dose per unità di fluenza ( Sv cm 2 ) per tener conto del diverso fattore di qualità alle varie energie del neutrone Uso di materiali idrogenati ( 30 % di perdita di energia per urto su H ), ma l energia media per neutroni veloci cambia poco Accoppiamento materiali pesanti materiali idrogenati per avere assorbimento e moderazione o rallentamento ( Fe-politene ) e per attenuare i gamma di cattura ( politene-pb ) 55 Attenuazione dei neutroni in materiali idrogenati Politene Cls 56

29 Sorgenti : Am-Be e Cf-252 Variazione dell energia media in fz. dello spessore 57 Esempio di calcolo di una schermatura per una sorgente di Am-Be Sorgente da 10 7 n/s 1 mt ( angolo solido ) abbiamo circa 80 n/cm 2 s, che ad un energia media di 4 MeV equivalgono a circa 0.1 msv/h ( da tabella o anche dalla Fig successiva : da per neutroni termici a 580 n/cm 2 s per avere 1 msv/h ) Con 20 cm di acqua o politene si ottiene un attenuazione di un fattore 10 : si scende quindi a 10 µsv/h Alla distanza di 1 m in queste condizioni si può rimanere per 100 ore/anno senza superare il limite annuo per la popolazione ( 1 msv ) 58

30 Le sorgenti di neutroni sono costituite da una sorgente radioattiva ( in genere alfa )circondata da un materiale caratterizzato da una elevata sezione d urto per la produzione di neutroni. Ad esempio, l Am-241 emette alfa di qualche MeV e con il Be-9 si ha la reazione ( α, n ) Ad esempio 1 mci ( 37 MBq ) di Am-241 fornisce n/s 59 Produzione di raggi γ in cls basse energie, grandi spessori Schermi misti per neutroni Fe-politene A 3MeVper 1mt di cls il rapporto γ/n è 1 60

31 Fattore di qualità in funzione del potere frenante Fattore di qualità per i fotoni 61 Fattori di qualità per la radiazione neutronica 62

32 La problematica radon e delle sorgenti naturali Distinzione tra pratica ed intervento : Pratica : principio di giustificazione, di ottimizzazione della protezione e di limite della dose individuale e del rischio Intervento : principio di miglioramento ( senza giustificazione per gli eventuali costi sociali ) e di massimizzazione del beneficio ICRP 65 : L esposizione al radon, in quanto ubiquitaria, viene esclusa dal sistema delle esposizioni professionali. I lavoratori che non sono occupazionalmente esposti sono considerati come persone del pubblico

33 RADON Si abbandona la distinzione tra edifici costruiti e da costruire Unico livello d azione : 3 10 msv/anno Nuovi fattori di conversione tra la concentrazione di radon e la dose individuale, per cui il livello d azione per gli edifici scende a Bq/mc Applicazione dei nuovi livelli d azione anche ai lavoratori non occupazionalmente esposti : per 2000 ore lavorative/anno, il livello d azione nei luoghi di lavoro risulta di Bq/mc Quindi : Azioni di rimedio per riportare il livello di radon al di sotto del limite fissato dai singoli Stati In caso negativo, si passa alla pratica, con definizione delle aree lavorative a rischio radon, monitoraggio ambientale e, se necessario personale. 65 Legislazione italiana : art. 10 del DLgs. 241/2000 Differenziazione dei luoghi di lavoro : Cat. a : attività lavorative per lavoratori e persone del pubblico in ambienti sotterannei Cat. b: attività lavorative simili alle precedenti in luoghi diversi ma ben determinati e con caratteristiche specifiche Cat. c: attività lavorative con stoccaggio o uso di materiali non considerati radioattivi ma contenenti radionuclidi naturali Cat. d: attività lavorative che producono residui con radionuclidi naturali Cat. e: stabilimenti termali Cat. f : personale operativo su aerei o simili 66

34 67 Quadro operativo per il radon Cat. lavorative a e b Misure entro 2 anni < 500 Bq/mc > 400 Bq/mc > 500 Bq/mc Nessun obbligo < 500 Bq/mc 1 anno per ripetere la misura 3 anni per rimedio Ripetere la misura Comunicaz. ARPA,. Lavoratori esposti > 500 Bq/mc 68

35 Quadro operativo per il radon Categorie lavorative c, d, e Iter analogo al precedente Il livello di riferimento scende a 1 msv/anno ( 150 Bq/mc ) 69 FINE 70