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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, si è deciso di non indicare coefficienti di dose per questi dodici radionuclidi nella versione rivista 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 dimezzamento 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 nel tessuto (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 (10⁹ Bq).

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 dose direzionale).

9–12 Livello di esenzione, livello di licenza e vincoli

9 Livello di esenzione 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 radionuclidi con un tempo di dimezzamento breve, i livelli di esenzione calcolati nel rapporto della Brenk Systemplanung sono spesso superiori a quelli dell'attività specifica applicabili a piccoli quantitativi di materia, definiti nelle 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 materia 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 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 colonna 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