Ordinanza del DFI sulla dosimetria individuale e ambientale

(Ordinanza sulla dosimetria, ODos)

del 29 gennaio 2026 (Stato 1° marzo 2026)

Il Dipartimento federale dell’interno (DFI), d’intesa con l’Ispettorato federale della sicurezza nucleare,

visti gli articoli 53 capoverso 4, 61 capoversi 4 e 5, 77, 167 capoverso 4
e 191 capoverso 5 dell’ordinanza del 26 aprile 2017¹sulla radioprotezione (ORaP),

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Capitolo 1: Disposizioni generali

Art. 1 Oggetto

La presente ordinanza disciplina le disposizioni tecniche concernenti la dosimetria individuale e ambientale, in particolare i requisiti relativi ai sistemi di dosimetria, all’esecuzione della dosimetria e alla valutazione della dose.

Art. 2 Definizioni

Alla presente ordinanza si applicano le definizioni di cui all’articolo 2 e agli allegati 1 e 4 ORaP, nonché quelle di cui all’allegato 1 della presente ordinanza.

Art. 3 Vigilanza

Le autorità di riconoscimento di cui all’articolo 68 ORaP sono competenti per la vigilanza sui servizi di dosimetria individuale.

Art. 4 Oggetto del riconoscimento di un servizio di dosimetria individuale

Il riconoscimento del servizio di dosimetria individuale si estende in particolare ai seguenti oggetti:

1. determinazione delle grandezze di misura;
2. tipi di radiazioni e di radionuclidi misurati;
3. metodi di misura applicati;
4. specificazioni tecniche dei sistemi di dosimetria;
5. formato della notifica delle dosi.

Art. 5 Pubblicazione del riconoscimento

Le autorità di riconoscimento pubblicano l’elenco dei servizi di dosimetria individuale.

Art. 6 Rilevamento delle componenti essenziali della dose

1. Se è dimostrato che la dose efficace dovuta a un tipo di radiazione non è superiore al 10 per cento rispetto all’intera dose annua di una persona, d’intesa con l’autorità di vigilanza si può rinunciare alla misurazione individuale di questa componente.
2. Per i lavori effettuati nelle zone di cui all’articolo 82 ORaP, d’intesa con l’autorità di vigilanza, si può rinunciare alla valutazione individuale della dose efficace risultante dall’incorporazione di radionuclidi che, complessivamente, non forniscono un contributo superiore a 1 mSv della dose annua di una persona.
3. Se in un’area di lavoro di cui all’articolo 81 ORaP viene superata un’utilizzazione annua specifica del radionuclide di 200 livelli di licenza (LA) per un’attività con sorgenti radioattive non sigillate o di 20 LA per attività con sorgenti volatili o gassose, deve essere eseguita una sorveglianza dell’incorporazione secondo l’articolo 33. L’autorità di vigilanza può fissare valori più elevati in un’area di lavoro se sono disponibili misure di protezione atte a ridurre il rischio d’incorporazione.

Art. 7 Dosimetria delle persone mobilitate in caso di aumento di radioattività

1. I valori di dose valutati per le persone mobilitate sono verbalizzati e tenuti a disposizione dell’Ufficio federale della sanità pubblica (UFSP).
2. La dosimetria può essere eseguita da un servizio di dosimetria individuale riconosciuto.
3. Se si sospetta un’incorporazione, si deve procedere a una sorveglianza dell’incorporazione secondo l’articolo 33.
4. In campi di radiazioni sufficientemente conosciuti si può rinunciare alla misura individuale della dose individuale, a condizione che essa sia determinata mediante calcolo.

Art. 8 Scopo della dosimetria ambientale

Al fine di garantire la protezione della popolazione, la dosimetria ambientale è utilizzata per determinare l’equivalente di dose ambientaleH *(10) all’esterno delle aree sorvegliate e controllate di un’azienda, con il fine di:

1. rilevare la radiazione diretta e la radiazione riflessa o diffusa proveniente dalle aziende;
2. valutare le deviazioni rispetto alla radiazione di fondo naturale dovuta alla presenza di sostanze radioattive nell’ambiente o alla radiazione cosmica;
3. stimare la distribuzione della dose nell’ambiente in seguito a incidenti.

Capitolo 2: Esposizione esterna di persone alle radiazioni

Sezione 1: Esecuzione della dosimetria

Art. 9 Modalità per l’utilizzo del dosimetro per il corpo intero

1. Il dosimetro per il corpo intero deve essere portato all’altezza del petto; le donne in stato di gravidanza devono portarlo all’altezza del ventre.
2. Il dosimetro deve essere indossato secondo le istruzioni fornite dal servizio di dosimetria individuale che lo ha fornito.
3. In singoli casi, l’autorità di vigilanza può prescrivere un’altra modalità.

Art. 10 Utilizzo di più dosimetri

1. Le persone sorvegliate devono portare più dosimetri quando il valore della dose misurato da un singolo dosimetro non è rappresentativo della dose efficace a causa dell’inomogeneità del campo di radiazioni.
2. L’autorità di vigilanza stabilisce nel singolo caso:
   1. il metodo di valutazione della dose efficace sulla base delle dosi delle diverse parti del corpo;
   2. le modalità di notifica del servizio di dosimetria individuale.
3. Le persone professionalmente esposte alle radiazioni e che operano in radiologia interventistica devono, conformemente all’articolo 11, indossare un secondo dosimetro per il corpo intero quando si trovano in vicinanza immediata del paziente.
4. Per le attività di radiologia interventistica, il titolare dell’autorizzazione effettua uno studio del posto di lavoro per tutte le persone presenti che non si trovano in vicinanza immediata del paziente. Questo studio comprende una stima individuale della dose, effettuata mediante due dosimetri conformemente all’articolo 11. Lo studio deve essere ripetuto se la situazione di esposizione di una persona cambia. Sulla base delle dosi valutate al di sopra del grembiule di radioprotezione, si decide se sia necessario istituire una sorveglianza di routine delle persone interessate mediante due dosimetri.
5. L’autorità di vigilanza può esigere nel singolo caso che per altre attività siano indossati più dosimetri.

Art. 11 Modalità d’utilizzo con un grembiule di radioprotezione

1. Il dosimetro deve essere portato sotto il grembiule di radioprotezione all’altezza del petto, oppure del ventre per le donne in stato di gravidanza. In caso di utilizzo di un secondo dosimetro, questo deve essere portato al di sopra del grembiule di radioprotezione all’altezza del petto. Il secondo dosimetro deve essere contrassegnato appositamente dal servizio di dosimetria individuale.
2. Con due dosimetri, l’equivalente di dose individuale è calcolato come segue: H totale(10) =H sotto(10) +a ∙H sopra(10) H totale(0,07) =H sotto(0,07) +H sopra(0,07)

doveH sottosignifica dose misurata sotto il grembiule di radioprotezione eH soprasignifica dose misurata sopra il grembiule di radioprotezione;a = 0,1 se il grembiule di radioprotezione non protegge la tiroide ea = 0,05 se la protegge.

3. Il titolare della licenza segnala al servizio di dosimetria individuale:

1. le persone che necessitano di un secondo dosimetro;
2. se queste portano una protezione per la tiroide.

4. Il servizio di dosimetria individuale calcola l’equivalente di dose individuale totale e segnalaH sotto,H sopraeH totaleal titolare della licenza e al registro centrale delle dosi.

Art. 12 Sorveglianza della dose individuale al cristallino

1. La dose individuale al cristallino è determinata:
   1. con un dosimetro per il cristallino e la dose individuale al cristallinoH p(3); oppure
   2. con dosimetro per il corpo intero e la dose superficiale individualeH p(0,07).
2. Per le persone professionalmente esposte alle radiazioni che lavorano in campi di radiazione inomogenei:
   1. è obbligatorio indossare un secondo dosimetro per il corpo intero sopra il grembiule oppure un dosimetro per il cristallino se la dose al cristallino può superare i 15 mSv per anno civile;
   2. è obbligatorio indossare un dosimetro per il cristallino se la dose di 15 mSv per anno civile è superata.
3. L’autorità di vigilanza può nel singolo caso richiedere che le persone professionalmente esposte alle radiazioni in campi di radiazione non omogenei, per i quali la dose superficiale individuale non è rappresentativa della dose equivalente al cristallino, indossino un dosimetro per il cristallino.
4. Il dosimetro per il cristallino deve essere indossato il più vicino possibile al cristallino più esposto, eventualmente sotto gli occhiali o la visiera di protezione.
5. In deroga al capoverso 4, l’autorità di vigilanza può consentire che il dosimetro sia indossato sugli occhiali di protezione o sulla visiera. Il fattore di correzione individuale deve essere stabilito conformemente all’articolo 13 capoverso 1.

Art. 13 Calcolo e notifica della dose al cristallino

1. L’esperto di radioprotezione, previo accordo con l’autorità di vigilanza, stabilisce un fattore di correzione individuale corrispondente af L≤ 1 e lo comunica al servizio di dosimetria individuale quando il lavoratore indossa:
   1. gli occhiali o una visiera di protezione insieme a un dosimetro per il corpo intero;
   2. un dosimetro per il cristallino fissato sugli occhiali o sulla visiera di protezione.
2. Il servizio di dosimetria individuale calcola e segnala la dose individuale al cristallino, ai sensi dell’articolo 69 ORaP, come segue, sapendo che i valoriH totale(0,07),H sotto(0,07) eH sopra(0,07) sono fissati in base all’articolo 11 capoverso 2:
   1. per un dosimetro per il cristallino:H cristallino=H p(3);
   2. per un dosimetro per il cristallino fissato sugli occhiali o sulla visiera di protezione:H cristallino=f LH* p(3); c. per un dosimetro per il corpo intero senza occhiali o visiera di protezione:H cristallino=H p(0,07); d. per due dosimetri per il corpo intero senza occhiali o visiera di protezione:H cristallino=H totale(0,07); e. per un dosimetro per il corpo intero con occhiali o visiera di protezione:H cristallino=f LH* p(0,07);
   3. per due dosimetri per il corpo intero con il grembiule di radioprotezione e con occhiali o visiera di protezione:H cristallino=H sotto(0,07) +f L**H* sopra(0,07).

Art. 14 Dosimetro per le estremità

1. Per le attività con sorgenti di radiazioni che possono comportare dosi elevate a livello delle estremità, deve essere portato anche un dosimetro per le estremità. Si tratta in particolare delle seguenti attività:
   1. manipolazioni, nelle aree di lavoro, di sorgenti di radiazioni γ con un volume annuo di utilizzo superiore a 200 LA;
   2. manipolazioni, nelle aree di lavoro, di sorgenti di radiazioni β con energia massima superiore a 1 MeV e con un volume annuo di utilizzo superiore a 200 LA;
   3. esami nell’ambito delle alte dosi della radiologia interventistica;
   4. lavori di regolazione di impianti analitici a raggi X;
   5. attività che possono comportare una dose alle estremità superiore a 25 mSv per anno civile.
2. L’autorità di vigilanza può esigere, nel singolo caso, l’impiego di un dosimetro per le estremità, qualora sussistano elementi concreti che facciano ritenere che l’esposizione effettiva non sia stata adeguatamente valutata.
3. Il dosimetro per le estremità deve essere indossato dove ci si attende la dose più elevata. Esso è orientato verso la sorgente di radiazioni.

Art. 15 Determinazione della dose alle mani nella manipolazione di sorgenti di radiazione

1. Nella manipolazione di sorgenti non sigillate la dose alle mani è calcolata con un fattore di correzione a partire dalla dose misurata dal dosimetro ad anello nel modo seguente: H extr= f E** H* p(0,07)

doveH p(0,07) è la dose misurata dal dosimetro ad anello ef Eil fattore di correzione. Salvo indicazione contraria, il fattore di correzione è pari af E= 5 . 2. Deve essere applicato un fattore di correzionef E= 5 anche in caso di manipolazione manuale di sorgenti sigillate. 3. D’intesa con l’autorità di vigilanza, il titolare della licenza può stabilire, attraverso misurazioni adeguate, fattori di correzione individuali e applicarli. 4. Il perito in radioprotezione segnala al servizio di dosimetria individuale le persone che lavorano con sorgenti sigillate o non sigillate e i rispettivi fattori di correzione. 5. Il servizio di dosimetria individuale calcola la dose individuale per le estremità e segnalaH p(0,07),f EeH extral titolare della licenza e al registro centrale delle dosi, ai sensi dell’articolo 69 ORaP.

Art. 16 Utilizzo di un dosimetro personale attivo come secondo dosimetro

L’autorità di vigilanza può esigere in singoli casi l’impiego di dosimetri personali attivi (APD) in particolare per:

1. garantire un controllo tempestivo dell’esposizione delle persone nel campo di radiazioni;
2. avviare misure in caso di raggiungimento o superamento delle soglie d’allarme;
3. informare e sensibilizzare in tempo reale le persone esposte a radiazioni sulle dosi che ricevono durante lo svolgimento di un’attività;
4. ottimizzare il comportamento delle persone esposte al campo di radiazioni e quindi ridurre la dose individuale e collettiva;
5. consentire una sorveglianza tempestiva della dose per garantire il rispetto del limite di dose per il nascituro, ai sensi dell’articolo 57 capoverso 2 ORaP.

Art. 17 Prolungamento del periodo di misura

Un prolungamento del periodo di misura di cui all’articolo 61 capoverso 3, let. a ORaP a più di un mese è possibile d’intesa con l’autorità di vigilanza, in particolare se:

1. le persone interessate sono controllate anche da un APD; o
2. esiste una dosimetria ambientale con indicazione dell’intensità di dose o con allarme.

Art. 18 Registrazione dei risultati di APD

I risultati di APD sono registrati nominativamente al termine di ogni intervento.

Sezione 2: Requisiti tecnici dei sistemi di dosimetria

Art. 19 Requisiti generali

I sistemi di misurazione di cui all’articolo 66 capoverso 2 lettera d ORaP devono permettere la determinazione delle grandezze operative di cui all’allegato 4 ORaP per la dosimetria individuale in caso di irradiazione esterna.

Art. 20 Requisiti in condizioni di esercizio normali

La deviazione del valore di doseH m, misurato in condizioni di esercizio normali, dal livello di riferimento della grandezza operativaH tdeve rimanere entro i limiti dello stato attuale della scienza e della tecnica, come descritto segnatamente nella norma ISO²14146³.

Art. 21 Requisiti per il riconoscimento

1. I sistemi di dosimetria devono adempire i requisiti di cui agli allegati 2–5.
2. Devono rispondere alle esigenze del luogo di impiego.
3. La deviazione del valore di dose misurato dall’intero sistema rispetto al livello di riferimento, nelle condizioni di riferimento di cui all’articolo 25, non deve superare ± 10 per cento.
4. L’autorità di riconoscimento può permettere nel singolo caso l’applicazione di un fattore di normalizzazione relativo alle condizioni di riferimento, se i dosimetri sono portati in un campo di radiazioni conosciuto che si differenzia sensibilmente dal campo di radiazioni di riferimento.
5. L’autorità di riconoscimento può concedere deroghe ai requisiti di cui agli allegati 2–5. A questo scopo, è necessario che il responsabile del servizio di dosimetria individuale dimostri che:
   1. il suo sistema di dosimetria è utilizzato in campi di radiazioni che forniscono un contributo di dose significativo solo in un intervallo di energia parziale;
   2. per ragioni fisiche o grazie a misure tecniche è impossibile che, durante l’esposizione, sia superato un determinato valore massimo di dose; oppure
   3. durante l’uso specifico del dosimetro, siano rispettati i requisiti della norma ISO 14146⁴.

Art. 22 Requisiti supplementari per il riconoscimento di un APD

1. Un APD deve aver superato una prova di omologazione secondo le norme tecniche riconosciute.
2. Il servizio di dosimetria individuale adotta misure adeguate e provvedimenti appropriati per garantire che i dati dosimetrici non possano essere cancellati, manipolati, modificati o alterati prima del loro trasferimento nella banca dati del servizio stesso.
3. Il servizio di dosimetria individuale effettua controlli regolari per verificare il corretto funzionamento dei dosimetri.

Art. 23 Requisiti per gli APD come secondi dosimetri

I requisiti supplementari per gli APD secondo l’articolo 16 sono stabiliti dall’autorità di vigilanza per applicazioni concrete. Essi includono:

1. i requisiti minimi di misura;
2. la taratura e la tracciabilità;
3. l’impostazione delle soglie di allarme;
4. la garanzia della qualità.

Art. 24 Misurazioni comparative

1. Nell’ambito delle misurazioni comparative di cui all’articolo 70 capoverso 2 ORaP è verificata la precisione di misura in condizioni di riferimento secondo l’articolo 25.
2. Se i valori di dose determinati dall’intero sistema, nelle condizioni di riferimento, divergono di oltre il 10 per cento dal livello di riferimento, il servizio di dosimetria individuale ne accerta la causa e, se necessario, procede a una nuova taratura del sistema di dosimetria.
3. Se nell’ambito di misurazioni comparative sono eseguiti test complementari, i requisiti di cui agli articoli 20 e 21 devono essere adempiti.

Sezione 3: Definizioni e condizioni tecniche

Art. 25 Condizioni di riferimento

Le condizioni di riferimento per il fantoccio di cui all’articolo 26, per valori di dose compresi tra 3 e 10 mSv, sono definite per i campi di radiazioni seguenti:

1. fotoni: sorgente di cesio 137;
2. elettroni: sorgente di stronzio/ittrio 90;
3. neutroni: sorgente di americio/berillio 90.

Art. 26 Definizione del fantoccio

1. Il fantoccio per i dosimetri individuali, con cui vengono misurate la dose superficiale individualeH p(0,07) e la dose profonda individualeH p(10), corrisponde al fantoccio piano ISO secondo la norma ISO 4037-3⁵.
2. Il fantoccio per i dosimetri per il cristallino, con cui viene misurata la dose individuale al cristallinoH p(3), corrisponde al fantoccio cilindrico ISO secondo la norma ISO 4037-3.
3. I fantocci per i dosimetri delle estremità, con cui viene misurata la dose individuale alle estremitàH p(0,07), corrispondono ai fantocci tronco e colonna ISO secondo la norma ISO 4037-3.

Art. 27 Grandezze di misura

1. Le grandezze operative per la dosimetria individuale sono ricavate, mediante i coefficienti di conversione di cui all’articolo 29, dalle seguenti grandezze di misura:
   1. profilo delkerma nell’aria (K a) per fotoni;
   2. dose assorbita nell’aria (D a) o fluenza (Φ ) per elettroni;
   3. fluenza (Φ ) per neutroni.
2. La tracciabilità dei sistemi di misura rispetto a standard nazionali o internazionali deve avvenire attraverso le grandezze di cui al capoverso 1.

Art. 28 Geometria di irradiazione per fotoni e neutroni

La geometria di irradiazione deve essere conforme alle norme ISO 4037⁶(radiazioni fotoniche), ISO 8529⁷(radiazioni neutroniche) e ISO 6980⁸(radiazioni beta).

Art. 29 Campi di radiazioni di riferimento e coefficienti di conversione

I campi di radiazioni di riferimento e i coefficienti di conversione devono essere conformi alle norme ISO 4037⁹(radiazioni fotoniche), ISO 8529¹⁰(radiazioni neutroniche) e ISO 6980¹¹(radiazioni beta).

Art. 30 Condizioni per il controllo

Il controllo della dipendenza energetica e direzionale, nonché quello della riproducibilità, è effettuato conformemente ai metodi descritti nelle norme IEC¹²62387¹³per i dosimetri passivi e IEC 61526¹⁴per i dosimetri attivi. Per i dosimetri neutronici passivi si applica la norma ISO 21909¹⁵. Deroghe alle norme possono essere concesse dall’autorità di riconoscimento competente, qualora la loro applicazione non sia tecnicamente possibile, pertinente o appropriata.

Art. 31 Fading

1. L’effetto difading sul livello di dose è valutato durante un periodo di misura.
2. Il controllo è effettuato conformemente ai metodi descritti nelle norme IEC 62387¹⁶per i dosimetri passivi. Per i dosimetri neutronici passivi si applica la norma ISO 21909¹⁷. Deroghe alle norme possono essere concesse dall’autorità di riconoscimento competente, qualora la loro applicazione non sia tecnicamente possibile, pertinente o appropriata.

Art. 32 Arrotondamento dei valori di dose

1. Nell’ambito della determinazione ufficiale della dose, i servizi di dosimetria individuale arrotondano i valori misurati in mSv alla prima cifra decimale, dopo deduzione della radiazione di fondo.
2. In deroga a quanto sopra, per i dosimetri individuali utilizzati per le radiazioni fotoniche, nell’ambito delle basse dosi (< 0,1 mSv), i valori misurati inferiori a 0,075 mSv sono arrotondati a 0; i valori misurati uguali o superiori a 0,075 mSv sono arrotondati a 0,1 mSv.

Capitolo 3: Esposizione interna di persone alle radiazioni

Sezione 1: Esecuzione della dosimetria

Art. 33 Metodo di misurazione per la sorveglianza dell’incorporazione

1. La sorveglianza dell’incorporazione è effettuata:
   1. mediante una misurazione di sondaggio eseguita dall’azienda; oppure
   2. mediante una misurazione d’incorporazione eseguita da un servizio di dosimetria individuale riconosciuto.
2. I risultati della misurazione di sondaggio non sono utilizzati per la valutazione della dose.
3. .¹⁸
4. L’UFSP, d’intesa con l’Ispettorato federale della sicurezza nucleare, pubblica informazioni specifiche per i radionuclidi riguardanti i metodi di misurazione per i radionuclidi più frequentemente utilizzati.
5. Se viene effettuata una misurazione d’incorporazione, il servizio di dosimetria individuale calcola la dose efficace impegnata e la segnala conformemente all’articolo 69 ORaP.

Art. 34

Art. 35 Misurazione d’incorporazione

1. La misura d’incorporazione è effettuata mediante:
   1. metodi in vivo (misurazione dell’attività dei radionuclidi nell’organismo); oppure
   2. metodi in vitro (misurazione dell’attività dei radionuclidi nelle escrezioni).
2. La scelta del metodo di misurazione dipende dalle caratteristiche fisico-chimiche e radiologiche dei radionuclidi, dal loro tempo di dimezzamento biologico e dalle vie di esposizione.
3. Il titolare della licenza è responsabile dell’esecuzione delle misurazioni d’incorporazione conformemente alle istruzioni del servizio di dosimetria individuale riconosciuto.

Art. 36 Miscele di radionuclidi

1. Qualora si possa ammettere l’esistenza di una composizione immutata di radionuclidi, si può limitare la misurazione dell’incorporazione a un radionuclide guida.
2. La determinazione della dose sulla base della misurazione del radionuclide guida deve essere documentata.

Art. 37 Misurazione della concentrazione di attività nell’aria ambiente

In casi particolari in cui una misurazione individuale dell’incorporazione non sia appropriata, è possibile, previo accordo con l’autorità di vigilanza, effettuare in alternativa una misurazione della concentrazione di attività nell’aria ambiente.

Art. 38 Radionuclidi speciali

Se per determinati radionuclidi non sono disponibili servizi di dosimetria riconosciuti per la misurazione dell’incorporazione, l’autorità di vigilanza competente stabilisce, di concerto con il titolare della licenza, le modalità di sorveglianza adeguata per la misurazione dell’incorporazione.

Art. 39 Determinazione della dose di radon

1. In caso di esposizione al radon secondo l’articolo 51 capoverso 2 ORaP, la valutazione della dose è effettuata da un servizio di dosimetria individuale riconosciuto per il radon.
2. La valutazione della dose avviene secondo l’allegato 7.
3. La dose di radon è valutata almeno ogni sei mesi.
4. L’autorità di vigilanza definisce il fattore di equilibrioF .
5. Qualora il valore di cui al capoverso 4 non rifletta le condizioni di lavoro effettive, il titolare della licenza può, previo consenso dell’autorità di vigilanza, determinare un fattore di equilibrio specifico per il posto di lavoro mediante misurazioni appropriate.

Sezione 2: Riconoscimento dei servizi di dosimetria individuale per le misurazioni dell’incorporazione

Art. 40 Riconoscimento dei servizi di dosimetria individuale per le misurazioni dell’incorporazione

1. Il riconoscimento di un servizio di dosimetria individuale per le misurazioni dell’incorporazione secondo gli articoli 66–68 ORaP avviene per radionuclidi definiti. 2 e³. .¹⁹
2. Qualora un servizio di dosimetria individuale per l’incorporazione calcoli una dose efficace impegnata, questa deve essere notificata conformemente all’art. 69 ORaP; devono inoltre essere forniti i dettagli relativi al metodo di calcolo

Art. 41 Riconoscimento dei servizi di dosimetria individuale per l’incorporazione del radon

1. L’autorità di riconoscimento può riconoscere un servizio di dosimetria individuale per un sistema di dosimetria del radon, al fine della valutazione della dose.
2. I requisiti tecnici del sistema di dosimetria del radon devono essere conformi allo stato attuale della scienza e della tecnica.
3. Il servizio di dosimetria individuale notifica al registro centrale delle dosi la dose efficace impegnata valutata conformemente all’articolo 39 capoverso 2. Fornisce inoltre i dettagli relativi al metodo di calcolo utilizzato.

Sezione 3: Modelli standard per i calcoli

Art. 42

1. Il calcolo standard della dose efficace impegnata è eseguito conformemente all’allegato 6.
2. I dati specifici relativi ai radionuclidi da utilizzare per il calcolo devono essere conformi alle raccomandazioni della Commissione internazionale per la protezione radiologica (CIPR)²⁰.
3. Per il calcolo della dose in condizioni di esercizio normali si assume che il momento dell’incorporazione si situi a metà dell’intervallo di sorveglianza. Se si conosce il momento dell’incorporazione se ne tiene conto nel calcolo.
4. Se è dimostrato che il materiale radioattivo nella forma impiegata presenta un metabolismo nel corpo che si discosta dal modello standard, d’intesa con l’autorità di riconoscimento è utilizzato un modello che descriva meglio il caso in questione.

Capitolo 4: Dosimetria ambientale

Sezione 1: Esecuzione

Art. 43 Sistemi di dosimetria per l’esecuzione

Un sistema di misurazione per la valutazione dell’equivalente di dose ambientaleH *(10) è considerato un sistema di dosimetria ambientale se viene impiegato per almeno uno degli scopi indicati all’articolo 8.

Art. 44 Luogo, posizione e periodo di esposizione

Il luogo, la posizione e il periodo di esposizione devono essere scelti in modo tale che l’equivalente di dose ambientaleH *(10) misurato sia rappresentativo dello scopo previsto ai sensi dell’articolo 8.

Sezione 2: Requisiti tecnici per i sistemi di dosimetria ambientale

Art. 45 Requisiti in condizioni di esercizio normale

La deviazione del valore di doseH m, misurato in condizioni di esercizio normali, dal livello di riferimento della grandezza operativaH tdeve rimanere entro i limiti prescritti secondo lo stato attuale della scienza e della tecnica, come descritti in particolare nella norma ISO 14146²¹.

Art. 46 Requisiti per la messa in servizio

1. I sistemi di dosimetria ambientale devono adempire i requisiti di cui all’allegato 8.
2. L’autorità di vigilanza può autorizzare deroghe ai requisiti dell’allegato 8. A tal fine, il gestore del sistema di dosimetria ambientale deve dimostrare che i dosimetri garantiscono il rispetto del limite di dose ambientale a tutela della popolazione, ai sensi dell’articolo 79 ORaP.
3. I sistemi devono essere tarati da un laboratorio di taratura accreditato secondo la norma EN ISO/IEC 17025²². In casi giustificati, l’autorità di vigilanza competente può accettare una taratura effettuata dal fabbricante dell’apparecchiatura o dall’utilizzatore.
4. La deviazione del valore di dose determinato dall’intero sistema rispetto al livello di riferimento, in condizioni di riferimento secondo l’articolo 49, non deve superare il 20 per cento.
5. Per la valutazione della dose è ammesso l’uso di un fattore di normalizzazione relativo alle condizioni di riferimento, qualora i dosimetri siano posizionati in un campo di radiazione noto che si discosta significativamente dal campo di radiazione di riferimento.
6. I gestori dei sistemi di dosimetria ambientale dispongono di un programma di garanzia della qualità e ne assicurano l’applicazione.

Art. 47 Mantenimento dell’affidabilità della misurazione

1. Il gestore verifica almeno ogni cinque anni l’affidabilità delle misure di tutti i sistemi di dosimetria ambientale nelle condizioni di riferimento. Tale verifica può avvenire tramite una taratura tracciabile o attraverso la partecipazione a una misurazione comparativa nazionale o internazionale.
2. Qualora i valori di dose riscontrati durante il controllo non soddisfino i criteri degli articoli 45 e 46, il gestore del sistema di dosimetria ambientale accerta la causa della discrepanza e adotta misure correttive.

Sezione 3: Definizioni e condizioni tecniche

Art. 48 Condizioni di riferimento, campi di radiazione di riferimento e coefficienti di conversione

1. Le condizioni di riferimento sono definite, per valori di dose compresi tra 0,5 e 10 mSv, per i campi di radiazione seguenti:
   1. fotoni: sorgente di cesio 137;
   2. neutroni: sorgente di americio/berillio o Cf-252.
2. I campi di radiazione di riferimento e i coefficienti di conversione devono essere conformi alle norme ISO 4037²³(radiazioni fotoniche) e ISO 8529²⁴(radiazioni neutroniche).

Art. 49 Grandezze di misura

1. Le grandezze operative per la dosimetria ambientale sono ricavate, mediante i coefficienti di conversione di cui all’articolo 48, dalle seguenti grandezze di misura:
   1. kerma in aria (K a) per i fotoni;
   2. fluenza (Φ ) per i neutroni.
2. La tracciabilità dei sistemi di dosimetria ambientale rispetto a standard nazionali o internazionali avviene attraverso le grandezze di misura di cui al capoverso 1.

Art. 50 Condizioni per il controllo dei requisiti tecnici

1. Il controllo della dipendenza energetica e direzionale, della riproducibilità e dell’effetto delfading , è effettuato conformemente ai metodi descritti nelle norme IEC 62387²⁵per i dosimetri passivi. Deroghe alle norme possono essere concesse dall’autorità di riconoscimento competente, qualora la loro applicazione non sia tecnicamente possibile, pertinente o appropriata.
2. Se sono impiegati altri apparecchi, le procedure di prova sono definite in accordo con la competente autorità di vigilanza.

Capitolo 5: Disposizioni finali

Art. 51 Abrogazione di un altro atto normativo

L’ordinanza del 26 aprile 2017²⁶sulla dosimetria è abrogata.

Art. 52 Disposizioni transitorie

1. I riconoscimenti dei servizi di dosimetria individuale rilasciati prima dell’entrata in vigore della presente ordinanza restano validi.
2. Per quanto concerne la misurazione di sondaggio di cui all’articolo 33 capoverso 1, gli articoli 34 capoverso 3 e 40, nonché l’allegato 15 dell’ordinanza del 26 aprile 2017²⁷sulla dosimetria restano applicabili fino al 31 dicembre 2026.

Art. 53 Entrata in vigore

1. La presente ordinanza entra in vigore il 1° marzo 2026.
2. Gli articoli 33 capoverso 3, 34 e 40 capoversi 2 e 3, nonché l’allegato 9, entrano in vigore il 1° gennaio 2027.

29 gennaio 2026	Dipartimento federale dell’interno: Elisabeth Baume-Schneider

Allegato 1

(art. 2)

Definizioni

Premessa

I termini sono elencati secondo l’ordine alfabetico della versione tedesca.

Denominazioni	Definizioni
Dauerinkorporation/ Incorporation chronique/ Incorporazione cronica	Assorbimento cronico nell’organismo umano per ingestione, inalazione o penetrazione percutanea di sostanze radioattive.
Fading/Fading/Fading	Differenza relativa, espressa in unità percentuali del livello di riferimento (%/ mese), tra il valore misurato e quello di riferimento in funzione del lasso di tempo tra l’irradiazione e la valutazione.
Fluenz/Fluence/Fluenza	La fluenza in un punto incluso in un campo di radiazioni è pari al numero di particelle entranti in una piccola sfera centrata nel punto, diviso per l’area del cerchio di raggio pari a quello della sfera (cm-2).
Gleichgewichtsfaktor/ Facteur d’équilibre/Fattore di equilibrio	Il fattore di equilibrio F è dato dal rapporto tra la concentrazione di attività del radon equivalente all’equilibrio e la reale concentrazione di attività del radon. Per Rn-222 il fattore di equilibrio è 1, se la totalità dei prodotti di decadimento del radon si trovano nell’aria (e non si verifica quindi l’effetto plate-out ). Il fattore di equilibrio scende invece attorno allo zero, se tutti i prodotti di decadimento del radon vengono eliminati continuamente dall’aria (per effetto plate-out o attraverso sistemi di purificazione dell’aria).
Halbwertszeit, effektive/Période effective/Tempo di dimezzamento effettivo	Il tempo di dimezzamentoeffettivo è calcolato a partire dal tempo di dimezzamentobiologico e da quellofisico di un radionuclide secondo la relazione:
Inhomogenes Strahlungsfeld/ Champ de rayonnement inhomogène/ Campo di radiazioni inomogeneo	Campo di radiazioni in cui l’intensità di dose varia fortemente nello spazio.
Inkorporationsmessung/ Mesure d’incorporation/ Misurazione dell’incorporazione	Determinazione della dose efficace impegnataE 50, sulla base della misurazione dell’attività corporea o di quella escreta.
Kerma/Kerma/Kerma	Il kerma in un punto nella materia è pari alla somma delle energie cinetiche delle particelle ionizzanti cariche prodotte dalle radiazioni ionizzanti neutre, per unità di massa ( k inetic e nergy r eleased in ma terial) (J/kg, Gy).
Leitnuklid/Radionucléide directeur/ Radionuclide guida	Radionuclide rappresentativo di una miscela di radionuclidi per quanto riguarda la determinazione della dose.

Allegato 2

(art. 21 e 24 cpv. 3)

Requisiti di un dosimetro individuale per radiazioni fotoniche e radiazioni beta

a. Grandezze di misura : H p(10) eH p(0,07) b. Dose minima che deve essere misurabile: H 0= 0,1 mSv perH p(10) H 0= 1 mSv perH p(0,07) c. Campo di misura: H 0fino a 1 Sv perH p(10) H 0fino a 3 Sv perH p(0,07) d. Linearità: – Deviazione –13 % / +18 % tra 1 mSv e 1 Sv e. Dipendenza energetica e angolare:

0,71≤HmHt≤1,67

– per radiazione fotonica con energia compresa tra 30 keV e 1.25 MeV e angoli tra 0° e 60°

– per radiazioni beta con energia compresa tra 0,24 MeV e 0,8 MeV e angolo di 0°

6. Riproducibilità
   Deviazione standards :
7. s ≤ 15 % perH <H min

II. s ≤ (16 -H /H min)% perH min≤H <H max

III. s ≤ 5 % perH ≥H max

– doveH min= 0,1 mSv perH p(10) eH min= 1 mSv perH p(0,07)

– doveH max= 1,1 mSv perH p(10) eH max= 11 mSv perH p(0,07)

g. Fading :

Effetto – 9 % / + 11 % / mese

Allegato 3

(art. 21 e 24 cpv. 3)

Requisiti di un dosimetro individuale per radiazioni neutroniche

a. Grandezza di misura : H p(10) b. Dose minima che deve essere misurabile: H 0= 0,3 mSv c. Campo di misura: H 0fino a 1 Sv d. Linearità: Deviazione < 20 % tra 1 mSv e 20 mSv e. Dipendenza energetica:

0,5≤HmHt≤3,0

per gli spettri di radiazione per i quali è utilizzato il dosimetro. f. Dipendenza angolare:

0,2≤HmHt≤1,5

per angoli di incidenza fino a 60° g. Riproducibilità: Deviazione standards ≤ 15 % h. Fading : Effetto < 20 % / periodo di sorveglianza

Allegato 4

(art. 21 e 24 cpv. 3)

Requisiti di un dosimetro per le estremità per radiazioni fotoniche e radiazioni beta

a. Grandezza di misura : H p(0,07) b. Dose minima che deve essere misurabile: H 0= 1 mSv c. Campo di misura: H 0fino a 3 Sv d. Linearità: – Deviazione –13 % / +18 % tra 1 mSv e 3 Sv e. Dipendenza energetica e angolare:

0,71≤HmHt≤1,67

– per radiazione fotonica con energia compresa tra 30 keV e 250 keV e angoli tra 0° e 60°

– per radiazioni beta con energia compresa tra 0,24 MeV e 0,8 MeV e angolo di 0°

6. Riproducibilità
   Deviazione standards :
7. s ≤ 15 % pourH <H min

II. s ≤ (16 -H /H min)% perH min≤H <H max

III. s ≤ 5 % perH ≥H max

– doveH min= 1 mSv eH max= 11 mSv

g. Fading :

Effetto –9 % / +11 % / mese

Allegato 5

(art. 21 e 24 cpv 3)

Requisiti di un dosimetro per il cristallino per radiazioni fotoniche e radiazioni beta

a. Grandezza di misura : H p(3) b. Dose minima che deve essere misurabile: H 0= 0,1 mSv c. Campo di misura: H 0fino a 1 Sv d. Linearità: – Deviazione –13 % / +18 % tra 1 mSv e 1 Sv e. Dipendenza energetica e angolare:

0,71≤HmHt≤1,67

– per radiazione fotonica con energia compresa tra 30 keV e 1,25 MeV e angolo 0°

– per radiazioni beta con energia di 0,8 MeV e angolo di 0°

6. Riproducibilità
   Deviazione standards :
7. s ≤ 15 % per H <H min

II. s ≤ (16 -H /H min)% perH min≤H <H max

III. s ≤ 5 % perH ≥H max

– doveH min= 0,3 mSv eH max= 3,3 mSv

g. Fading :

Effetto –9 % / +11 % / mese

Allegato 6

(art. 42)

Interpretazione della misurazione dell’incorporazione

Per l’interpretazione in situazioni normali, si suppone che l’incorporazione sia dovuta a inalazione. La dose efficace impegnataE 50, grandezza dosimetrica operativa in caso di incorporazione, si ottiene moltiplicando l’attività incorporataI per la grandezza di apprezzamentoe inh(coefficienti di dose per incorporazione tramite inalazione, come pubblicati dalla CIPR²⁸):

E50=einh∙I(1)

La frazione di attività che si trova al tempot dopo incorporazione per inalazione, in un organo o escreto, è data dalla funzionem (t ):

M(t)=I∙m(t)(2)

doveM (t ) è l’attività nell’organo o escreto (valore misurato). La dose efficace impegnataE 50si ottiene così daM (t ):

E50=einh∙I=einh∙M(t)m(t)=M(t)∙eeinhm(t)(3)

Quando è noto l’intervallo di tempot tra il momento dell’incorporazione e quello della misurazione, la dose efficace impegnataE 50si calcola partendo daM (t ) con la formula (3).

Al momento del controllo di routine, si presuppone che l’incorporazione abbia avuto luogo a metà dell’intervalloT tra 2 misure (cosicchét =T /2). La dose efficace impegnataE 50si ottiene dalla grandezza di misuraM(t) e dai valori tabulati die inh/m (t ) (CIPR) nonché dalla seguente relazione:

E50=einh∙M(t)m(T/2)=M(t)∙eeinhm(T/2)(4)

Qualora si abbia un’incorporazione nettamente superiore al limite di rilevazione e il tempo di dimezzamento sia paragonabile o superiore a un intervallo di sorveglianza, tale incorporazione avrà un’incidenza sulle misure successive. In tal caso dovrà essere calcolato e sottratto il contributo delle incorporazioni precedenti la misurazione in corso. Tale correzione è calcolata per estrapolazione dell’incorporazione precedenteI aal momento della nuova misurazione, mediante il fattorem (Δt ). Δt è l’intervallo di tempo tra il momento (presunto) dell’incorporazione precedente e quello della nuova misurazione. Il contributoM nalla nuova misuraM (t ), proveniente dalla nuova incorporazione è calcolato mediante il valoreM adella misura precedente come segue:

Mn(t)=M(t)−Ia∙m(∆t)=M(t)−Mam(T/2)∙m(∆t)(5)

La dose efficace impegnataE50ndata dalla nuova incorporazione si calcola mediante la formula (4) come segue:

E50n=Mn(t)∙einhm(T/2)=M(t)∙einhm(T/2)−Ma∙einhm(T/2)∙m(∆t)m(T/2)(6)

o mediante la dose efficace impegnatadovuta all’incorporazione precedente:

E50n=M(t)∙einhm(T/2)−E50a∙m(∆t)m(T/2)=M(t)∙einhm(T/2)−E50a∙k(∆t)(7)

Nel caso di controlli di routine, i fattori di correzione

k(∆t)=m(∆t)/m(T/2)(8)

possono essere calcolati dai valori dim (t ). Il lasso di tempo Δt è pari a (n +1/2) ∙T , doven è il numero degli intervalli che separano il momento dell’incorporazione da quello della misura. I valorim (t ) devono essere conformi allo stato attuale della scienza e della tecnica, in linea con le raccomandazioni della CIPR. Nella prassi si tiene conto di queste correzioni soltanto se il loro contributo per il calcolo della dose è superiore al 10 per cento.

Nelle situazioni pratiche in cui si può supporre che l’incorporazione sia cronica (p. es. nel caso del trizio), il servizio di dosimetria individuale calcola e applica i fattori di incorporazione cronica previo accordo dell’autorità di riconoscimento competente.

Allegato 7

(art. 39)

Valutazione della dose efficace dovuta all’esposizione al radon

E = F ∙ e inh ∙ RnExp E: dose efficace [mSv] F: fattore di equilibrio e inh : coefficiente di dose [mSv/(Bq·h·m-3)], per una concentrazione di radon in equilibrio (fattore di equilibrioF = 1). I coefficienti devono essere conformi allo stato attuale della scienza e della tecnica, in linea con le raccomandazioni della CIPR29 RnExp: Esposizione al radon di una persona durante il tempo effettivo di permanenza al posto di lavoro [Bq·h·m-3]

Allegato 8

(art. 46)

Requisiti dei sistemi di dosimetria ambientale

1 Radiazioni fotoniche

a. Grandezza di misura : H* (10) b. Campo di misura: 0,05 mSv fino a 1 Sv c. Linearità: – Deviazione –13 % / +18 % tra 0,1 mSv e 1 Sv d. Dipendenza energetica e angolare:

0,71≤HmHt≤1,67

– per le radiazioni fotoniche con energie comprese tra 80 keV e 1,25 MeV e 0° a ± 60° e 180° a (180°± 60°)

5. Riproducibilità
   Deviazione standards :
6. s ≤ 15 % perH <H min

II. s ≤ (16 -H /H min)% perH min≤H <H max

III. s ≤ 5 % perH ≥H max

– conH min= 0,1 mSv eH max= 1,1 mSv

f. Fading :

Effetto –9 % / +11 % / 3 mesi

2 Radiazioni neutroniche

a. Grandezza di misura: H* (10) b. Campo di misura: 0,05 mSv fino a 10 mSv c. Linearità: Deviazione < 30 % tra 0,1 mSv e 10 mSv d. Dipendenza energetica: Deviazione < fattore 2 per gli spettri di radiazione per i quali è utilizzato il dosimetro e. Riproducibilità: Deviazione standards < 30 % f. Fading : Effetto < 20 % / periodo di esposizione

Allegato 9

Footnotes

1. RS 814.501 ↩

2. Organizzazione internazionale di normazione (ISO) e Commissione elettrotecnica internazionale (IEC). Le norme tecniche ISO e IEC riportate in questa ordinanza possono essere consultate gratuitamente presso l’Ufficio federale della sanità pubblica, 3003 Berna od ottenute a pagamento presso l’Associazione svizzera di normalizzazione (SNV), Sulzerallee 70, 8404 Winterthur;www.snv.ch. ↩

3. ISO 14146-1, edizione: 2024-07. Radioprotezione – Criteri e limiti di prestazione per la valutazione periodica dei servizi di dosimetria. ↩

4. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art.20. ↩

5. ISO 4037-1, edizione: 2019-01. Radiazioni X e gamma di riferimento per la taratura dei dosimetri e dei rateometri e per la determinazione della loro risposta in funzione dell’energia dei fotoni – Parte 1: Caratteristiche e metodi di produzione delle radiazioni. ISO 4037-2, edizione: 2019-01 Radiazioni X e gamma di riferimento per la taratura dei dosimetri e dei rateometri e per la determinazione della loro risposta in funzione dell’energia dei fotoni – Parte 2: Dosimetria per la protezione dalle radiazioni nell’intervallo di energia da 8 keV a 1,3 MeV, e da 4 MeV a 9 MeV. ISO 4037-3, edizione: 2019-01. Radiazioni X e gamma di riferimento per la taratura dei dosimetri e dei rateometri e per la determinazione della loro risposta in funzione dell’energia dei fotoni – Parte 3: Taratura dei dosimetri ambientali e individuali e misura della loro risposta in funzione dell’energia e dell’angolo di incidenza. ISO 4037-4, edizione: 2019-01. Radiazioni X e gamma di riferimento per la taratura dei dosimetri e dei rateometri e per la determinazione della loro risposta in funzione dell’energia dei fotoni – Parte 4: Taratura dei dosimetri ambientali e individuali in campi di radiazione X di riferimento a bassa energia. ↩

6. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art. 26. ↩

7. ISO 8529-1, edizione: 2021-11. Radiazioni neutroniche di riferimento – Parte 1: Caratteristiche e metodi di produzione. ISO 8529-2, edizione: 2000-08. Radiazioni neutroniche di riferimento – Parte 2: Fondamenti per la taratura dei dispositivi di radioprotezione in relazione alle grandezze di base caratterizzanti il campo di radiazioni. ISO 8529-3, edizione: 2023-09. Radiazioni neutroniche di riferimento – Parte 3: Taratura dei dosimetri ambientali ed individuali e determinazione della loro risposta in funzione dell’energia e dell’angolo d’incidenza dei neutroni. ↩

8. ISO 6980-1, edizione: 2023-11. Energia nucleare - Radiazione beta di riferimento – Parte 1: Metodi di generazione. ISO 6980-2, edizione: 2023-11. Energia nucleare - Radiazione beta di riferimento – Parte 2: Fondamenti di taratura per grandezze di base che caratterizzano il campo di radiazione. ISO 6980-3, edizione: 2023-11. Energia nucleare - Radiazione beta di riferimento – Parte 3: Taratura dei dosimetri ambientali e personali e misurazione della loro sensibilità in funzione dell’energia e dell’angolo di incidenza. ↩

9. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art. 26. ↩

10. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art. 28. ↩

11. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art. 28. ↩

12. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art. 20. ↩

13. IEC 62387, edizione 2020-01. Strumentazione per radioprotezione – Sistemi dosimetrici con rilevatori passivi ad integrazione per la dosimetria personale, il monitoraggio ambientale e dei luoghi di lavoro della radiazione beta e fotonica. ↩

14. IEC 61526, edizione 2024-03. Strumentazione per radioprotezione – Misura degli equivalenti di dose personaleH p(10) eH p(0,07) da radiazioni X, gamma, neutroni e beta – Apparecchi di misura dell’equivalente di dose personale a lettura diretta. ↩

15. ISO 21909-1, edizione: 2021-12. Sistemi dosimetrici passivi per neutroni – Parte 1: Requisiti di funzionamento e di prova per la dosimetria individuale. ↩

16. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art.30. ↩

17. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art.30. ↩

18. Entra in vigore il 1° gen. 2027. ↩

19. Entrano in vigore il 1° gen. 2027. ↩

20. International Commission on Radiological Protection, ICRP. ICRP, «Occupational Intakes of Radionuclides: Part 1,» International Commission on Radiological Protection, vol. ICRP Publication 130. Ann. ICRP 44(2), 2015. ICRP, «Occupational Intakes of Radionuclides: Part 2,» International Commission on Radiological Protection, vol. ICRP Publication 134. Ann. ICRP 45(3/4), 2016. ICRP, «Occupational Intakes of Radionuclides: Part 3,» International Commission on Radiological Protection, vol. ICRP Publication 137. Ann. ICRP 46(3/4), 2017. ICRP, «Occupational Intakes of radionuclides: Part 4,» International Commission on Radiological Protection, vol. ICRP Publication 141. Ann. ICRP 48(2/3), 2019. ICRP, «Occupational Intakes of Radionuclides: Part 5,» International Commission on Radiological Protection, vol. ICRP Publication 151. Ann. ICRP 51 (1–2), 2022. ↩

21. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art. 20. ↩

22. EN ISO/IEC 17025:2017, edizione: 2018-01. Requisiti generali per la competenza dei laboratori di prova e di taratura. ↩

23. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art. 26. ↩

24. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art. 28. ↩

25. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art. 30. ↩

26. [RU 2017 4553] ↩

27. RU 2017 4553 ↩

28. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art. 42. ↩

29. Cfr. nota a piè di pagina relativa all’art. 42. ↩