A N N E X E
A. - Définitions
 Pour l'application du présent décret :
 1° Les termes « substances radioactives », « déchets radioactifs », « entreposage » et « stockage de déchets radioactifs » sont définis à l'article L. 542-1-1 du code de l'environnement.
 Les termes « accélérateur », « activité », « nucléide », « radioactivité », « radionucléide », « source radioactive non scellée » et « source radioactive scellée » sont définis à l'annexe 13-7 à la première partie du code de la santé publique ;
 2° Les opérations de préparation, d'enrichissement, de fabrication, de traitement ou d'entreposage de combustibles nucléaires comprennent l'ensemble des opérations pratiquées en vue :
 a) De produire du combustible nucléaire utilisable en réacteur nucléaire, à l'exclusion de l'extraction minière soumise au code minier ;
 b) D'extraire des matières valorisables du combustible nucléaire ou d'entreposer ces matières ;
 3° Les produits de traitement du minerai d'uranium naturel sont l'ensemble des produits non enrichis en isotope 235 de l'uranium obtenus à partir de ce minerai en vue de leur utilisation ;
 4° La puissance d'un faisceau de particules est le produit de l'énergie communiquée à chaque particule et du nombre maximal de particules pouvant arriver par unité de temps sur une cible virtuelle interceptant la totalité du faisceau.
B. - Méthode de prise en compte des radionucléides
présents dans l'installation
 1° Valeurs de référence :
 A chaque radionucléide est associée une valeur de référence en becquerels.
 Pour les radionucléides figurant au tableau A de l'annexe 13-8 à la première partie du code de la santé publique ou dans un arrêté pris en application de l'article R. 1333-27 de ce code, la valeur de référence est égale au seuil d'exemption en quantité fixé par cette annexe ou cet arrêté.
 Toutefois, pour le tritium, la valeur de référence est fixée à 107 Bq.
 La valeur de référence des autres radionucléides peut être fixée par décision de l'Autorité de sûreté nucléaire en fonction des impératifs de radioprotection. A défaut, la valeur de référence est fixée à 1 000 Bq.
 2° Quantification de l'activité des radionucléides présents dans une installation :
 Dans une installation où sont présents un ou plusieurs radionucléides, le coefficient Q mentionné à l'article 2 du présent décret est calculé selon la formule :
Q = S(Ai/Arefi)
i
dans laquelle Ai représente l'activité (en Bq) du radionucléide i et Arefi représente la valeur de référence du radionucléide i.
 Pour les radionucléides de filiation en équilibre avec leur radionucléide père, la valeur de référence Arefi du radionucléide père prend en compte la radiotoxicité des radionucléides de filiation. L'activité de ces derniers ne doit donc pas être prise en compte pour le calcul du coefficient Q. Pour le radionucléide père, la valeur de référence est notée Arefi(+) ou Arefi(sec) selon les conventions de notation définies par les textes réglementaires mentionnés au 1° du B.
 3° Exclusions :
 La présence de sources radioactives dans les installations mentionnées au dernier alinéa de l'article 2, lorsque ces sources sont exclusivement utilisées pour l'étalonnage, les tests, la détection et les mesures, ne fait pas obstacle à ce que ces installations soient exclues du champ d'application des installations nucléaires de base. Mais ces sources sont prises en compte pour la détermination du coefficient Q.
 Les radionucléides contenus dans des substances radioactives dont l'activité massique est inférieure à 100 kBq par kilogramme ne sont pris en compte ni dans le calcul du coefficient Q ni pour l'application des seuils mentionnés au 4° de l'article 2.
 Il en est de même des radionucléides naturels contenus dans des substances radioactives qui ne sont pas ou n'ont jamais été utilisées pour leurs propriétés radioactives, fissiles ou fertiles.