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COMMISSION DES COMVTUNAUTES EUROPEENNES 
C0MC93) 349 final 
Bruxelles, le 20 juillet 1993 
Proposition modifiée de 
DIRECTIVE DU CONSEIL 
FIXANT LES NORMES DE BASE 
RELATIVES A LA PROTECTION SANITAIRE 
m 
'$m DE LA POPULATION ET DES TRAVAILLEURS 
CONTRE LES DANGERS RESULTANT DES RAYONNEMENTS IONISANTS 
(présentée par la Commission en vertu de l'article 149, 
paragraphe 3 du traité CEE) 
Et""' 
m 
- 2 -
EXPOSE DES MOTIFS 
Le traité EURATOM dans son article 2, point b) prévoit 
l'établissement dans la Communauté de normes de base uniformes pour 
la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre 
les dangers des rayonnements ionisants. Ces normes de base ont été 
fixées pour la première fois en 1959 par une directive du 
Conseil^1) et modifiées à plusieurs reprises, pour tenir compte 
de l'évolution des connaissances scientifiques en matière de 
radioprotection. La version en vigueur des "normes de base" 
remonte à 1980, avec des modifications apportées essentiellement 
aux annexes techniques en 1984(2). 
(1) Directives fixant les normes de base relatives à la protection 
sanitaire de la population et des travailleurs contre les dangers 
résultant des radiations ionisantes (JO du 20.2.1959). 
(2) Directive 80/836/EURATOM du Conseil du 15.7.1980 portant 
modification des directives fixant les normes de base relatives à 
la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre 
les dangers résultant des rayonnements ionisants (JO L-246 du 
17.9.1980, page 1). 
Directive 84/467/EURAT0M du Conseil du 3.9.1984 modifiant la 
directive 80/836/EURATOM en ce qui concerne les normes relatives à 
la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre 
les dangers résultant des rayonnements ionisants (JO L-265 du 
5.10.1984, page 4). 
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Jusqu'en 1986, les seuls instruments Juridiques créés par la 
Communauté dans le domaine de la radioprotection au titre de 
l'article 31 du traité EURATOM étaient ces normes de base, ainsi 
qu'une directive établissant les mesures fondamentales pour la 
protection radio logique des personnes soumises à des examens et 
traitements médicaux*3). Depuis lors, à la suite de l'accident de 
Tchernobyl, plusieurs mesures supplémentaires ont été prises afin 
de renforcer et de compléter les dispositions communautaires 
existantes dans le domaine de la protection sanitaire contre les 
rayonnements ionisants*4^. 
(3) Directive 84/466/EURATOM du Conseil du 3. 9.1984 fixant les mesures 
fondamentales relatives à la protection radiologique des personnes 
soumises à des examens et traitements médicaux (JO L-265 du 
5.10.84, page 1). 
(4) Décision 87/600/EURATOM du Conseil du 14.12.87 sur les modalités 
communautaires en vue de l'échange rapide d'informations dans le 
cas d'une situation d'urgence radiologique (JO L-371 du 30.12.87, 
page 76). 
Directive 89/618/EURATOM du Conseil du 27 novembre 1989 concernant 
l'information de la population sur les mesures de protection 
sanitaire applicables et sur le comportement à adopter en cas 
d'urgence radiologique (JO L-357 du 7.12.89, page 31). 
Directive 90/641/EURATOM du Conseil du 4.12.1990 concernant ia 
protection opérationnelle des travailleurs extérieurs exposés à un 
risque de rayonnements ionisants au cours de leur intervention en 
zone contrôlée (JO L-349 du 13.12.90, page 21). 
Directive 92/3/EURATOM du Conseil du 3.2.92 relative à la 
surveillance et au contrôle des transferts de déchets radioactifs 
entre Etats membres ainsi qu'à l'entrée et à la sortie de la 
Communauté (J0 L-35 du 12.2.92). 
Règlement 3954/87/EURATOM du Conseil du 22 décembre 1987 fixant les 
niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour les 
denrées alimentaires et les aliments pour bétail après un accident 
nucléaire ou dans toute autre situation d'urgence radiologique 
(JO L-371 du 30.12.1987, page 11). 
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(4 suite) 
Règlement 944/89/EURATOM de la Commission du 12 avril 1989 fixant 
les niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour 
les denrées al inventaires de moindre importance après un accident 
nucléaire ou dans toute autre situation d'urgence radiologique 
(JO L-101 du 13.4.1989, page 17). 
Règlement 2218/89/EURATOM du Conseil du 18 Juillet 1989 modifiant 
le règlement 3954/87/EURATOM fixant les niveaux maximaux 
admissibles de contamination radioactive pour les denrées 
alimentaires et les aliments pour bétail après un accident 
nucléaire ou dans toute autre situation d'urgence radiologique 
(JO L-211 du 22.7.1989, page 1). 
Règlement 2219/89/CEE du Conseil du 18 Juillet 1989 relatif aux 
conditions particulières d'exportation des denrées alimentaires et 
des aliments pour bétail après un accident nucléaire ou dans toute 
autre situation d'urgence radiologique (JO L-211 du 22.7.1989, 
page 4). 
Règlement 737/90/CEE du Conseil du 22 mars 1990 relatif aux 
conditions d'importation de produits agricoles originaires des pays 
tiers à la suite de l'accident survenu à la centrale nucléaire de 
Tchernobyl (JO L-82 du 29.3.1990, page 1). 
Règlement 770/90/EURATOM de la Commission du 29 mars 1990 fixant 
les niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour 
les aliments pour bétail après un accident nucléaire ou dans toute 
autre situation d'urgence radiologique (JO L-83 du 30.3.1990, 
page 78). 
Règlement 1493/93/EURATOM du Conseil, du 8 Juin 1993, concernant 
les transferts de substances radioactives entre les Etats membres 
(J0 L 148 du 19.6.93, p. 1). 
Règlement 1518/93/CEE de la Commission (remplaçant le règlement 
598/92/CEE de la Commission du 9 mars 1992) établissant une liste 
de produits exclus du champ d'application du règlement 737/90/CEE 
du ConseiI relatif aux conditions d'importation de produits 
agricoles originaires des pays tiers à la suite de l'accident 
survenu à la centrale nucléaire de Tchernobyl (J0 L 150 du 
22.6.1993, p. 30). 
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De plus, une recommandation faite en 1990 par la Commission attire 
l'attention des Etats membres sur les risques de l'exposition au 
radon à l'intérieur des habitat ions*5). 
(5) Recommandation 90/143/EURATOM de la Commission du 21.2.1990 
relative à la protection de la population contre les dangers 
résultant de l'exposition au radon à l'intérieur des bâtiments 
(JO L-80 du 27.3.1990, page 26). 
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3. Les normes de base de la Communauté ont toujours pris largement en 
compte les recommandations de la Cl PR, qui représentent l'état le 
plus avancé des connaissances en radioprotection et sont aussi à la 
base des recommandations des autres organisations internationales 
compétentes dans ce domaine. La CIPR a diffusé ses dernières 
recommandations au début de 1991 dans sa publication 60 (qui 
remplace sa publication 26, parue en 1977). Pour sa part, la 
Commission a réexaminé les dispositions de la directive existante à 
la lumière non seulement des recommandations de la CIPR, mais aussi 
de l'expérience acquise dans l'application de ces mômes 
dispositions. Cette révision répond en outre à l'engagement pris 
envers le Conseil en 1987, lors de l'adoption du règlement 87/3954 
(voir note infrapaginale n* 4). Tout en gardant la structure 
fondamentale de la directive existante, la Commission s'est fixé 
les objectifs suivants: 
assurer une protection basée sur les connaissances 
scientifiques les plus récentes, dont les travailleurs et la 
population doivent pouvoir bénéficier; 
donner à la radioprotection un fondement technique et 
scientifique solide et une approche uniforme, tout en assurant 
la cohérence technique avec les recommandations d'organisations 
internationales telles que l'AlEA, l'AEN-OCDE, l'OMS et I'OIT); 
mettre à Jour les dispositions de la directive existante, 
compte tenu notamment de la structure générale sur laquelle les 
réglementations des Etats membres sont modelées; 
en vue de l'achèvement du Marché unique, préserver un niveau 
élevé d'harmonisation dans les mesures de radioprotection 
prévues par le traité Euratom; 
renforcer les dispositions relatives au contrôle des matières 
nucléaires, conformément à l'engagement pris devant le Conseil 
au moment de l'adoption de la directive 92/3/EURATOM du 
Conseil, du 3 février 1992, relative à la surveillance et au 
contrôle des transferts de déchets radioactifs entre Etats 
membres ainsi qu'à l'entrée et à la sortie de la Communauté. 
4. Compte tenu de tous ces éléments, les modifications les plus 
importantes introduites dans la proposition de nouvelle directive 
sont les suivantes: 
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utilisation des définitions, des quantités et des unités, ainsi 
que des facteurs de pondération des rayonnements et des tissus 
qui figurent dans les dernières recommandations CIPR; 
fixation de limites de dose plus strictes reprises des 
dernières recommandations de la CIPR, qui tiennent compte des 
estimations plus récentes sur le risque cancérigène de 
l'exposition aux rayonnements ionisants, ainsi que de la notion 
complexe de détriment pour la santé; 
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introduction de dispositions concernant la radioprotection dans 
certains cas d'exposition professionnelle à des sources 
naturelles de rayonnements; 
interdiction de certaines utilisations injustifiées de la 
radioactivité; 
élargissement des dispositions de protection à prendre en cas 
d'accident radiologique; 
introduction du concept de "contrainte de dose" en relation 
avec une source donnée; 
modification des niveaux de radioactivité relatifs aux 
conditions d'autorisation/exempt ion prévues par la directive; 
5. Les modifications proposées ne devraient avoir qu'une incidence 
limitée sur l'activité économique, car elles ne représentent qu'une 
évolution par rapport à une directive existante. L'introduction de 
dispositions de radioprotection dans certains cas d'exposition 
professionnelle à des sources naturelles de rayonnement se fait de 
manière souple, afin surtout de permettre une application 
progressive 
6. On trouvera, ci-après, des commentaires sur les différents titres 
de la proposition de nouvelle directive. Ils mettent en lumière la 
raison d'être, le champ d'application et les objectifs de celle-ci. 
6.1 Le champ d'application de la nouvelle directive sera élargi 
(Titre II) par rapport à la directive actuelle. Il inclura 
explicitement la commercialisation et l'exportation des substances 
radioactives, ainsi que l'utilisation des appareils électriques 
émettant des rayonnements ionisants et contenant des éléments 
soumis à une différence de potentiel supérieure à 5 kV. Il 
comprendra également l'exposition aux sources naturelles de 
rayonnements sur le lieu de travail. 
6.2 Le régime de déclaration et d'autorisation préalable des pratiques 
(Titre III) a été modifié : les prescriptions relatives à 
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l'application de ce régime ont été énoncées plus clairement que 
dans la directive actuelle et, en particulier, les conditions dans 
lesquelles des dérogations peuvent être accordées ont été 
complètement revues. Cela favorisera une harmonisation plus poussée 
des procédures d'autorisation au sein de la Communauté et, par voie 
de conséquence, cela servira la réalisation du marché intérieur de 
la Communauté. 
6.3 Le titre IV reprend les trois principes fondamentaux de la 
radioprotect ion (Justification, optimisation (ALARA) et limitation 
des doses) en spécifiant que les limites de dose ne s'appliquent 
pas aux expositions médicales, accidentelles ou d'urgence ni, en 
règle générale, à l'exposition aux sources naturelles de 
rayonnements sur le lieu de travail. 
En ce qui concerne les limites de dose, les mesures suivantes ont 
été prises: 
- pour les travailleurs, la nouvelle limite de dose efficace est 
de 20 mSv par an en moyenne sur cinq années consécutives 
(100 mSv en 5 ans) avec, en outre, l'interdiction de dépasser 
50 mSv au cours d'une année quelconque. 
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- pour le public, la nouvelle limite de dose efficace est de 
1 mSv par an. Toutefois, dans des circonstances particulières, 
une valeur supérieure peut être admise au cours d'une même 
année, pour autant que la moyenne sur cinq ans ne dépasse pas 
1 mSv par an. 
Les Etats membres sont autorisés à introduire des dérogations 
exceptionnelles aux limites de dose conformément à la procédure 
établie au titre X. 
En ce qui concerne la protection de la femme enceinte exposée 
professionnellement, les dispositions ont été modifiées de manière 
à protéger le foetus comme s'il s'agissait d'une personne du 
public. 
Pour les femmes qui allaitent, les autorités compétentes doivent, 
au besoin, fixer des contraintes de dose de nature à renforcer la 
protection de l'enfant contre une contamination radioactive. 
6.4 Le titre V concerne les méthodes utilisées par calculer la dose 
effective et renvoie aux annexes II et III. 
6.5 Comme dans la directive actuelle, les principes fondamentaux de la 
protection opérationnelle des travailleurs exposés sont fixés au 
titre VI de la proposition de directive. Ils sont applicables aussi 
aux apprentis et aux étudiants, puisque ces deux catégories de 
personnes peuvent avoir des activités entraînant une exposition. 
Par rapport à la directive en vigueur, la classification des zones, 
(contrôlée et surveillée) selon le degré de risque qui y règne a 
été conservée, mais les critères d'application de cette 
classification ont été simplifiés et de nouvelles responsabilités 
ont été confiées à l'employeur/exploitant .• 
Quant au classement des travailleurs exposés en catégories A et B, 
bien qu'elle ne figure plus dans les dernières recommandations de 
la CIPR, la proposition de la Commission le prévoit toujours, car 
elle fait ses preuves depuis plusieurs années, notamment pour ce 
qui concerne l'organisation de la radioprotection. 
6.6 Dans la proposition de directive, les expositions aux sources 
naturelles sur le lieu de travail font l'objet de dispositions 
spéciales réunies sous le titre VII. Ce titre impose aux Etats 
membres de mener tout d'abord des enquêtes afin de déterminer les 
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régions de leur territoire, les pratiques et les conditions de 
travail dans lesquelles les travailleurs subissent une exposition 
notable aux rayons gamma ou à du radon provenant de sources 
naturelles. Sur la base des résultats de ces enquêtes, les mesures 
décrites dans la nouvelle directive devront être prises. Comme 
exemples d'activités sur lesquelles ces enquêtes doivent porter et 
pour lesquelles, par conséquent, des mesures devront éventuellement 
être prises, la proposition de directive cite l'activité minière, 
les travaux dans d'autres lieux souterrains, l'emploi de matériaux 
contenant des traces notables de radionucléides naturels, et les 
postes d'équipage des avions à réaction. 
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6.7 Dans le titre VIII sont exposés les principes fondamentaux de la 
protection opérationnelle de la population en situation normale. 
Entre autres, ce titre prévoit l'établissement dans les Etats 
membres d'un système d'inspection chargé de contrôler strictement 
la protection radiologique de la population et de veiller au 
respect de la réglementation nationale adoptée en application de la 
nouvelle directive. A cet égard, un certain nombre d'obligations 
sont imposées à l'exploitant/employeur. 
6.8 Suite aux enseignements tirés de l'accident de Tchernobyl, le 
titre IX a pris de l'ampleur par rapport à sa version antérieure et 
porte maintenant sur les expositions potentielles, accidentelles et 
d'urgence. Les Etats membres doivent prendre en considération le 
déroulement de toutes les urgences radiologiques éventuelles sur 
leur territoire avant, pendant et après l'événement. 
Les Etats membres sont également tenus d'établir des relations avec 
les autres Etats membres ainsi qu'avec les pays tiers, pour mieux 
se préparer à toute éventualité et pour harmoniser les mesures 
prises pour faire face à toute situation critique. 
6.9 Le titre X est consacré aux dispositions finales dont les 
principales sont les suivantes : 
la mise en place d'une procédure visant à modifier les listes 
de pratiques figurant aux articles 3 et 4 et à autoriser des 
dérogations exceptionnelles aux limites de dose; 
l'obligation faite à chaque Etat membre de rendre compte tous 
les deux ans de la mise en oeuvre de la directive à la 
Commission pour lui permettre de rédiger à son tour des 
rapports à l'intention du Parlement européen, du Conseil et du 
Comité économique et social; 
- l'obligation faite aux Etats membres de transposer la directive 
dans la législation nationale dans le délai fixé; 
- la fixation d'un délai de transposition unique, qui se 
substitue à tous les autres délais figurant dans les directives 
antér ieures. 
6.10 Annexes 
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La proposition de directive renvoie à des valeurs figurant dans 
trois annexes empruntées partiellement à la directive en 
vigueur mais mises en concordance avec les dispositions de 
cette proposition. 
Pour ce qui concerne l'annexe I, il faut rappeler que, dans la 
directive en vigueur, les exemptions au régime de 
déclaration/autorisation avaient été définies en termes 
d'activité totale (valeurs comprises entre 5.103 et 5.106 
Bq réparties sur les quatre catégories de radiotoxici té 
figurant dans l'annexe I de la directive en vigueur), ainsi 
qu'en termes d'activité massique (100 Bq/g pour les 
radionucléides artificiels et 500 Bq/g pour les radionucléides 
sol ides naturels). 
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Il a été reconnu que ce classement ne reflétait pas pleinement 
le risque que pouvaient courir les travailleurs et les membres 
du public du fait de l'utilisation - correcte ou impropre - et 
du rejet de substances radioactives. En conséquence, ia version 
révisée de l'annexe I Indique, provisoirement pour l'instant, 
des niveaux d'activité pour chaque radionucléide ainsi que des, 
activités massiques. 
L'annexe II contient les facteurs de pondération radiologique 
et tissu la ire correspondant aux recommandations de la CIPR. 
Toutefois, le réexamen des rapports entre les quantités 
doslmétriques et les progrès de la recherche radiologique 
conduira éventuellement à modifier ces valeurs. 
Les limites dérivées inscrites dans l'annexe III de la 
directive actuelle doivent être révisées en fonction des 
nouveaux facteurs de pondération tissulaire et des nouvelles 
données sur le métabolisme, ainsi que pour réaliser une 
meilleure cohérence entre ces limites et les limites de dose 
proposées. Etant donné, cependant, que les modèles métaboliques 
sont en cours de réexamen, et qu'il ne conviendrait pas de 
suspendre la révision des normes de base ni d'entreprendre, 
pour l'instant, ia révision des tableaux, l'annexe III indique 
les méthodes à utiliser provisoirement. 
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Proposition modifiée de 
DIRECTIVE DU CONSEIL 
fixant les normes de base 
relatives à la protection sanitaire 
de la population et des travailleurs 
contre les dangers résultant des rayonnements ionisants 
LE CONSEIL DES COMMUNAUTES EUROPEENNES, 
vu le traité instituant la Communauté européenne de l'énergie atomique, 
et notamment ses articles 31 et 32, 
vu la proposition de la Commission, élaborée après consultation d'un 
groupe de personnalités désignées par le Comité scientifique et 
technique parmi les experts des Etats membres, 
vu l'avis du Parlement européen*1), 
vu l'avis du Comité économique et social*2), 
considérant que le traité prévoit à l'article 2 lettre b 
l'établissement des normes de sécurité uniformes pour la protection 
sanitaire de la population et des travailleurs; 
considérant que, selon l'article 30 du traité, les normes de base 
relatives à la protection sanitaire de la population et des 
travailleurs contre les dangers résultant des radiations ionisantes se 
définissent comme : 
(a) les doses maxima admissibles avec une sécurité suffisante; 
(b) les expositions et contaminations maxima admissibles; 
(c) les principes fondamentaux de surveillance médicale des 
travaiI leurs; 
(1) J.O. n' 
(2) J.O. n* C 108? 19.4.1993, p. 48. 
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considérant que, conformément à l'article 33 du traité, chaque Etat 
membre établit les dispositions législatives, réglementaires et 
administratives propres à assurer le respect des normes de base fixées 
et prend les mesures nécessaires en ce qui concerne l'enseignement, 
l'éducation et la formation professionnelle; 
considérant que, pour remplir sa mission, la Communauté a établi des 
normes de base pour la première fois en 1959, conformément à 
l'article 218 du traité*3), et les a depuis lors révisées*4) et 
(3) J.O. n' 11 du 20.2.1959, p. 211/59 
(4) - Directive du Conseil du 5.3.1962 (J.O. du 6.7.1962); 
Directive 66/45/EURATOM du Conseil du 27.10.1966 (J.O. du 
26.11.1966, p. ); 
Directive 76/579/EURATOM du Conseil du 1.6.1976 (J.O. L-187 du 
12.7.1976, p. ); 
Directive 79/343/EURATOM du Conseil du 27.3.1979 (J.O. L-83 du 
3.4.1979, p. ); 
Directive 80/836/EURATOM du Conseil du 15.7.1980 (J.O. L-246 du 
17.9.1980, p. ); 
Directive 84/467/EURAT0M du Conseil du 3.9.1984 (J.O. L-265 du 
5.10.1984, p. ). 
40/1/93 FR 
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complétées*5); 
considérant que l'évolution des connaissances scientifiques en matière 
de protection radiologique impose une révision des normes de base et 
l'établissement d'un nouvel instrument Juridique remplaçant les 
directives 76/579/Euratom et 80/836/Euratom; 
(5) - Directive 84/466/EURATOM du Conseil du 3.9.1984 fixant les 
mesures fondamentales relatives à la protection radiologique 
des personnes soumises à des examens et traitements médicaux 
(J.O. L-265 du 5.10.84, p. 1); 
Directive 89/618/EURATOM du Conseil du 27.11.1989 concernant 
l'information de la population sur les mesures de protection 
sanitaire applicables et sur le comportement à adopter en cas 
d'urgence radiologique (J.O. L-357 du 7.12.89, p. 31); 
Directive 90/641/EURATOM du Conseil du 4.12.1990 concernant la 
protection opérationnelle des travailleurs extérieurs exposés à 
un risque de rayonnements ionisants au cours de leur 
intervention en zone contrôlée (J.O. L-349 du 13.12.90, p. 21); 
Règlement 87/3954/EURAT0M du Conseil du 22.12.1987 fixant les 
niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour 
les denrées alimentaires et les aliments pour bétail après un 
accident nucléaire ou dans toute autre situation d'urgence 
radiologique (J.O. L-371 du 30.12.87, p. 11); 
Directive 92/3/EURATOM du Conseil du 3.2.1992 relative à la 
surveillance et au contrôle des transferts de déchets 
radioactifs entre Etats membres ainsi qu'à l'entrée et à la 
sortie de la Communauté (J.O. L-35 du 12.2.92, p. 24); 
Règlement 1493/93/EURATOM du Conseil, du 8 Juin 1993, 
concernant les transferts de substances radioactives entre les 
Etats membres (J0 L 148 du 19.6.93). 
Recommandation 90/143/EURATOM de la Commission du 21.2.1990 
relative à la protection de la population contre les dangers 
résultant de l'exposition au radon à l'intérieur des bâtiments 
(J.O. L-80 du 27.3.90, p. 26); 
Décision 87/600/EURATOM du Conseil du 14.12.1987 concernant des 
modalités communautaires en vue de l'échange rapide 
d'informations dans le cas d'une situation d'urgence 
radiologique (J.O. L-371 du 30.12.87, p. 76). 
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considérant que cette évolution conduit à réapprécier les risques 
inhérents à l'emploi des rayonnements ionisants, à constater qu'il 
convient de renforcer sur les lieux de travail la protection de la 
santé contre les dangers de l'exposition aux sources naturelles de 
rayonnement et à prendre davantage conscience de la nécessité de 
prévoir des mesures préventives à appliquer en cas d'accident; 
considérant que les normes de base à établir au sein de la Communauté 
doivent tenir dûment compte des règles du marché commun nucléaire 
définies au titre deux, chapitre IX du traité et de celles dii marché 
intérieur créé par le traité instituant la Communauté économique 
européenne, sous réserve de l'article 232 paragraphe 2 de ce dernier 
traité; 
considérant que pour atteindre les objectifs énoncés ci-dessus, il est 
nécessaire d'inclure dans le champ d'application des normes de base la 
commercialisation des substances radioactives, l'exploitation de 
certains matériels électriques et l'exposition aux sources naturelles 
de rayonnement sur le lieu de travail; 
considérant que, pour assurer le respect des normes de base, les Etats 
membres sont tenus d'interdire certaines pratiques présentant un risque 
dû aux rayonnements ionisants ou, selon le degré de risque, de 
soumettre ces pratiques à un régime de déclaration et d'autorisation 
préalable; 
considérant qu'un système de protection radiologique applicable aux 
pratiques devrait se fonder sur les principes de Justification de 
l'exposition, d'optimisation de la protection et de limitation des 
doses en fonction de ia situation particulière des différents groupes 
de personnes exposées, qui sont par exemple les travailleurs, les mères 
allaitantes, les femmes enceintes, les apprentis, les étudiants et les 
personnes du public et qu'à cette fin il convient de fixer des limites 
de dose ainsi que des limites dérivées de celles-ci; 
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considérant que la protection opérationnelle des travalI leurs exposés, 
des apprentis et des étudiants impose la mise en oeuvre de mesures sur 
le lieu de travail; que ces mesures doivent comprendre l'évaluation 
préalable des risques, la classification des lieux de travail et des 
travailleurs, la surveillance des zones et des conditions de travail 
ainsi que la surveillance médicale; 
considérant qu'il s'est révélé que les travailleurs devraient être 
protégés contre l'exposition aux sources naturelles de rayonnement sur 
le lieu de travail; qu'à cette fin l'obligation devrait être imposée 
aux Etats membres de mener des enquêtes afin de repérer les zones, les 
pratiques et les conditions de travail dans lesquelles des travailleurs 
sont exposés d'une manière notable à de telles sources; que, en 
fonction des résultats de ces enquêtes, les Etats membres devraient 
prendre les mesures de protection appropriées; 
considérant que la protection opérationnelle de la population en 
situation normale exige la création d'un système d'inspection 
permettant d'exercer un contrôle strict sur la protection radiologique 
de la population et de vérifier le respect des normes de base; 
considérant qu'eu égard aux enseignements tirés de l'accident de 
Tchernobyl, les Etats membres devraient étudier toutes les situations 
d'urgence radiologique susceptibles de se présenter sur leur territoire 
avant, pendant et après un accident et devraient prendre toutes les 
mesures nécessaires pour en réduire les conséquences; qu'une 
coopération entre les Etats membres et avec les pays tiers s'est 
révélée de nature à garantir une meilleure préparation, 
A ARRETE LA PRESENTE DIRECTIVE: 
40/1/93 FR 
- 20 -
TITRE PREMIER 
DEFINITIONS 
Article premier 
Les définitions suivantes s'appliquent aux fins de la présente 
directive: 
Dose absorbée (D): énergie absorbée par unité de masse 
D - dg 
dm 
où - d£ est l'énergie moyenne communiquée par le rayonnement 
ionisant à la matière dans un élément de volume 
dm, la masse de la matière contenue dans cet élément de volume. 
Dans la présente directive, le terme "dose absorbée" désigne la dose 
moyenne reçue par un tissu ou un organe. L'unité de dose absorbée est 
gray (Gy). 
Accélérateur: appareillage ou installation émettant des rayonnements 
ionisants d'une énergie supérieure à 1 Mev. 
Accident: événement non voulu qui provoque des dommages à une source ou 
qui entraîne ou pourrait entratner, pour des personnes du public, une 
exposition supérieure au niveau d'intervention approprié ou, pour des 
travailleurs, une exposition supérieure aux limites de dose 
appropr iées. 
Exposition accidentelle: exposition fortuite et involontaire de 
personnes par suite d'un accident. 
Act ivat ion: processus par lequel un nucléide stable est transformé en 
un radionucléide par irradiation de la substance qui le contient au 
moyen de particules ou de rayons gamma à haute énergie. 
40/1/93 FR 
- 21 -
Activité (A); l'activité A d'une quantité d'un radlonucléide à un état 
énergétique déterminé et à un moment donné est le quotient de dN par 
dt, où dN est le nombre probable de transitions nucléaires jspontanées à 
partir de cet état énergétique dans l'intervalle de temps dt. 
A-M 
dt 
L'unité d'activité est le becquerel, Bq. 
Apprentl; personne en formation dans une entreprise en vue d'un emploi 
comportant une exposition aux rayonnements ionisants. 
Médecin agréé: médecin responsable de la surveillance médicale des 
travailleurs de la catégorie A au sens de l'article 21 et dont la 
qualification pour cette tâche est reconnue par les autorités 
compétentes. 
Services agréés de médecine du travail: organismes responsables de la 
protection radiologique et de la surveillance médicale des travailleurs 
exposés, au sens de l'article 21, et dont la qualification pour cette 
tâche est reconnue par les autorités compétentes. 
Becquerel (Bo): nom de l'unité d'activité. Un becquerel équivaut à une 
transition par seconde: 
1 Bq - 1 s"1 
Dose efficace engagée (E(t)): somme des doses équivalentes engagées 
dans les divers tissus ou organes par suite d'une incorporation, 
multipliées chacunes par le facteur de pondération tissulaire wT 
approprié. Elle est donnée par la formule: 
E(T) -£wTHT(*C) 
T 
p(jc)représentant le nombre d'années sur lequel est faite l'intégration. 
L'unité de dose efficace engagée est le s levert. 
40/1/93 FR 
- 22 -
Dose équivalente engagée (HTCO): l'intégrale sur le temps (t) du 
débit de dose équivalente au tissu ou à l'organe T qui sera reçu par un 
individu à la suite de l'Incorporation de matière radioactive. Pour une 
incorporation d'activité à un moment t0, elle est définie par la 
formule: 
HTec) - \ HT(t)dt 
où - H-r(t) est le débit de dose équivalente à l'organe ou au tissu 
T au moment t 
X, la période sur laquelle l'intégration est effectuée. 
Lorsque l'on spécifie HT(T), Test indiqué en années. Si la valeur de 
t n'est pas donnée, elle est implicitement de 50 années pour les 
adultes et de 70 années pour les enfants. 
L'unité de dose équivalente engagée est le s levert. 
Destinataire: toute personne physique ou morale à laquelle des 
substances radioactives sont transférées 
Zone contrôlée: zone soumise à une réglementation spéciale pour des 
raisons de protection contre les rayonnements ionisants et de 
confinement de la contamination radioactive, et dont l'accès est 
réglementé et limité aux travailleurs qui ont reçu des instructions 
appropriées. 
Contrainte de dose: restriction imposée, pour l'optimisation de la 
radioprotection, aux doses qu'une source déterminée peut délivrer aux 
individus. 
Limites de dose: limites fixées au titre IV pour les doses résultant de 
l'exposition des travailleurs exposés, des apprentis et des étudiants 
et des personnes du public aux rayonnements ionisants, du fait des 
pratiques visées par la présente directive. 
Dose efficace (E): somme des doses équivalentes pondérées délivrées aux 
différents tissus et organes du corps par l'irradiation interne et 
externe. Elle est définie par la formule 
E -£WTHT -EWJSWR DTfR 
T T R 
40/1/93 FR 
- 23 -
où - DT R est la dose de rayonnement R absorbée par l'organe, 
wR, le facteur de pondération radiologique et 
wj, le facteur de pondération tissu la ire valable pour le 
tissu ou I'organe T. 
Les valeurs appropriées de wT et wR sont indiquées à l'annexe 2. 
L'unité de dose efficace est le sievert (Sv). 
Exposition d'uroence: exposition qui se Justifie en situation anormale 
pour porter secours à des personnes, pour empêcher l'exposition d'un 
grand nombre de personnes ou pour sauver une entreprise ou une source 
de grande valeur, et au cours de laquelle une des limites de dose 
fixées pour les travailleurs exposés pourrait être dépassée. 
Dose équivalente (HT): la dose absorbée par le tissu ou l'organe T, 
pondérée suivant le type et la qualité du rayonnement R. Elle est 
donnée par la formule: 
«T,R - WR DT,R 
où 
- Dj R est la dose du rayonnement R absorbée dans l'organe et 
- wR, le facteur de pondération radiologique. 
Lorsque le champ de rayonnement comprend des rayonnements de types et 
d'énergies correspondant à des valeurs différentes de wR, la dose 
équivalente totale, HT est donnée par la formule 
HT -Z]WR DT.R 
R 
Les valeurs appropriées de wR sont indiquées à l'annexe II. L'unité 
de dose équivalente est le sievert (Sv). 
40/1/93 FR 
- 24 -
Travailleur exposé: personne âgée de 18 ans au moins, soumise pendant 
son travail à une exposition provenant de pratiques visées dans la 
présente directive et susceptibles d'entratner des doses supérieures à 
une quelconque des limites de dose fixées pour les personnes du public. 
EXPOS it ion: le fait d'être exposé à des rayonnements ionisants. 
Gray (Gy): nom particulier de l'unité de dose absorbée. Un gray 
équivaut à un Joule par kilogramme. 
1 Gy - 1 J kg"1 
Dommage : effet délétère observable cl iniquement chez les individus ou 
dans leur descendance. Le terme comprend la probabilité de l'effet 
Détenteur: toute personne physique ou morale qui, avant d'effectuer un 
transfert de substances radioactives, a la responsabilité légale, aux 
termes de la législation nationale, de ces matières et qui se propose 
d'effectuer un transfert à un destinataire. 
Incorporât Ion: les activités des radionucléides pénétrant dans 
l'organisme à partir du ml Ileu ambiant. 
Intervention: activité humaine destinée à réduire l'exposition globale 
des individus aux rayonnements par la suppression de sources 
existantes, par la modification de voles d'exposition existantes ou par 
la réduction du nombre des individus exposés à une source existante. 
Niveau d'intervention: une valeur de dose équivalente ou de dose 
efficace ou une valeur dérivée à laquelle certaines interventions 
devraient être envisagées. La valeur de dose ou la valeur dérivée est 
exclusivement celle qui se rapporte à la voie d'exposition sur laquelle 
portera l'intervention. 
Rayonnement ionisant: transport d'énergie dans l'espace sous la forme 
d'ondes électromagnétiques ou de particules possédant une énergie 
supérieure à 12,4 eV, ce qui correspond à une longueur d'ondes de 100 
nanometres ou une fréquence de 3 x 10 (15) hertz. 
Personnes du public: individus de la population, à l'exception des 
travailleurs exposés, des apprentis et des étudiants pendant leurs 
heures de travaiI. 
40/1/93 FR 
- 25 -
Source naturelle de rayonnement : source de rayonnement ionisant 
d'origine terrestre ou cosmique naturelle. 
Autre source concernée: toute substance radioactive qui n'est pas une 
source scellée, et dont les rayonnements ionisants sont destinés à être 
utilisés directement ou indirectement à des fins médicales, 
vétérinaires, industrielles, commerciales, de recherche ou agricoles 
Commercialisat ion : toute fourniture, payante ou gratuite, à toute 
autre fin que le stockage suivi d'exportation au dehors de la 
Communauté ou d'élimination. Aux fins de la présente directive, 
l'importation dans la Communauté d'une substance radioactive ou d'un 
produit contenant une telle substance est réputée constituer une 
commercialisation. 
Exposition potentielle: exposition dont la probabilité d'apparition et 
la grandeur peut être calculée pour un événement tel qu'un accident ou 
une défaillance matérielle. 
Pratloue: activité humaine susceptible d'accroître I'exposition globale 
des individus au rayonnement provenant d'une source. 
Expert quai If lé: personne ayant les connaissances et l'entraînement 
nécessaires pour effectuer des examens physiques, techniques ou 
radiochimiques, pour évaluer les doses et pour donner des conseils afin 
d'assurer une protection efficace des individus et un fonctionnement 
correct des moyens de protection, et dont la capacité d'agir comme 
expert qualifié est reconnue par les autorités compétentes. 
Etat d'urgence radiologique: conséquence d'un accident à la suite 
duquel les Etats membres décident de prendre des mesures de grande 
ampleur afin de protéger les personnes du public. 
Contamination radioactive: contamination d'une matière, d'une surface, 
d'un milieu quelconque ou d'un individu par des substances 
radioactives. Dans le cas particulier du corps humain, cette 
contamination radioactive comprend à la fois la contamination externe 
cutanée et la contamination interne par quelque voie que ce soit. 
Substance radioactive: toute substance contenant un ou plusieurs 
radionucléides dont l'activité ou la concentration ne peut être 
négligée du point de vue de la radioprotection. 
40/1/93 FR 
- 26 -
Groupe de référence de la population: groupe comprenant des individus 
dont l'exposition à une source est assez uniforme et représentative de 
celle des individus qui, parmi la population, sont les plus-exposés à 
ladite source. 
Transfert: les opérations de transport de substances radioactives du 
lieu d'origine au lieu de destination, y compris leur chargement et 
leur déchargement. 
Source radioactive scellée: une source dont la structure empêche, en 
utilisation normale, toute dispersion de matières radioactives dans le 
mi Iieu ambiant. 
Sievert (Sv): nom particulier de l'unité de dose équivalente et de dose 
efficace. Un sievert équivaut à un Joule par kilogramme. 
1 Sv - 1 Kg"1 
Source: appareil, substance ou installation pouvant émettre des 
rayonnements ionisants ou des substances radioactives, à l'exception 
des sources naturelles de rayonnement. 
Zone survei Née: zone dans laquelle les conditions de travail font 
l'objet d'une surveillance stricte mais où des dispositions spéciales 
du genre de celles appliquées dans les zones contrôlées ne sont 
normalement pas nécessaires. 
40/1/93 FR 
- 27 -
TITRE II 
CHAMP D'APPLICATION 
Article 2 
La présente directive s'applique à toute pratique ou intervention 
comportant un risque dû aux rayonnements ionisants et notamment: 
a) à ia production, au traitement, à la manipulation, à l'emploi, à la 
détention, au stockage, au transport, à la commercialisation, à 
l'exportation et à l'élimination de substances radioactives; 
b) à l'utilisation de tout appareil électrique émettant des 
rayonnements ionisants et dont des éléments fonctionnent sous une 
différence de potentiel supérieure à 5 kV; 
c) à l'exposition aux sources naturelles de rayonnement sur le lieu de 
travai I 
(i) dans les mines d'uranium; et 
(ii) dans les lieux de travail spécifiés au titre VII. 
40/1/93 FR 
- 28 -
TITRE ill 
DECLARATIONS ET AUTORISATIONS 
Article 3 
Déclarations 
1. Chaque Etat membre rend obligatoire, pour chaque personne ou 
entreprise qui utilise des pratiques visées à l'article 2, la 
déclaration desdites pratiques. 
2. Aucune déclaration n'est cependant exigible pour les pratiques 
suivantes: 
(a) l'emploi puis l'élimination de quantités de substances radioactives 
qui ne dépassent pas au total les valeurs indiquées dans la colonne 
2 du tableau A de l'annexe I ; ou 
(b) l'emploi puis l'élimination de substances radioactives dont la 
concentration d'activité par unité de masse ne dépasse pas les 
valeurs indiquées à la colonne 3 du tableau A de l'annexe I; ou 
(c) l'emploi d'un appareillage contenant des substances radioactives 
dans des quantités ou des concentrations supérieures à celles 
indiquées aux lettres (a) et (b) pour autant que soit remplie 
chacune des cond i t i ons su i vantes : 
1. l'appareillage est d'un type agréé par l'autorité compétente de 
1'Etat membre; 
2. il présente les caractéristiques d'une source scellée 
garantissant une protection efficace contre tout contact avec 
des substances radioactives et contre toute fuite de ces 
dernières; 
3. en fonctionnement normal, il ne crée, en aucun point situé à 
une distance de 0,1 m de sa surface accessible, un débit de 
dose supérieur à 1 /xSv h"1; 
(d) l'emploi d'un appareillage auquel la présente directive s'applique, 
à condition: 
40/1/93 FR 
- 29 -
1. que cet appareillage soit d'un type agréé par l'autorité 
compétente de l'Etat membre; et 
2. qu'en fonctionnement normal, il ne crée en aucun point situé à 
une distance de 0,1 m de sa surface accessible, un débit de 
dose supérieur à 1 f/Sv h~1 ; 
(e) tout tube cathodique destiné à l'affichage d'images visibles, pour 
autant qu'en fonctionnement normal il ne crée, en aucun point situé 
à 0,1 m de sa surface accessible, un débit de dose supérieur à 
1 /iSv h"1. 
(f) l'occupation d'habitations et toute autre exposition à des sources 
naturelles, sous réserve de l'article 2 lettre c). 
40/1/93 FR 
- 30 -
3. La liste de pratiques contenue dans le paragraphe 2 peut être 
révisée conformément à la procédure définie à l'article 56. 
Article 4 
Autorisation 
1. Une autorisation préalable est exigée pour les pratiques suivantes: 
(a) la construction, l'exploitation et le déclassement de toute 
entreprise du cycle du combustible nucléaire; 
(b) l'élimination de substances radioactives ou le recyclage de 
matériaux en contenant, lorsque ces substances ou matériaux 
proviennent d'une entreprise industrielle, médicale, vétérinaire ou 
de recherche, sauf si les conditions fixées par les autorités 
compétentes sont remplies; 
(c) l'addition intentionnelle de substances radioactives dans ia 
production et la fabrication de médicaments et de produits de 
consommation et la commercialisation de tels produits contenant des 
substances radioactives; 
(d) l'administration intentionnelle de substances radioactives à des 
personnes et à des animaux à des fins de diagnostic, de traitement 
ou de recherche médical ou vétérinaire; 
(e) l'emploi d'appareils à rayons X ou de sources de rayonnement 
contenant des substances radioactives à des fins de radiographie 
industrielle ou de traitement de produits et l'emploi 
d'accélérateurs autres que les microscopes électroniques; 
(f) l'emploi d'accélérateurs, d'appareils à rayons X ou de sources de 
rayonnement pour l'exposition de personnes à des fins de traitement 
ou de recherche médicale. 
2. Une autorisation préalable peut être exigée pour d'autres pratiques 
que celles indiquées au paragraphe 1. Ces autres pratiques sont 
déterminées selon la procédure définie à l'article 56. 
3. Les autorisations peuvent être délivrées pour une pratique 
permanente et porter sur l'emploi de plusieurs sources de 
40/1/93 FR 
- 31 -
rayonnement au cours d'une période déterminée. Elles sont 
éventueIIement renouveIabIes. 
Article 5 
Pratiques interdites 
L'addition intentionnelle de substances radioactives dans la production 
de denrées alimentaires, de Jouets, de parures et de produits 
cosmétiques, l'activât ion délibérée de tous ces produits et leur 
commercialisation après qu'ils auraient subi un tel traitement sont 
interdites. 
40/1/93 FR 
- 32 -
Article 6 
Transfert de substances radioactives 
1. Chaque Etat membre fait le nécessaire afin que, sur son territoire, 
les transferts de subtances radioactives ne puissent avoir lieu qu'à 
des destinataires qui se sont conformés à toutes les dispositions 
applicables qui mettent en oeuvre le présente directive et aux 
prescriptions nationales pertinentes relatives à l'utilisation, le 
traitement, la manipulation, la sécurité de stockage ou l'élimination 
de ces substances radioactives. 
2. Un détenteur de sources scellées qui se propose d'effectuer ou de 
faire effectuer un transfert de telles sources à un destinataire se 
trouvant dans un autre Etat membre se fait délivrer préalablement par 
ce destinataire une déclaration écrite attestant que celui-ci s'est 
conformé, dans l'Etat membre de destination, à l'ensemble des 
dispositions applicables qui mettent en oeuvre la présente directive et 
aux prescriptions nationales pertinentes relatives à l'utilisation, au 
traitement, à la manipulation, à la sécurité de stockage ou à 
l'élimination de cette catégorie de sources. 
La déclaration est envoyée par le destinataire à l'autorité compétente 
de l'Etat membre à destination duquel le transfert doit être effectué. 
L'autorité compétente confirme, en apposant son cachet sur le document, 
avoir pris connaissance de la déclaration, qui est ensuite adressée par 
le destinataire au détenteur. 
3. Un détenteur de sources scellées ou d'autres sources concernées qui 
a effectué ou a fait effectuer un transfert de telles sources fournit à 
l'autorité compétente de l'Etat de destination, dans les vingt et un 
jours qui suivent la fin de chaque trimestre civil, les informations 
suivantes concernant les livraisons effectuées au cours de ce 
trimestre: 
- les nom et adresse des destinataires, 
l'activité totale par radionucléide livré à chaque destinataire 
et le nombre de ces livraisons, 
ia quantité la plus élevée livrée en une seule fois de chaque 
radionucléide à chaque destinataire, 
40/1/93 FR 
- 33 
le type de substance: source scellée ou autre source concernée 
40/1/93 FR 
- 34 -
TITRE IV 
SYSTEME DE PROTECTION RADIOLOGIQUE 
APPLICABLE AUX PRATIQUES 
CHAPITRE I 
PRINCIPES GENERAUX 
Article 7 
1. Chaque Etat membre applique et fait appliquer aux pratiques un 
système de radioprotection reposant sur les principes généraux 
suivants: 
(a) toutes les pratiques créant une exposition aux rayonnements 
ionisants sont Justifiées préalablement par les avantages qu'elles 
procurent et restent sous contrôle strict de ce point de vue. 
(b) toutes les expositions sont maintenues à un niveau aussi faible 
qu'il est raisonnablement possible, compte tenu des facteurs 
économiques et sociaux. Les autorités compétentes fixent des 
contraintes génériques de dose pour des types particuliers de 
pratique. 
(c) sans préjudice de l'article 13, la somme des doses reçues du fait 
des différentes pratiques concernées ne dépasse pas les limites de 
dose fixées au présent titre pour les travailleurs exposés, les 
apprentis, les étudiants et les personnes du public. 
2. Les principes énoncés au paragraphe 1 lettres (a) et (b) 
s'appliquent à toutes les expositions aux rayonnements ionisants, y 
compris aux expositions médicales. Le principe énoncé au 
paragraphe 1 lettre (c) ne s'applique à aucune des expositions 
suivantes: 
(a) l'exposition d'individus pour les besoins des diagnostics et 
traitements médicaux qu'ils subissent; 
(b) les expositions d'urgence, sous réserve de l'article 55; 
(c) les expositions dues à des sources naturelles, à l'exception des 
expositions subies dans les mines d'uranium et dans les conditions 
40/1/93 FR 
- 35 -
spécifiées au titre VII; 
(d) l'exposition d'individus qui, en connaissance de cause et de leur 
plein gré, participent à titre privé au soutien et au réconfort de 
patients subissant un diagnostic ou un traitement médical en milieu 
hospitalier ou à domicile, sous réserve du paragraphe 3; 
(e) l'exposition de volontaires participant à des programmes de 
recherche médicale et biomédicale, sous réserve du paragraphe 3. 
3. Chaque Etat membre fixe des lignes de conduite concernant les 
procédures à appliquer aux individus visés au paragraphe 2 
lettres (d) et (e). Il fixe aussi les contraintes applicables aux 
doses reçues par les volontaires visés au paragraphe 2 lettre (e). 
40/1/93 FR 
- 36 -
CHAPITRE II 
LIMITATION DES DOSES POUR LES TRAVAILLEURS EXPOSES 
Article 8 
Limite d'âge pour les travailleurs exposés 
Sans préjudice de l'article 12 paragraphe 2, les personnes de moins de 
18 ans ne sont affectées à aucun travail.qui en ferait des travailleurs 
exposés. 
Article 9 
Limites de dose pour les travailleurs exposés 
1. La dose efficace pour les travailleurs exposés est limitée à 20 mSv 
en moyenne annuelle sur cinq années consécutives (c'est-à-dire à 
100 mSv sur cinq ans) et à 50 mSv au cours d'une année quelconque. 
Cette limite s'applique à la somme des doses concernées dues à 
l'exposition externe au cours de la période concernée et de la dose 
équivalente engagée à terme de 50 ans par suite des incorporations 
qui ont eu lieu au cours de la même période. 
2. Sans préjudice du paragraphe 1, les limites suivantes s'appliquent 
au cristallin, à la peau et aux extrémités du corps: 
la limite de dose équivalente au cristallin est de 150 mSv par an; 
la limite de dose équivalente à la peau est de 500 mSv par an. 
Cette limite s'applique à la dose moyenne de toute surface de 
1 cm2, quelle que soit la surface exposée; 
la limite de dose équivalente aux mains, aux avant-bras, aux pieds 
et aux chevilles est de 500 mSv par an. 
Article 10 
Protection des femmes enceintes 
Dès qu'une femme enceinte informe la hiérarchie de son état 
40/1/93 FR 
- 37 -
conformément à la législation et/ou aux usages nationaux, le foetus est 
protégé dans toute le mesure du possible comme s'il s'agissait d'une 
personne du public. L'exposition de la femme enceinte dans .le cadre de 
son emploi est la plus faible qu'il est raisonnablement possible 
d'obtenir et les conditions de son travail sont de nature à garantir 
que la dose équivalente au foetus ne dépassera pas 1 mSv pendant le 
reste de la grossesse. 
40/1/93 FR 
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Article 11 
Protection des mères allaitantes 
1. Les mères allaitantes ne sont pas affectées à des travaux 
comportant un risque de contamination radioactive. 
2. La possibilité de contamination radioactive corporelle fait l'objet 
d'une attention spéciale. Au besoin, les autorités compétentes 
fixent des contraintes de dose appropriées. 
CHAPITRE III 
LIMITATION DES DOSES POUR 
LES APPRENTIS ET LES ETUDIANTS 
Article 12 
1. Pour les apprentis âgés de 18 ans au moins et pour les étudiants 
âgés de 18 ans au moins qui, dans leurs études, sont amenés à 
employer des sources, les limites de dose sont égales à celles 
fixées à l'article 9 pour les travailleurs exposés. 
2. Pour les apprentis âgés de 16 à 18 ans et pour les étudiants âgés 
de 16 à 18 ans qui, dans leurs études, sont amenés à employer des 
sources, la limite de dose efficace est de 6 mSv par an. Les 
limites de dose au cristallin, à la peau et aux extrémités du corps 
sont égales à 3/10 de celles fixées à l'article 9 paragraphe 2 pour 
les travailleurs exposés. 
3. Pour les apprentis et étudiants qui ne relèvent pas des 
paragraphes 1 et 2, les limites de dose sont égales à celles fixées 
à l'article 14 pour les personnes du public. 
40/1/93 FR 
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CHAPITRE IV 
EXPOSITIONS SOUS AUTORISATION SPECIALE 
Article 13 
1. Dans des circonstances exceptionnelles à apprécier cas par cas, les 
autorités compétentes peuvent, si des opérations déterminées 
l'exigent, autoriser qu'un certain nombre de travailleurs désignés 
nommément subissent des expositions professionnelles individuelles 
supérieures à celles indiquées à l'article 9, mais ne dépassant pas 
les plafonds qu'elles auront fixés spécialement. Les conditions à 
respecter sont les suivantes : 
a) seuls peuvent être soumis à des expositions sous autorisation 
spéciale.les travailleurs de la catégorie A au sens de 
t'art icle 23; 
b) les femmes enceintes et les mères allaitantes en sont exclues; 
c) ces expositions sont Justifiées rigoureusement et examinées de 
façon approfondie avec la hiérarchie, les travailleurs concernés, 
leurs représentants, les services agréés de médecine du travail 
- ou le médecin agréé - et l'expert qualifié; 
d) des informations sont données sur les risques courus et sur les 
précautions à prendre pendant l'opération; 
e) toutes les doses consécutives à ces expositions sont enregistrées 
séparément dans le dossier médical. 
2. Le dépassement des doses limites par suite d'une exposition sous 
autorisation spéciale ne constitue pas nécessairement une raison 
d'exclure le travailleur de son emploi normal. 
CHAPITRE V 
LIMITATION DES DOSES POUR LA POPULATION 
Article 14 
Limites de dose pour les personnes du public 
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1. Sans préjudice de l'article 15, les limites de dose à respecter 
pour les personnes du public sont celles fixées aux paragraphes 2 
et 3. 
2. La limite de dose efficace est de 1 mSv par an. Toutefois dans des 
circonstances particulières, une valeur supérieure peut être 
autorisée pendant une seule année et pour autant que la moyenne sur 
cinq années consécutives ne dépasse pas 1 mSv par an. Cette limite 
s'applique à la somme des doses dues à l'exposition externe au 
cours de la période considérée et de la dose engagée à terme de 
50 ans (Jusqu'à l'âge de 70 ans dans le cas des enfants) par suite 
des incorporations qui ont eu lieu au cours de la même période. 
40/1/93 FR 
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3. En outre 
la limite de dose équivalente au cristallin est de 15 mSv par 
an; 
- la limite de dose équivalente à la peau est de 50 mSv par an en 
valeur moyenne pour n'importe quel cm, de peau, quelle que soit 
la surface exposée; 
la limite de dose équivalente aux mains, aux avant-bras, aux 
pieds et aux chevilles est de 50 mSv par an. 
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Article 15 
Exposition de la population dans son ensemble -
1. Chaque Etat membre veille à ce que la contribution de chaque 
pratique à l'exposition de la population dans son ensemble soit 
maintenue au niveau le plus faible qu'il est raisonnablement 
possible d'atteindre, compte tenu des principes énoncés à 
l'article 7 paragraphe 1, lettres (a) et (b). 
2. Le total de ces différentes contributions est évalué 
périodiquement. 
3. Chaque Etat membre transmet périodiquement les résultats de ces 
évaluations à la Commission. 
Chapitre VI 
Article 16 
1. Si des circonstances exceptionnelles l'exigent, des limites de dose 
différentes de celles fixées dans le présent titre peuvent être 
autorisées selon la procédure fixée à l'article 56. Cette 
autorisation est dûment Justifiée et limitée dans son objet, sa 
durée et son champ territorial. 
40/1/93 FR 
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TITRE V 
ESTIMATION DE LA DOSE EFFICACE 
Article 17 
Pour l'estimation de la dose efficace, il est fait usage des méthodes 
visées sous ce titre ou de toute autre méthode appropriée. 
Article 18 
1. En cas d'irradiation externe, les valeurs indiquées à l'annexe II 
peuvent être utilisées pour estimer les doses équivalentes et 
efficaces correspondantes. 
2. En cas d'exposition interne provoquée par un radionucléide ou un 
mélange de radionucléides, les méthodes indiquées aux annexes II 
et III peuvent être utilisées pour estimer les doses efficaces. 
TITRE VI 
PRINCIPES FONDAMENTAUX DE LA PROTECTION OPERATIONNELLE 
DES TRAVAILLEURS EXPOSES, DES APPRENTIS ET DES ETUDIANTS 
Article 19 
La protection opérationnelle des travailleurs exposés repose sur les 
principes suivants: 
a) évaluation préalable permettant d'identifier la nature et l'ampleur 
du risque radiologique couru par les travailleurs exposés; 
b) classification des Iieux de travail en différentes zones, en 
fonction, le cas échéant, d'une évaluation des doses annuelles 
prévisibles ainsi que de la fréquence prévisible et des 
conséquences possibles des petites anomalies; 
c) classification des travailleurs dans différentes catégories-, 
d) mise en oeuvre d'une réglementation et d'une surveillance adaptées 
aux différentes zones et aux différentes conditions de travail. 
e) surveiI lance médicale. 
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-yy- - 45 -
CHAPITRE PREMIER 
PREVENTION DE L'EXPOSITION 
SECTION PREMIERE 
CLASSIFICATION ET DELIMITATION DES ZONES 
Article 20 
Dispositions à prendre sur les lieux de travail 
1. Aux fins de la radioprotection et eu égard aux titres II et VII, 
des dispositions sont prises concernant tous les lieux de travail 
où existe le risque d'une exposition supérieure aux limites de dose 
fixées pour les personnes du public. Ces dispositions doivent être 
adaptées à la nature des installations et des sources ainsi qu'à 
l'ampleur et à la nature des risques. L'envergure des moyens de 
prévention et de surveillance ainsi que leur nature et leur qualité 
doivent être fonction des risques liés aux travaux entraînant 
l'exposit ion. 
2. Une distinction est faite entre les zones contrôlées et les zones 
surveiIlées. 
3. En zone contrôlée, des dispositions spéciales sont prises partout 
où existe un risque notable de dispersion de la contamination 
radioactive. 
4. Les autorités compétentes arrêtent des directives pour la 
délimitation de zones contrôlées et surveillées adaptées à chaque 
situât ion. 
5. La hiérarchie exerce un contrôle strict sur les conditions de 
travail appliquées dans les zones contrôlées et surveillées. 
Article 21 
Prescriptions applicables aux zones contrôlées 
Les prescriptions minimales applicables à une zone contrôlée sont une 
délimitation de son espace et la réglementation écrite de son accès par 
les soins de la hiérarchie. 
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— Vjfe •- - 47 -
Article 22 
Mesures discrétionnaires applicables aux zones, 
contrôlées et surveillées 
Les dispositions suivantes sont prises en fonction de la nature et de 
l'ampleur des risques radio logiques régnant dans les zones contrôlées 
et surveiIlées: 
a) affichage de signaux indiquant le type de zone, la nature des 
sources et les risques qu'elles comportent; 
b) établissement de consignes de travail adaptées au risque 
radiologique tenant aux sources et aux opérations effectuées; 
c) organisation d'une surveillance radiologique du milieu ambiant 
conformément aux dispositions de l'article 26. 
Ces tâches rentrent dans les attributions des experts qualifiés. 
SECTION 2 
CLASSIFICATION DES TRAVAILLEURS EXPOSES, 
DES APPRENTIS ET DES ETUDIANTS 
Article 23 
Classification des travailleurs exposés 
Pour les besoins de la surveillance, on distingue deux catégories de 
travailleurs exposés: 
catégorie A: les personnes travaillant habituellement dans les 
zones contrôlées et celles qui sont susceptibles de recevoir une 
dose efficace supérieure à 6 mSv par an ou une dose équivalente 
supérieure aux trois dixièmes des limites de dose fixées à 
l'article 9 paragraphe 2 pour le cristallin, la peau et les 
extrémités; 
catégorie B: les travailleurs exposés qui ne rentrent pas dans la 
catégorie A, mais qui sont occupés habituellement dans des zones 
surveillées ou occasionnellement dans des zones contrôlées. 
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- 48 -
Article 24 
Information et formation 
Les travailleurs exposés, les apprentis et les étudiants: 
(a) - sont informés des risques que leur travail comporte pour leur 
santé; 
sont informés des procédures et précautions générales de 
radioprotection à respecter et en particulier de celles qui ont 
trait aux conditions d'exploitation et de travail régnant, 
d'une part, dans l'entreprise en général et, d'autre part, dans 
chaque genre de poste de travail ou d'emploi; 
sont informés de l'importance que revêt le respect des 
prescriptions techniques, médicales et administratives. 
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- 49 -
(b) - s'ils sont de sexe féminin, sont informés de leurs risques 
sanitaires particuliers; un complément d'Informations leur est 
donné en cas de grossesse; 
(c) - reçoivent une formation en radioprotection. 
SECTION 3 
DISPOSITIONS POUR LA RADIOPROTECT ION 
DES TRAVAILLEURS EXPOSES 
Article 25 
1. La hiérarchie évalue les dispositions relatives à la 
radioprotection des travailleurs exposés. 
2. L'examen et le contrôle des dispositifs de protection et des 
instruments de mesure rentrent dans les attributions des experts 
qualifiés et comprennent les opérations suivantes: 
a) l'examen critique préalable, du point de vue de la radioprotection, 
des projets concernant des sources; 
b) la réception, du point de vue de la radioprotect ion, des sources 
nouve11es ou mod If i ées; 
c) la vérification périodique de l'efficacité des dispositifs et 
techniques de protection; 
d) l'étalonnage périodique des instruments de mesure et la 
vérification périodique de leur bon fonctionnement et de leur 
emploi correct. 
CHAPITRE II 
EVALUATION DE L'EXPOSITION 
SECTION PREMIERE 
SURVEILLANCE DU LIEU DE TRAVAIL 
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- 50 -
Article 26 
1. La surveillance radiologique du mi Iieu ambiant, visée-à 
l'article 22, comprend: 
a) la mesure des débits de dose, avec indication, si nécessaire, de la 
nature et de la qualité des rayonnements en cause; 
b) la mesure de la concentration atmosphérique et de la concentration 
d'activité surfacique massique des substances radioactives 
contaminantes, avec indication, si nécessaire, de leur nature et de 
leurs états physiques et chimiques. 
2. Les résultats des mesures sont enregistrés et, dans les cas 
appropriés, servent à estimer les doses individuelles de la manière 
prescrite à la section 2. 
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- 51 -
SECTION 2 
SURVEILLANCE INDIVIDUELLE 
Article 27 
Généralités 
1. La surveillance Individuelle est systématique pour les travailleurs 
exposés de la catégorie A. Elle repose sur une dosimetric 
individuelle ou, lorsque celle-ci se révèle impossible ou 
insuffisante, sur une estimation effectuée soit à partir de mesures 
individuelles faites sur d'autres travailleurs exposés, soit à 
partir des résultats de la surveillance du lieu de travail, telle 
qu'elle est prévue à l'article 26. 
2. Les autorités compétentes arrêtent des directives générales 
concernant l'identification, parmi les travailleurs de la catégorie 
A, de ceux susceptibles de subir une contamination interne notable, 
afin d'organiser à leur intention un système adéquat de 
surveillance. 
3. Les travailleurs de la catégorie B sor.l soumis à une surveillance 
individuelle lorsqu'ils pénétrent dans une zone contrôlée. Dans les 
autres cas, en l'absence de dosimetric individuelle, une estimation 
des doses individuelles est effectuée à partir des résultats de la 
surveillance du lieu de travail, telle qu'elle est prévue à 
l'article 26. 
Article 28 
Enquête après exposition accidentelle 
En cas d'exposition accidentelle, une enquête est menée pour en 
déterminer les circonstances et pour évaluer et enregistrer les doses 
reçues et leur répartition dans l'organisme. 
Article 29 
Enregistrement des expositions d'urgence 
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- 52 -
En cas d'exposition d'urgence, les résultats de la surveillance 
Individuelle ou de l'évaluation des doses sont enregistrés séparément 
et individuellement. 
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- 53 -
Article 30 
Communication des résultats 
1. Les résultats de la surveillance individuelle exercée en 
application des articles 27 à 29 sont: 
mis à la disposition des autorités compétentes, de la hiérarchie et 
du travailleur concerné conformément à l'article 41 paragraphe 2; 
soumis aux services agréés de médecine du travail ou au médecin 
agréé. En cas d'accident ou d'urgence, les résultats sont soumis le 
plus rapidement possible. 
2. Le respect des prescriptions contenues dans le présent article 
incombe à la hiérarchie. 
SECTION 3 
SURVEILLANCE A DES FINS D'OPTIMISATION 
Article 31 
Des dispositions de surveillance sont prises en plus de celles 
prescrites aux articles 26 à 29, chaque fois qu'il est nécessaire de 
confirmer le caractère optimal de la radioprotection. 
SECTION 4 
ENREGISTREMENT DES RESULTATS 
Article 32 
1. Un relevé, appelé section de radioexposition du dossier médical et 
contenant les résultats de la surveillance individuelle, est tenu 
pour chaque travailleur exposé de la catégorie A. 
2. Les documents suivants sont conservés pendant toute la vie 
professionnelle comportant une exposition aux rayonnements 
ionisants puis Jusqu'au moment où l'intéressé a ou aurait atteint 
l'âge de 75 ans, et en tout cas pendant une période d'au moins 
30 ans à compter de la fin de l'activité professionnelle comportant 
une exposition: 
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- 54 -
a) un relevé des expositions mesurées ou estimées, selon ce qu'il en 
est des doses individuelles en application des articles-27 à 29; 
b) en cas d'exposition d'un genre visé aux articles 28 et 29, les 
rapports décrivant les circonstances et les actions exécutées; 
c) les résultats de la surveillance du lieu de travail qui ont servi 
spécialement à l'évaluation ou à l'estimation de la dose reçue par 
une personne pour laquelle la lettre a) prescrit la tenue d'un 
relevé d'exposition, ces résultats étant consignés dans ledit 
relevé et conservés en conséquence. 
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- 55 -
CHAPITRE ill 
SURVEILLANCE MEDICALE DES TRAVAILLEURS EXPOSES 
Article 33 
Compte tenu des spécificités de la radioprotection et sans préjudice 
des articles 34 à 39, la surveillance médicale des travailleurs exposés 
se fonde sur les principes qui régissent la médecine du travail en 
général. 
SECTION PREMIERE 
SURVEILLANCE MEDICALE DES TRAVAILLEURS DE LA CATEGORIE A 
Article 34 
Surve i11ance méd i caIe 
1. La surveillance médicale des travailleurs de la catégories A 
incombe aux services agréés de médecine du travail ou aux médecins 
agréés. 
2. Elle comprend: 
a) Un examen médical d'embauché. 
Cet examen a pour but de déterminer l'aptitude médicale du 
travailleur à occuper le poste auquel il est destiné dans 
l'immédiat ainsi que chaque nouveau poste entraînant un changement 
de type de risque. Il comprend une anamnèse mentionnant toutes les 
expositions antérieures connues aux rayonnements ionisants, que ces 
expositions résultent de fonctions exercées ou d'examens et 
traitements médicaux; il comprend également un examen clinique 
général et tout autre examen nécessaire pour apprécier l'état de 
santé général de l'intéressé. 
b) Une surveillance médicale générale. 
Les services agréés de médecine du travail ou le médecin agréé 
doivent avoir accès à toute informat ion uti le qu'ils estiment 
nécessaire pour apprécier l'état de santé des travailleurs placés 
sous leur surveillance et pour évaluer les conditions ambiantes 
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- 56 -
régnant sur les lieux de travail dans la mesure où ces conditions 
pourraient affecter l'aptitude médicale des travailleurs à 
effectuer les tâches qui leur sont assignées. 
c) Des examens de santé périodiques. 
Les travailleurs font l'objet d'examens de santé aussi souvent que 
les services agréés de médecine du travail ou le médecin agréé 
l'estiment nécessaire pour déterminer s'ils restent aptes à exercer 
leurs fonctions. La nature de ces examens dépend du type de travail 
et de l'état de santé du travailleur. Chaque travailleur fait 
l'objet d'un tel examen au moins une fois par an. 
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- 57 -
3. Les services agréés de médecine du travail ou le médecin agréé 
indiquent éventuellement que la surveillance médicale doit se 
prolonger après la cessation du travail pendant le temps qu'ils 
Jugent nécessaire pour sauvegarder la santé de l'intéressé. 
Article 35 
Classification médicale 
La classification suivante est adoptée en ce qui concerne l'aptitude 
médicale des travailleurs: 
apte; 
apte, sous certaines conditions; 
inapte. 
Article 36 
Aucun travailleur n'est employé pendant une période quelconque en tant 
que travailleur de la catégorie A si les conclusions médicales s'y 
opposent. 
Article 37 
Dossiers médicaux 
1. Une section médicale est créée dans le dossier médical de chaque 
travailleur de la catégorie A et elle est tenue à Jour aussi 
longtemps que l'intéressé reste dans cette catégorie. Elle est 
ensuite conservée Jusqu'à ce que la personne ait ou eut atteint 
l'âge de 75 ans, et en tout cas pendant une période d'au moins 30 
ans à compter de la fin de l'activité professionnelle comportant 
une exposition aux rayonnements ionisants. 
2. La section médicale du dossier médical contient des renseignements 
concernant la nature de l'activité professionnelle, les résultats 
des examens médicaux d'embauché et des bilans de santé périodiques, 
SECTION 2 
MESURES EXCEPTIONNELLES DE SURVEILLANCE MEDICALE 
40/1/93 FR 
- 58 -
Article 38 
Surveillance médicale exceptionnelle 
1. Une surveillance médicale exceptionnelle est exercée chaque fois 
qu'une exposition a entraîné le dépassement de la dose efficace de 
50 mSv, fixée à l'article 9 paragraphe 1 ou de toute autre limite 
de dose fixée à l'article 9 paragraphe 2. 
2. Les conditions ultérieures d'exposition sont subordonnées à 
l'accord des services agréés de médecine du travail ou du médecin 
agréé. 
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- 59 -
Article 39 
Surveillance médicale complémentaire 
La surveillance médicale prévue aux articles 33 et 34 pour les 
travailleurs exposés est complétée par tout examen, toute opération de 
décontamination ou tout traitement curat if d'urgence que les services 
agréés de médecine du travail ou le médecin agréé estiment nécessaire 
et par toute autre action en rapport avec la protection sanitaire de 
I'individu exposé. 
SECTION 3 
RECOURS 
Article 40 
Chaque Etat membre arrête les modalités de recours contre les 
conclusions tirées et les décisions prises en application des 
articles 35, 36 et 38. 
CHAPITRE IV 
TACHES DES ETATS MEMBRES A L'EGARD 
DE LA PROTECTION DES TRAVAILLEURS EXPOSES 
Article 41 
1. Chaque Etat membre crée un ou plusieurs systèmes d'inspection afin 
de faire respecter les dispositions adoptées conformément à la 
présente directive et de lancer des opérations de surveillance et 
des interventions chaque fois que cela est nécessaire. 
2. Chaque Etat membre exige que les travailleurs aient accès, sur leur 
demande, aux résultats de mesure fournis par leur surveillance 
individuelle ou aux évaluations faites de leur dose à partir des 
mesures réalisées sur le Iieu de travail ou à partir de la 
surveillance biologique. 
3. Chaque Etat membre prend les dispositions nécessaires pour valider 
la compétence: 
des experts qualifiés; 
40/1/93 FR 
- 60 -
des médecins agréés et services agréés de médecine du travail. 
A cet effet, il organise la formation de ces spécialistes. 
4. Chaque Etat membre fait obligation à la hiérarchie d'une entreprise 
de fournir au travailleur les moyens nécessaires à une 
radioprotection appropriée. Au besoin, un service spécial de 
radioprotection est créé. Ce service, qui peut être commun à 
plusieurs entreprises, est placé sous l'autorité de la hiérarchie 
et ne fait partie d'aucun service de production et d'exploitation. 
40/1/93 FR 
- 61 
5. Chaque Etat membre facl11te l'échange au sein de la Communauté, de 
tout renseignement utile concernant les doses reçues antérieurement 
par un travailleur afin de contrôler l'exposition ultérieure du 
travailleur et d'effectuer l'examen médical d'embauché prescrit par 
l'article 34. 
CHAPITRE V 
PROTECTION OPERATIONNELLE DES APPRENTIS ET DES ETUDIANTS 
Article 42 
1. Les articles 10 et 19 s'appliquent également aux apprentis et 
étudiants visés à l'article 12 paragraphes 1 et 2. 
2. La protection opérationnelle des apprentis et des étudiants âgés de 
18 ans ou plus est analogue à celle des travailleurs exposés de 
catégorie A ou B, selon le cas. 
3. La protection opérationnelle des apprentis et des étudiants âgés de 
16 à 18 ans est analogue à celle des travailleurs exposés de la 
catégorie B. 
TITRE VII 
EXPOSITION AUX SOURCES NATURELLES DE RAYONNEMENTS 
SUR LE LIEU DE TRAVAIL 
Article 43 
Applicat ion 
1. Le présent titre s'applique aux expositions aux rayonnements 
naturels subies sur le lieu de travail dans la mesure où les 
autorités compétentes ont déclaré, à la suite d'un relevé conforme 
à l'article 44 paragraphe 1, que ces expositions devraient être 
contrôlées. 
2. Le présent titre s'applique notamment dans les circonstances 
suivantes: 
a) activités exercées dans des lieux de travail que les autorités 
40/1/93 FR 
. - 62 -
compétentes ont identifiés comme lieux dans lesquels le radon 
ou le rayonnement gamma est à surveiller tels que: 
établissements thermaux, grottes, mines (autres que-les mines 
d'uranium) et autres lieux de travail souterrains; 
b) emplois et stockages identifiés de matières non considérées 
habituellement comme radioactives mais qui contiennent des 
traces notables de radionucléides naturels; 
c) exploitation identifiée d'aéronefs à réaction en vol. 
3. Sans préjudice des paragraphes 1 et 2, le présent titre ne 
s'applique ni au potassium- 40 contenu dans l'organisme, ni au 
rayonnement cosmique régnant au niveau du sol, ni aux 
radionucléides présents dans la croûte terrestre. 
40/1/93 FR 
- 63 -
Article 44 
Relevés et mesures de protection 
1. Chaque Etat membre fait exécuter des relevés afin de déterminer les 
zones de son territoire, les pratiques et les conditions de travail 
dans lesquelles des travailleurs risquent de subir une exposition 
notable par suite de la présence de rayonnement gamma ou de gaz 
radon et de ses produits de filiation ou par suite de l'emploi de 
matières contenant des quantités notables de radionucléides 
naturels. 
2. Sur la base de ces relevés et pour chaque zone, pratique et 
situation de travail ainsi déterminées, les Etats membres exigent 
selon le cas: 
a) que des dispositions soient prises pour effectuer les mesures 
permettant d'évaluer les doses reçues par les travailleurs; 
b) que les principes énoncés à l'article 7 soient appliqués sur le 
I ieu de travai I -, 
c) que des règlements, normes ou codes de pratique soient adoptés pour 
la construction des lieux de travail nouveaux; 
d) qu'une section spéciale concernant le radon soit créée dans le 
dossier médical des travailleurs. 
Article 45 
Protection des équipages d'aéronefs 
Chaque Etat membre prend les dispositions nécessaires pour que 
l'exposition des équipages affectés à l'exploitation d'aéronefs à 
réaction, identifiée au titre de l'article 43 paragraphe 2 lettre c), 
soit évaluée par les employeurs desdits équipages et, le cas échéant, 
classe ces équipages dans la catégorie des travailleurs exposés. 
40/1/93 FR 
- 64 -
TITRE VI I 1 
PRINCIPES FONDAMENTAUX DE LA PROTECTION OPERATIONNELLE DE LA 
POPULATION EN SITUATION NORMALE 
Article 46 
Principe 
Chaque Etat membre prend toutes les dispositions nécessaires pour 
assurer une protection appropriée à la population. 
Article 47 
Conditions d'autorisation des pratiques 
engendrant un risque radiologique 
pour la population 
Dans les cas décidés par chaque Etat membre et selon l'ampleur du 
risque d'exposition, les autorités compétentes exécutent les tâches 
suivantes concernant les pratiques soumises à autorisation préalable: 
a) examen et approbation, du point de vue de la radioprotect ion, des 
projets d'entreprises comportant un risque d'exposition ainsi que 
des sites envisagés pour l'implantation de ces entreprises sur leur 
territoire; 
b) réception des entreprises nouvelles de ce genre, après contrôle 
qu'elles offrent une protection suffisante contre toute exposition 
ou contamination radioactive susceptible de déborder leur 
périmètre, avec prise en compte, s'il y a lieu, des conditions 
démographiques, météorologiques, géologiques, hydro logiques et 
écologiques; 
c) examen et approbation des projets d'élimination des déchets 
radioactifs. 
Article 48 
Estimation des doses collectives 
Les autorités compétentes: 
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- 65 -
1. veillent à ce que les doses de toute origine soient estimées pour 
l'ensemble de la population de la zone concernée et pour les 
groupes de référence, en tout lieu où de tels groupes peuvent 
exister. 
2. fixent la fréquence des évaluations et prennent toutes les 
dispositions nécessaires pour identifier les groupes de référence 
de la population, en tenant compte des voies effectives de 
transmission des substances radioactives. 
40/1/93 FR 
- 66 -
3. veillent à ce qu'en fonction des risques radio logiques, les 
estimations des doses collectives comprennent les opérations 
suivantes: 
a) l'évaluation des doses dues à l'irradiation externe, avec 
indication, le cas échéant, de la qualité des rayonnements en 
cause ; 
b) l'évaluation de l'incorporation de radionucléides, avec 
indication de la nature de ceux-ci et, au besoin, de leur état 
physique et chimique, et la détermination de leurs activités et 
Ieurs concent rat 1ons; 
c) l'évaluation des doses que les groupes de référence sont 
susceptibles de recevoir, avec indication des caractéristiques 
de ces groupes; 
4. imposent la conservation des documents relatifs à la mesure de 
l'exposition externe, à l'estimation des incorporations de 
radionucléides et de la contamination radioactive ainsi qu'aux 
résultats de l'évaluation des doses reçues par les groupes de 
référence et par la population. 
Article 49 
Inspection 
1. Chaque Etat membre crée un système d'inspection aux fins suivantes: 
exercer un contrôle strict sur la protection radiologique de la 
population; 
vérifier le respect de la réglementation nationale mettant en 
oeuvre la présente directive. 
2. Les contrôles des transferts de sources scellées et d'autres 
sources concernées, en vertu de la législation communautaire ou 
nationale, aux fins de ia radioprotection, sont exercés dans le 
cadre des procédures de contrôle appliquées de manière non 
discriminatoire sur l'ensemble du terrritoire de l'Etat membre. 
40/1/93 FR 
- 67 -
Article 50 
Tâches des entreprises 
1. Chaque Etat membre impose à la hiérarchie responsable de pratiques 
visées à l'article 2 de respecter les principes généraux de 
protection sanitaire de la population et en particulier de remplir 
les tâches suivantes au sein de son entreprise : 
a) atteindre et maintenir un niveau optimal de protection; 
b) contrôler l'efficacité des dispositifs techniques de protection de 
l'environnement et de la population; 
c) réceptionner, du point de vue de la surveillance de la 
radioprotection, le matériel et les procédures servant à la mesure 
de l'exposition et de la contamination radioactive de 
l'environnement et de la population; 
d) étalonner périodiquement les instruments de mesure et vérifier 
périodiquement qu'ils sont en bon état et utilisés correctement. 
2. Les tâches visées au paragraphe 1 relèvent de la compétence des 
experts quai if les. 
40/1/93 FR 
- 68 -
TITRE IX 
EXPOSITIONS POTENTIELLES, ACCIDENTELLES ET D'URGENCE 
Article 51 
Tâches des autorités compétentes 
1. Chaque Etat membre prescrit que soient envisagés les accidents 
susceptibles de toucher les entreprises ou les sources relevant de 
sa Juridiction ainsi que les expositions potentiellement dues à ces 
accidents, que soient dressés des plans appropriés d'intervention 
et que, dans la mesure appropriée, ces plans fassent l'objet 
d'exercices périodiques. 
2. Les plans d'intervention tiennent notamment compte des dispositions 
ci-après: 
a) les principes généraux suivants de la radioprotection 
d'intervention y sont d'application: 
la réduction du détriment sanitaire d'origine radiologique 
obtenue par la réduction de la dose devrait être suffisante 
pour Justifier les préjudices et les coûts, y compris les 
coûts sociaux, liés à l'intervention; 
la forme, l'échelle et la durée de l'intervention devraient 
être optimisées afin que le bénéfice correspondant à la 
réduction du détriment sanitaire, déduction faite du 
détriment lié à l'intervention, soit maximal; 
les limites de dose fixées aux articles 9 et 14 ne 
n'appliquent pas en cas d'intervention. Toutefois, les 
niveaux d'intervention fixés conformément à la lettre c) 
constituent des indications sur les situations dans 
lesquelles une intervention est appropriée. 
b) Chaque Etat membre exige qu'il soit pourvu à des interventions 
intéressant: 
la source, afin de réduire ou d'arrêter le rayonnement 
direct et le dégagement de radionucléides; 
40/1/93 FR 
- 69 -
l'environnement, afin de réduire le transfert des 
substances radioactives aux individus; 
les individus, afin de réduire l'exposition accidentelle et 
d'organiser le traitement des victimes. 
c) Chaque Etat membre fixe des niveaux d'intervention en tenant 
compte de tout niveau d'intervention établi par la législation 
communautaire. 
d) Chaque Etat membre fait, lorsqu'il y a lieu, le nécessaire pour 
la désignation d'équipes spéciales d'intervention technique, 
médicale et sanitaire à l'échelle nationale et pour la 
formation de ces équipes conformément à l'article 7 de la 
directive 89/618/Euratom. Au besoin, ces dispositions sont 
arrêtées en collaboration avec les organisations compétentes 
d'autres Etats. 
40/1/93 FR 
- 70 -
e) En cas d'accident majeur à l'intérieur ou à l'extérieur de son 
territoire, chaque Etat membre organise les interventions. 
f) Chaque Etat membre évalue et enregistre les conséquences de 
tout accident et l'efficacité des interventions. 
Article 52 
Coopération avec les autres Etats 
1. Sans préjudice de ia législation communautaire et des accords 
Internationaux, en cas d'urgence radiologique survenant dans une 
entreprise située sur son territoire ou risquant d'avoir des 
conséquences radiologiques sur son territoire, chaque Etat membre 
établit des contacts afin de réaliser une collaboration avec tout 
autre Etat membre ou pays tiers qui pourrait être concerné. 
2. Chaque Etat membre fait dresser des plans d'intervention sur son 
territoire, conformément à l'article 51, pour faire face aux 
situations d'urgence radiologique susceptibles de se présenter dans 
des entreprises situées hors de son territoire. 
3. Chaque Etat membre s'efforce de collaborer avec les autres Etats 
membres ou avec les pays tiers concernant les situations d'urgence 
radiologique susceptibles de se présenter dans des entreprises 
situées sur son territoire, afin de faciliter l'organisation de la 
radioprotection dans ces Etats et pays, conformément à 
l'article 51. 
Article 53 
Expositions potentielles 
Lorsqu'il y a lieu, chaque Etat membre: 
examine la probabilité et l'ampleur des expositions pouvant 
provenir des pratiques exercées par les personnes et entreprises 
soumises au régime de déclaration et d'autorisation défini au 
titre III; 
s'efforce d'évaluer la répartition dans l'espace et dans le temps 
des substances radioactives dispersées à la suite des accidents 
40/1/93 FR 
- 71 -
éventuels, sans perdre de vue que les difficultés de cette 
opération sont d'autant plus grandes que la probabilité de 
l'accident est faible-, 
fixe les normes techniques applicables aux entreprises ou aux 
sources, dresse les plans d'intervention correspondant aux 
différents genres d'accident et définit la formation des équipes 
spéciales de secours. 
40/1/93 FR 
- 72 -
Article 54 
Tâches de la hiérarchie 
1. Chaque Etat membre fait obligation à la hiérarchie de dresser les 
plans des interventions éventuelles à l'intérieur des entreprises 
dont elle a la charge. 
2. Chaque Etat membre veille à ce que tout accident survenant sur son 
territoire soit notifié immédiatement aux autorités compétentes par 
la hiérarchie responsable de la pratique en cause et exige que 
toutes les mesures appropriées soient prises pour en limiter les 
conséquences. 
3. Chaque Etat membre prescrit qu'en cas d'accident la hiérarchie 
responsable procède à une première évaluation provisoire des 
conséquences de l'accident, puis à d'autres évaluations fondées sur 
des mesures ultérieures de la contamination radioactive. 
Article 55 
Expositions d'urgence 
1. Chaque Etat membre pourvoit aux situations dans lesquelles des 
travailleurs ou du personnel d'intervention participant à 
différents genres d'intervention risquent de subir des expositions 
d'urgence engendrant des doses supérieures aux limites fixées pour 
les travailleurs exposés. Il fixe des niveaux d'exposition prenant 
en compte les nécessités techniques et les risques sanitaires. Ces 
niveaux constituent des repères pratiques. Un dépassement de ces 
niveaux spéciaux peut être admis exceptionnellement pour sauver des 
vies humaines mais exclusivement sur des volontaires informés des 
risques que comporte leur intervention. 
2. Chaque Etat membre impose une surveillance radiologique et médicale 
des personnes exposées dans les équipes de secours. 
TITRE X 
DISPOSITIONS FINALES 
Article 56 
40/1/93 FR 
- 73 -
Procédure accélérée 
1. Lorsque la procédure définie par le présent article doit être 
suivie, la Commission soumet une proposition au Conseil, après 
avoir consulté le groupe d'experts institué au titre de l'article 
31 du traité Euratom. < 
2. Le Conseil statue sur cette proposition à la majorité qualifiée 
dans un délai de trois mois. 
3. La Commission doit étudier toute demande de proposition formulée 
par un Etat membre. 
40/1/93 FR 
- 74 -
Article 57 
Rapports sur la mise en oeuvre de la directive. 
1. Tous les deux ans, et pour la première fois le ... (date à 
préciser), chaque Etat membre adresse à la Commission un rapport 
sur la mise en oeuvre de la présente directive. Ce rapport contient 
notamment les résultats des évaluations effectuées en application 
de I'article 15. 
2. A partir de ces rapports, la Commission rédige un rapport de 
synthèse à l'intention du Parlement européen, du Conseil et du 
Comité économique et social. 
Article 58 
Mise en oeuvre dans la législation des Etats membres 
1. Les Etats membres mettent en vigueur le 31 décembre 1994, les 
dispositions législatives, réglementaires et administratives 
nécessaires pour se conformer à la présente directive. Ils en 
informent immédiatement la Commission. 
Lorsque les Etats membres adoptent ces dispositions, celles-ci 
contiennent une référence à la présente directive ou sont 
accompagnées d'une telle référence lors de leur publication 
officielle. Les modalités de cette référence sont arrêtées par les 
Etats membres. 
2. Les Etats membres communiquent à la Commission les principales 
dispositions législatives nationales qu'ils arrêtent dans le 
domaine régi par la présente directive. 
Article 59 
Abrogations 
Les directives 76/579/Euratom et 80/836/Euratom et le règlement 
93/1493/Euratom sont abrogés avec effet au 31 décembre 1994. 
Article 60 
Les Etats membres sont destinataires de la présente directive. 
40/1/93 FR 
- 75 -
Fait à Bruxelles, le 
Par le ConseiI 
Le Président 
40/1/93 FR 
- 76 -
ANNEXE I 
Quantités et concentrations de radionucléides à prendre en .compte pour 
l'application de l'article 3. 
1. Le tableau A ci-dessous présente les quantités et concentrations 
d'activité par unité de masse à ne pas dépasser pour le respect de 
l'article 3 points (a) et (b) pour les principaux nucléides 
radioactifs concernés. 
2. En ce qui concerne les radionucléides qui ne figurent pas dans le 
tableau A, l'autorité compétente établit, lorsqu'il est besoin, les 
quantités et les concentrations d'activités par unité de masse qui 
sont appropriées. Les valeurs ainsi fixées complètent celles du 
tableau A. 
3. Les valeurs figurant dans le tableau A s'appliquent au stock total 
des substances radioactives détenues par un individu ou une 
entreprise à un moment quelconque. 
4. Les concentrations d'activité par unité de masse indiquées dans le 
tableau A colonne 3 correspondent à l'utilisation de quantités 
modérées de substances radioactives. Elles ne s'appliquent pas à 
d'autres pratiques entraînant de faibles niveaux de radioactivité, 
sauf s'il est prouvé que les mêmes valeurs sont Justifiées; les 
niveaux fixés par les autorités compétentes en matière de rejet des 
déchets et de recyclage sont limités afin de s'assurer que les 
matériaux rejetés dans l'environnement n'excèdent pas les valeurs 
spécifiées dans le tableau A. 
5. Les nucléides du tableau A suivis d'un "+" ou des lettres "sec" 
correspondent à des nucléides pères en équilibre avec les nucléides 
de filiation correspondants qui figurent dans le tableau B. Dans ce 
cas, les valeurs indiquées dans le tableau A correspondent aux 
nucléides pères exclusivement, mais prennent déjà en compte le(s) 
nucléide(s) de filiation présent(s). 
6. En cas de mélanges de nucléides, l'obligation de déclaration peut 
être levée si la somme des rapports de chacun des nucléides dans la 
quantité totale présente, divisée par la valeur indiquée dans le 
tableau A, est inférieure ou égale à 1. Cette règle d'addition 
s'applique également aux concentrations d'activité lorsque les 
différents nucléides concernés sont contenus dans ia même matrice. 
40/1/93 FR 
- 77 -
Tableau A: Quantités et concentrations d'activité par unité de 
masse à ne pas dépasser pour le respect de l'article 3 paragraphe 2 
lettres a) et b) respectivement des principaux nucléides 
radioactifs figurant dans la liste ci-dessous. 
Nucléide Quantité (Bq) Concentration 
(kBq/kg) 
H-3 
Be-7 
C-14 
0-15 
F-18 
Na-22 
Na-24 
Si-31 
P-32 
P-33 
S-35 
Cl-36 
Cl-38 
Ar-37 
Ar-41 
K-42 
K-43 
Ca-45 
Ca-47 
Sc-46 
Sc-47 
Sc-48 
V-48 
Cr-51 
Fe-52 
Fe-55 
Fe-59 
Mn-51 
Mn-52 
Mn-52m 108 
108 
106 
109 
105 
105 
105 
105 
105 
10? 
107 
105 
105 
1012 
109 
106 
105 
106 
105 
106 
106 
105 
105 
107 
105 
106 
106 
105 
105 
105 106 
102 
10< 
103 
10 
1 
1 
102 
102 
105 
106 
103 
1 
107 
103 
10 
10 
10* 
10 
1 
10 
1 
1 
102 
10 
10* 
1 
10 
1 
1 
40/1/93 FR 
- 78 -
40/1/93 FR Nuclide 
Mn-53 
Mn-54 
Mn-56 
Co-55 
Co-56 
Co-57 
Co-58 
Co-58m 
Co-60 
Co-60m 
Co-61 
Co-62m 
Ni-59 
Ni-63 
Ni-65 
Cu-64 
Zn-65 
Zn-69 
Zn-69m 
Ge-71 
Ga-72 
As-73 
As-74 
As-76 
As-77 
Se-75 
Br-82 
Kr-74 
Kr-76 
Kr-77 
Kr-79 
Kr-81 
Kr-83m 
Kr-85 Quantity (Bq) 
108 
106 
105 
105 
105 
105 
105 
107 
10^ 
106 
105 
105 
107 
107 
105 
106 
105 
105 
106 
109 
105 
106 
105 
105 
105 
106 
105 
109 
10™ 
109 
1010 
1011 
1011 
10™ Concentration 
(kBq/kg) 
104 
10 
1 
1 
1 
10 
10 
10^ 
1 
103 
10 
1 
104 
105 
10 
10 
10 
102 
10 
103 
1 
103 
10 
10 
102 
10 
1 
103 
103 
103 
10* 
105 
106 
106 
- 79 -
Nucleide 
Kr-85m 
Kr-87 
Kr-88 
Sr-85 
Sr-85m 
Sr-87m 
Sr-89 
Sr-90+ 
Sr-91 
Sr-92 
Y-90 
Y-91 
Y-91m 
Y-92 
Y-93 
Rb-86 
Zr-93+ 
Zr-95 
Zr-97+ 
Nb-93m 
Nb-94 
Nb-95 
Nb-97 
Nb-98 
Tc-96 
Tc-96m 
Tc-97 
Tc-97m 
Tc-99 
Tc-99m 
Mo-90 
Mo-93 
Mo-99 
Mo-101 Quantite (Bq) 
1010 
109 
109 
106 
106 
106 
105 
10< 
105 
105 
10« 
105 
10? 
10* 
105 
105 
106 
106 
105 
107 
106 
106 
105 
105 
106 
108 
107 
106 
106 
107 
105 
10? 
105 
105 Concentration 
(kBq/kg) 
104 
103 
103 
10 
10 
10 
102 
10 
10 
1 
10 
102 
10 
10 
10 
10 
103 
10 
10 
103 
1 
10 
10 
1 
1 
102 
103 
103 
10* 
10 
10 
103 
10 
1 
40/1/93 FR 
- 80 -
40/1/93 FR Nucleide 
Ru-97 
Ru-103 
Ru-105 
RU-106+ 
Rh-103m 
Rh-105 
Pd-103 
Pd-109 
Cd-109 
Cd-115 
Cd-115m 
Ag-105 
Ag-110m 
Ag-111 
ln-111 
ln-113m 
ln-114m 
ln-115m 
Sn-113 
Sn-125 
Sb-122 
Sb-124 
Sb-125 
1-123 
1-125 
1-126 
1-129 
1-130 
1-131 
1-132 
1-133 
1-134 
1-135 Quant Ite (Bq) 
107 
106 
105 
105 
108 
106 
107 
105 
106 
105 
105 
106 
106 
105 
10* 
10* 
105 
105 
106 
10S 
105 
105 
106 
10? 
105 
105 
10* 
10* 
105 
105 
105 
105 
105 Concentration 
(kBq/kg) 
10 
10 
10 
10 
103 
102 
103 
102 
103 
10 
102 
10 
1 
102 
10 
10 
102 
10 
102 
10 
10 
1 
10 
10 
102 
10 
102 
1 
10 
1 
10 
1 
1 
- 81 -
Nucleide 
Cs-129 
Cs-131 
Cs-132 
Cs-134m 
Cs-134 
Cs-135 
Cs-136 
CS-137+ 
Cs-138 
Te-123m 
Te-125m 
Te-127 
Te-127m 
Te-129 
Te-129m 
Te-131 
Te-131m 
Te-132 
Te-133 
Te-133m 
Te-134 
Xe-131m 
Xe-133 
Xe-135 
Ce-139 
Ce-141 
Ce-143 
Ce-144+ 
Ba-131 
Ba-140+ 
La-140 
Pr-142 
Pr-143 Quant Ite (Bq) 
106 
106 
106 
105 
105 
106 
105 
105 
104 
106 
106 
105 
106 
105 
105 
105 
106 
106 
105 
105 
105 
10™ 
10™ 
10™ 
106 
106 
105 
105 
106 
105 
105 
105 
106 Concentration" 
(kBq/kg) 
10 
102 
10 
102 
1 
104 
1 
10 
1 
10 
102 
102 
103 
10 
102 
10 
1 
10 
10 
1 
10 
105 
104 
104 
10 
102 
10 
10 
10 
1 
1 
10 
102 
40/1/93 FR 
- 82 -
Nucleide 
Pm-147 
Pm-149 
Nd-147 
Nd-149 
Sm-151 
Sm-153 
Eu-152 
Eu-152m 
Eu-154 
Eu-155 
Gd-153 
Gd-159 
Tb-160 
Dy-165 
Dy-166 
Ho-166 
Er-169 
Er-171 
Tm-170 
Tm-171 
Yb-175 
Lu-177 
Ta-182 
Hf-181 
W-181 
W-185 
W-187 
Re-186 
Re-188 
Os-185 
Os-191 
0s-191m 
Os-193 
lr-190 Quantite (Bq) 
106 
105 
105 
105 
107 
105 
106 
105 
106 
106 
106 
105 
105 
105 
106 
105 
106 
105 
106 
107 
106 
106 
105 
105 
107 
106 
105 
105 
105 
106 
106 
106 
105 
106 Concentration 
(kBq/kg) 
104 
102 
10 
10 
105 
102 
1 
10 
1 
102 
10 
102 
1 
102 
102 
10 
104 
10 
102 
104 
102 
102 
1 
10 
102 
104 
10 
102 
10 
10 
102 
103 
102 
1 
40/1/93 FR 
- 83 -
Nucleide 
lr-192 
lr-194 
Pt-191 
Pt-193m 
Pt-197 
Pt-197m 
Hg-197 
Hg-197m 
Hg-203 
Au-198 
. Au-199 
TI-200 
TI-201 
TI-202 
TI-204 
Bi-206 
Bi-207 
Bi-210 
BI-212+ 
Pb-203 
Pb-210+ 
Pb-212+ 
Po-203 
Po-205 
Po-207 
Po-210 
At-211 
Rn-220+ 
Rn-222+ 
Ra-223+ 
Ra-224+ 
Ra-225 Quantite (Bq) 
105 
105 
106 
106 
105 
105 
106 
105 
106 
105 
106 
106 
106 
106 
105 
105 
106 
105 
105 
106 
103 
105 
105 
106 
106 
103 
106 
107 
108 
104 
104 
104 Concentration 
(kBq/kg) 
10 
10 
10 
102 
102 
102 
102 
102 
10 
10 
102 
1 
10 
10 
102 
1 
1 
102 
1 
10 
10 
1 
1 
1 
1 
10 
102 
104 
1 
10 
1 
102 
40/1/93 FR 
- 84 -
Nucléide Quantité (Bq) Concentration 
(kBq/kg) 
Ra-226+ 
Ra-227 
Ra-228+ 
Th-226+ 
Th-227 
Th-228+ 
Th-229+ 
Th-230 
Th-231 
Th-232sec 
Th-234+ 
AC-227+ 
Ac-228 
Pa-230 
Pa-231 
Pa-233 
U-230+ 
U-231 
U-232+ 
U-233 
U-234 
U-235+ 
U-236 
U-237 
U-238+ 
U-238sec 
U-239 
U-240 
U-240+ 
Np-237+ 
Np-239 103 
105 
10* 
10* 
10* 
10* 
103 
103 
107 
102 
10* 
103 
105 
10* 
103 
10* 
10* 
10* 
103 
10* 
10* 
10* 
10* 
106 
10* 
103 
105 
10* 
105 
103 
10* 1 
10 
10 
102 
10 
1 
10 
10 
102 
1 
10 
10 
10 
10 
10 
10 
102 
102 
1 
102 
102 
102 
102 
10 
10 
1 
102 
103 
1 
10 
10 
40/1/93 FR 
- 85 -
Nucléide Quantité (Bq) Concentration 
(kBq/kg) 
Np-240 
Pu-234 
Pu-235 
Pu-236 
Pu-237 
Pu-238 
Pu-239 
Pu-240 
Pu-241 
Pu-242 
Pu-243 
Pu-244 
Am-241 
Am-242 
Am-242m+ 
Am-243+ 
Cm-242 
Cm-243 
Cm-244 
Cm-245 
Cm-246 
Cm-247 
Cm-248 
Bk-249 
Cf-246 
Cf-248 
Cf-249 
Cf-250 
Cf-251 
Cf-252 
Cf-253 
Cf-254 105 
10* 
10* 
10* 
107 
103 
103 
103 
10* 
103 
10* 
103 
103 
10* 
103 
103 
105 
103 
10* 
103 
103 
103 
103 
10* 
10* 
10* 
103 
10* 
103 
10* 
10* 
103 1 
102 
102 
102 
102 
10 
10 
10 
103 
10 
102 
10 
10 
102 
102 
10 
103 
10 
102 
10 
10 
10 
10 
10* 
103 
102 
10 
102 
10 
102 
10* 
10 
40/1/93 FR 
- 86 -
Nuclei de Quantité (Bq) Concentration 
(kBq/kg) 
Es-253 105 103 
Es-254 10* 102 
Es-254m 105 10 
Fm-254 107 10* 
Fm-255 10* 103 
40/1/93 FR 
- 87 -
5. Tableau B : Liste des nucléides en équilibre séculaire visés au 
point 5 
Père 
nucléaire Nucléides descendants 
Sr-80+ 
Sr-90+ 
Zr-93+ 
Zr-97+ 
RU-106+ 
CS-137+ 
Ce-134+ 
Ce-144+ 
Ba-140+ 
B1-212+ 
Pb-212+ 
Rn-220+ 
Rn-222+ 
Ra-223+ 
Ra-224+ 
Ra-226+ 
Ra-228+ 
Th-226+ 
Th-228+ 
Th-229+ 
Th-232 Sec Rb-80 
Y-90 
Nb-93m 
Nb-97 
Rh-106 
Ba-137 
La-134 
Pr-144 
La-140 
TI-208.PO-
Bi-212,TI-
Po-216 
Po-218,Pb-
Rn-219,Po-
Rn-220,Po-
Po-212 
Rn-222,Po-
Bi-210,Po-
Ac-228 
Ra-222,Rn-
Ra-224,Rn-
TI-208.PO-
Ra-225,Ac-
Po-213,Pb-
Ra-228,Ac-
Po-216,Pb--212 
-208,Po-212 
-214,Bi-214 
•215,Pb-211,Bi-211 
-216,Pb-212,Bi-212,TI-208, 
-218,Pb-214,Bi-214,Pb-210, 
•210 
•218, Po-214 
•220,Po-216,Pb-212,Bi-212, 
-212 
225,Fr-221,At-217,Bi-213, 
209 
228,Th-228,Ra-224,Rn-220, 
212,B i-212,TI-208,Po-212 
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- 88 -
Père Nucléides descendants 
nucléaire 
Th-234+ Pa-234m 
AC-227+ Fr-223,Ra-223,Rn-219,Po-215,Pb-211 , 
Bi-211 
U-230+ Th-226,Ra-222,Rn-218,Po-214 
U-232+ Th-228,Ra-224,Rn-220,Po-216,Pb-212, 
Bi-212,Tl-208,PO-212 
U-235+ Th-231 
U-238+ Th-234,Pa-234m 
U-238 sec Th-234,Pa-234m,U-234,Th-230,Ra-226, 
Rn-222,Po-218,Pb-214,Bi-214,Pb-210, 
BI-210.PO-210 
U-240+ Np-240 
Np-237+ Pa-233 
Am-242m+ Am-242 
Am-243+ Np-239 
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- 89 -
ANNEXE II 
A. Définition des termes utilisés dans la présente annexe: 
Facteur de qualité effectif (Q) : valeur moyenne du facteur de qualité' 
lorsque la dose absorbée est délivrée par des particules ayant 
différentes valeurs de L. Il est calculé au moyen de la formule: 
co 
Q - 1/D / 0 (dD/dL )dL 
Facteur de oualité (Q) : fonction du transfert linéique d'énergie (L ) 
utilisée pour pondérer les doses absorbées afin d'indiquer leur 
importance du point de vue de la radioprotection. 
Facteur de pondération radiologique (Wp>) : facteur adimensionnel 
utilisé pour pondérer la dose absorbée. Les valeurs appropriées de wR 
sont indiquées dans la présente annexe. 
Facteur de pondération tlssulaire (wT) : frrtcur adimensionnel 
utilisé pour pondérer la dose équivalente. Les valeurs appropriées sont 
indiquées dans la présente annexe. 
Transfert linéique non restreint d'énergie (Loo) : sa formule est 
L ip » dE 
dl 
où dE est l'énergie moyenne perdue par une particule d'énergie E en 
parcourant une distance dl. Oans la présente directive L«o est noté L. 
B. Valeurs du facteur de pondération radiologique, wR 
Les valeurs du facteur de pondération radiologique, wR, dépendent 
du type et de la qualité du champ externe de rayonnement ou du type 
et de la qualité du rayonnement émis par un radionucléide 
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- 90 -
incorporé. 
Lorsque le champ de rayonnement se compose de types et d'énergies 
possédant des valeurs différentes de Wp, la dose absorbée doit 
être divisée en blocs affectés chacun de leur propre valeur de wR 
et additionnés pour obtenir la dose équivalente totale. Elle peut 
aussi s'exprimer par une distribution continue en énergie où chaque 
élément de dose absorbée provenant de la gamme d'énergies comprise 
entre E et E + dE est multiplié par la valeur attribuée à wR à la 
ligne appropriée du tableau ci-dessous. 
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Type et gamme d'énergie - 91 -
Facteur de pondération radiologique 
WR 
Photons, toutes énergies 
Electrons et muons, toutes 
énergies 
Neutrons, énergie de 10 keV 
de 10 à 100 keV 
de 100 keV à 2 MeV 
de 2 MeV à 20 MeV 
de 20 MeV 
Protons, autres que les protons de 
recul, énergie de 2 MeV 
Particules alpha, fragments de 
fission, noyaux lourds 1 
5 
10 
20 
10 
5 
20 
Dans les calculs où interviennent des neutrons, l'application de 
valeurs de fonction étagée peut comporter des difficultés. Il peut 
alors être préférable d'utiliser la fonction continue décrite par la 
relation mathématique suivante: 
wR - 5 + i7e-<ln(2E))2/6 
ou E est l'énergie neutronique en MeV. 
Une comparaison directe des deux approches est présentée à la figure 1 
Facteurs de pondération 
radiologique 
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- 92 -
25, 
20 
.IS -
10 ' \ 
. in io io io u> io io 10 10 
Energie des neutrons incidents 
Fig.1. Facteurs de pondération radiologique pour les neutrons. La 
courbe Iisse est à considérer comme une approximation. 
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- 93 -
Pour les types de rayonnement et les énergies qui ne figurent pas 
dans le tableau, on peut obtenir une approximation de wR en 
calculant Q à 10 mm de profondeur dans une sphère d'équHva lent-
tissu de 30 cm de diamètre, d'une densité de 1 cm""3 et d'une 
composition massique de 76,2% d'oxygène, de 11,1% de carbone, de 
10,1% d'hydrogène et de 2,5% d'azote: 
/T. O© 
Q(L)D(L)dL 
o 
où D(L)dL est la dose absorbée à 10 mm entre les transferts 
linéiques d'énergie L et L + dL et 
où Q(L) est le facteur de qualité de L à 10 mm. 
Les rapports entre Q et L sont donnés sous B 
C. Corrélation entre le facteur de qualité, Q(L), et le transfert 
linéique non restreint d'énergie, L 
Transfert linéique non restreint 
d'énergie, L dans l'eau 
(keV Aoir1) Facteur de pondération radiologique 
Q(L) 
^ 10 
10 - 100 
> 100 1 
0.32L - 2,2 
300/V/LT" 
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- 94 -
D. Valeurs du facteur de pondération tissu la ire, wyd) 
Tissur ou organe Facteurs de pondérât ion- tissu la ire, 
WT 
Gonades 
MoeIIe rouge 
Colon 
Poumons 
Estomac 
Vessie 
Seins 
Foie 
Oesophage 
Thyroïde 
Peau 
Surface des os 
Divers 0,20 
0,12 
0,12 
0,12 
0,12 
0,05 
0,05 
0,05 
0,05 
0,05 
0,01 
0,01 
0,05<2)<3) 
(1) Les valeurs ont été déterminées à partir d'une population de 
référence comprenant un nombre égal de personnes des deux sexes et 
représentant un large éventail d'âges. Dans la détermination de la 
dose efficace, elles s'appliquent aux travailleurs, à la population 
dans son ensemble et aux deux sexes. 
(2) Pour les calculs, les tissus et organes "divers" sont les suivants: 
surrénales, cerveau, caecum, intestin grêle, reins, muscles, 
pancréas, rate, thymus et utérus. La liste contient des organes 
susceptibles d'une irradiation sélective. Certains de ces organes 
sont connus comme sièges possibles d'une induction cancéreuse. Si 
dans l'avenir d'autres tissus et organes se révèlent présenter un 
risque notable de cancer induit, ils seront ajoutés soit dans la 
liste principale avec un wj spécial soit dans la présente liste 
additionnelle détaillant les tissus et organes "divers". D'autres 
tissus ou organes Irradiés sélectivement peuvent également figurer 
parmi ces derniers. 
(3) Dans les cas exceptionnels où un seul des tissus ou organes 
"divers" reçoit une dose équivalente dépassant la dose la plus 
élevée d'un quelconque des douze organes auxquels un facteur de 
pondération est attribué, il y a lieu d'appliquer un facteur de 
pondération de 0,025 à ce tissu ou cet organe et un facteur de 
pondération de 0,025 à la dose moyenne reçue par le reste des 
tissus et organes "divers" tels qu'ils sont définis ci-dessus. 
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- 95 -
ANNEXE I I I 
Estimation des doses efficaces dues aux incorporations 
Les limites de dose efficace indiquées aux articles 9, 12 et 14 
s'appliquent à la somme de la dose efficace reçue au cours d'une 
période déterminée et de la dose efficace engagée par suite des 
incorporations qui ont eu lieu au cours de la même période. La relation 
entre l'incorporation et la dose efficace engagée dépend de l'âge de la 
personne, de la forme physique et chimique de la substance radioactive 
et de la voie d'incorporation. 
Ces relations peuvent servir à estimer les doses efficaces 
correspondantes. En cas d'emploi des limites dérivées pour l'exposition 
extérieure et pour les incorporations, la limite de dose efficace peut 
être appliquée au moyen de la formule suivante pour chacun des groupes 
d'âge considérés : 
(Cette annexe contiendra, pour tous les radionucléides concernés, 
des coefficients de dose (Sv/Bq) applicables en inhalation et en 
ingestion pour différentes classes d'âge de la population et des 
travailleurs. Pour les expositions aux gaz rares, les coefficients 
seront exprimés dans l'unité Svy~1/Bqm"~3. ) 
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ISSN 0254-1491 
COM (93) 349 final 
DOCUMENTS 
FR 04 05 
N° de catalogue : CB-CO-93-381-FR-C 
ISBN 92-77-58079-8 
Office des publications officielles des Communautés européennes 
Lr2985 Luxembourg