CELEX: 51978PC0605
Language: fr
Date: 1978-11-20
Title: Proposition de Directive (Euratom) du Conseil 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 (Présentée par la Commission au Conseil)

ARCHIVES HISTORIQUES
DE LA COMMISSION
COLLECTION RELIEE DES
DOCUMENTS "COM"
COM (78) 605
Vol. 1978/0234
 ---pagebreak--- Disclaimer
Conformément au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983
concernant l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique
européenne et de la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983,
p. 1), tel que modifié par le règlement (CE, Euratom) n° 1700/2003 du 22 septembre 2003
(JO L 243 du 27.9.2003, p. 1), ce dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents
classifiés présents dans ce dossier ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit
règlement.
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983
concerning the opening to the public of the historical archives of the European Economic
Community and the European Atomic Energy Community (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as
amended by Regulation (EC, Euratom) No 1700/2003 of 22 September 2003 (OJ L 243,
27.9.2003, p. 1), this file is open to the public. Where necessary, classified documents in this
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In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom 1.
Februar 1983 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen
Wirtschaftsgemeinschaft und der Europäischen Atomgemeinschaft (ABI. L 43 vom 15.2.1983,
S. 1), geändert durch die Verordnung (EG, Euratom) Nr. 1700/2003 vom 22. September 2003
(ABI. L 243 vom 27.9.2003, S. 1), ist diese Datei der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit
erforderlich, wurden die Verschlusssachen in dieser Datei in Übereinstimmung mit Artikel 5
der genannten Verordnung freigegeben.
 ---pagebreak--- COMMISSION DES COMMUNAUTES EUROPEENNES
                                             COM(78 ) 605 final
                                             Bruxelles , le 20 novembre I978
                     Proposition de Directive (Euratom ) du Conseil
                      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
                    (Présentée par la Commission au Conseil )
                              t~~å
                                V        r J     '
 COM(78 ) 605 final
 ---pagebreak---                         EXPOSE DES MOTIFS
      Les Normes de Base relatives à la protection sanitaire de la
population et des travailleurs contre les dangers des rayonnements
 ionisants ont été révisées en 1976 ( directive du Conseil du 1er juin 1976 )
publie au J.O. No L 187 du 12 juillet 1976 . Depuis lors la publication 26
de la Commission Internationale de Protection Radiologique , organisme
scientifique dont la compétence est mondialement reconnue et auquel
 la Commission d' Euratom puis celle des Communaut és Européennes a
toujours fait référence en vue de fixer les Normes de Base relatives
à la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre
 les dangers des rayonnements ionisants , est disponible depuis juin 1977 .
      Dans cette publication on trouve un certain nombre de recomman­
dations qui , sans remettre en cause les principes fondamentaux de la
radioprotection et l' organisation de celle–ci , définissent de nouveaux
concepts , de nouvelles unités et mettent à la disposition de ceux dont
la vocation est de protéger la santé des personnes contre tout danger
éventuel d' irradiation , un certain nombre de valeurs nouvelles plus
cohérentes dans leur conception , car elles tiennent compte de nouvelles
données sur le métabolisme , et plus logiques dans leur mode de calcul ,
car elles tiennent compte pour la première fois du phénomène de l' additi­
vité des irradiations subies par les différents organes ou tissus
intéressés .
      En fait les valeurs proposées ne diffèrent que peu des valeurs
précédentes . Certaines , et notamment celles qui concernent leB trans-
uranienB , sont en général plus sévères . D' autres le sont légèrement
moins . Il s' agit en fait d' un système de calcul nouveau plus cohérent
qui se rapproche davantage de la réalité biologique et métabolique et
dont l' adoption ne saurait être différée sans que l' on se prive des
dernièreB connaissances scientifiques disponibles .
       D' autres organisations internationales , notamment l' AIEA , l' OCDE ,
l' OMS et l' OIT élaborent - sur la base de la publication 26 précitée -
une recommandation commune destiné aux Etats membres de ces organisations
et dans lequel les recommandations de la CIPR seront reprises .
       Dès lors la Commission ne peut se dissocier de ces autres
organisations internationales . Elle ne peut non plus admettre que
les législations des Etats membres de la Communauté Européenne ne
concordent pas avec les dernières connaissances scientifiques et
techniques disponibles . Cette dernière préoccupation a d' ailleurs
été partagée par le Comité Economique et Social qui , lors de son
assemblée plénière du 12.7.1978 , a regretté que les travailleurs
et la population ne bénéficient qu' avec un décalage dans le temps
des progrès scientifiques et techniques précités d' une part et qui
a déploré la lenteur des législations nationales à B'adapter aux
principes de la CIPR formulés d' ailleurs sous une forme plus juridique
dans la directive du 1er Juin 1976 d' autre part .
                                #
                           *         »
5712 /78f
 ---pagebreak---                           - 2 -
      Les changements essentiels de la proposition de directive peuvent
être résumés comme suit s
      Le titre I introduit trois unités nouvelles , mais il les introduit
en laissant aux utilisateurs la possibilité d' utiliser pendant un certain
temps les unités anciennes . La Commission , en effet , est consciente des
dangers que pourrait entraîner - notamment dans le domaine médical et
rians celui du contrôle - l' introduction brutale et intempestive d' unités
encore peu familières " à la plupart des utilisateurs .
      Le titre II n' a pas subi de modifications fondamentales . Les
titres III et IV tiennent compte de la philosophie développée ci-dessus .
En outre , les limites de doses pour les travailleurs et le public sont
inchangées , sauf en ce qui concerne l' abandon de la formule D = 5(N-l8 ),
l' abandon de la dose maximale trimestrielle admissible et l' abandon de la
limite de dose 5 rem/30 ans per capita pour la population dans son
ensemble . Mais l' abandon de cette dernière limite ne correspond pas
pour autant à un relâchement . Il est en effet précisé dans les normes
que toute irradiation doit être justifiée et que les mesures de protection
doivent être optimalisées . Et c' est précisément parce que ces deux
principes d' optimisation et de justification s' appliquent aussi et
pour la première fois au domaine médical qu' il n' aurait été ni possible
ni logique de fixer une limite de dose pour la population dans son
ensemble .
      LeB titres V , VI et VII relatifs à l' organisation de la radiopro­
tection demeurent quasiment inchangés .
      Quant à l' Annexe III elle reproduira les valeurs des incorporations
maximales admissibles fixées par la CIPR . Les autres annexes sont
quasiment inchangées .
      En vue d' adapter les annexes en question au progrès scientifique
et technique et de disposer aussi rapidement que possible des valeurs
les plus appropriées la constitution d' un comité permanent d' adaptation ,
dit cfbmité , est prévue dans les derniers articles de la directive . Il
est prévu que les Etats membres devront incorporer les valeurs fixées
par le Comité dans leurs propres législations nationales selon une
procédure accélérée *
      C' est pourquoi la Commission transmet au Conseil des Ministres
des Etats membres de la Communauté Européenne la proposition de
directive en annexe qui modifie légèrement maiB non fondamentalement
la directive du 1er juin 1976 .
5712 /78f
 ---pagebreak---                                                  Doc. N - 5020 / 78 f
                                II
(Actes dont la publication n' est pas une condition de leur applicabilité )
                         CONSEIL
                    REVISION PROPOSEE
                           ( Mai 1978 )
                               de la
                   DIRECTIVE DU CONSEIL
                      du 1er juin 1978
 fixant les normes de base révisés relatives à là protection
 sanitaire de la population et des travailleurs contre les dangers
               résultant des rayonnements ionisants
                       ( 76 / 579 Euratom )
 ---pagebreak---                                                           5020 / 78 f
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 établie après avis du
groupe de personnalités désignées par le comité scientifique
et technique parmi les experts scientifiques des Etats membres ,
vu l' avis de l' Assemblée ,
vu l' avis du Comité économique et social,
considérant que le traité instituant la Communauté européenne
de l' énergie atomique prescrit que les normes de base relatives
à la protection sanitaire de la population et des travailleurs
contre les dangers résultant des radiations ionisantes , telles
qu' elles sont prévues notamment à l' article '30 , doivent être
fixées en vue de mettre chaque Etat membre en mesure , confor­
mément à l' article 33, d' établir les dispositions législatives ,
réglementaires et administratives propres à en assurer le
respect, de prendre les mesures nécessaires en ce qui concerne
l' enseignement , l' éducation et la formation professionnelle et
d' établir de telles dispositions en harmonie avec les dispositions
applicables à cet égard dans les autres Etats membres ;
considérant que le Conseil a arrêté , le 2 février 1959, des
directives fixant de telles normes de base (1 ), qui ont été modi­
fiées en dernier lieu par la directive 76 / 579 / Euratom ( 2 );
  «
considérant que l' intérêt d' une révision partielle de ces directives
est apparu à la lumière de l' évolution des connaissances scienti­
fiques en matière de radioprotection ;
(1 ) JO N * 11 du 20 , 2. 1959, page 221 / 59
( 2 ) JON-L187 du 12. 7. 1976
 ---pagebreak---                                                             5020 / 78
                                - 3 -
considérant que la protection sanitaire des travailleurs
et de la population exige que soit soumise à réglemen­
tation toute activité impliquant un danger résultant des
rayonnements ionisants ;
considérant que les normes de base doivent être
adaptées aux conditions d' emploi de l' énergie nucléaire
et qu' elles varient selon qu' il s' agit de la sécurité indi­
viduelle des travailleurs exposés aux rayonnements ioni­
sants ou de la protection de la population ;
considérant que la protection sanitaire des travailleurs
exposés aux rayonnements ionisants exige , d' une part,
la mise en oeuvre d' une organisation de la prévention
de l' irradiation et de l' évaluation de l' irradiation et,
d' autre part, une surveillance médicale adéquate ;
considérant que la protection sanitaire de la population
implique un système de surveillance, d' inspection et
d' intervention en cas d' accident ,
A ARRETE LA PRESENTE DIRECTIVE î
 ---pagebreak---                               - 4 -
                      TITRE PREMIER
                        DEFINITIONS
                           Article 1er
Pour l' application de la présente directive , les termes ci-apres
s' entendent de la manière suivante :
a ) Termes physiques , grandeurs et unités
Rayonnements ionisants : rayonnements composés de photons
ou de particules capables de déterminer la formation d' ions
directement ou indirectement .
Activité (A ) : quotient de dN par dt où dN est le nombre de
transformations nucléaires spontanées qui se produisent dans
une quantité d' un radionucléide pendant le temps dt
                                 dt
Cette définition ne s' applique pas aux termes "activité " et
"activités " figurant dans les articles 2, 3, 4 , 6, 6bis et 12.
Becquerel ( Bq ) : nom spécial de l'unité S. I. d' activité.
                         1 Bq = 1 s "1
Dans la présente directive, on donne également les valeurs
à utiliser lorsque l' activité est exprimée en curies
                        1 Ci = 3, 7 x 1010 Bq (exactement )
                        1 Bq = 2, 7027 x 10~ U Ci
                                                              v.
Dose absorbée (D) : quotient de d£ par dm où d£ est l' énergie
moyenne communiquée par les rayonnements ionisants à la
matière dans un élément de volume et dm la masse de matière
contenue dans cet élément de volume.
                                 de
                        ^   =    dm
 ---pagebreak---                                                                50 20 / 78 f
                                - 5 -
Gray (Gy ) î nom spécial de l' unité S. I. de dose absorbée .
                        1 Gy = 1 J kg
Dans la présente directive , on donne également les valeurs à
utiliser lorsque la dose absorbée est exprimée en rads
                                       -2
                         1  rad  =  10    Gy
                         1 Gy    = 100 rads
Transfert linéique d' énergie ou pouvoir de ralentissement linéique
collisionnel restreint ( L^ ) : quotient de dE par dl où dl est la
distance parcourue par une particule chargée dans un milieu et
dE la perte d' énergie moyenne due aux collisions avec transfert
d' énergie inférieur à une valeur donnée *
Pour les besoins de la radioprotectio, toutes les énergies trans­
férées sont retenues de telle sorte que
                         L a devient L qo
Fluence (de particules ) ( 0 ) : quotient de dN par "da " où
dN est le nombre de particules qui pénètrent dans une sphère
et "da" l' aire d' un grand cercle de cette sphère.
Débit de fluence ( (p ) :     quotient de d<# par dt où d&
est la fluence de particules (1 ) pendant le temps dt.
                                άΦ
                                άΐ
(1 ) Remarque : D.'.après le texte anglais on devrait parler
                  d' accroissement de fluence de particules ".
 ---pagebreak---                                                               5020 / 78 f
                             - 6 -
 b ) Termes radiologiques , biologiques et médicaux
 Irradiation : toute irradiation de personnes par des rayonnements
 ionisants . On distingue :
           - l' irradiation externe : irradiation résultant de
             sources situées en dehors de l' organisme ;
           - l' irradiation interne : irradiation résultant de
             sources situées dans l' organisme ;
           - l' irradiation totale : somme de l' irradiation externe
             et de l' irradiation interne .
 Exposition continue : irradiation externe permanente dont l' inten­
 sité peut cependant varier dans le temps ou irradiation interne
 résultant d' une incorporation permanente dont l' importance peut
 cependant varier dans le temps .
 Exposition unique : irradiation exterme de courte durée ou
 irradiation interne résultant d' une incorporation de radionu­
 cléides en un temps court.
 Facteur de qualité ( Q ) : fonction du transfert linéique d' énergie
 (L    , utilisée pour pondérer les doses absorbées afin de rendre
 compte de leur signification pour les besoins de la radioprotection.
 Equivalent de dose ( H) : produit de la dose
 absorbée ( D) par le facteur de qualité (Q ) et par
 le produit de tous les autres facteurs de modification (N).
 Lorsque le mot "dose " est utilisé seul, il y a lieu de consi­
 dérer qu' il s' agit toujours d' équivalent de dose.
 Sievert (Sv) : nom spécial de l' unité d' équivalent de dose lorsque
 la dose absorbée est exprimée en grays . Dans , la présente directive
'on donne également les valeurs à utiliser lorsque l' équivalent de
 dose est exprimé en rems .
                                         -2
                           1  rem   = 10    Sv
                           1  Sv   st 100 rems
 ---pagebreak---                                                            5020 / 78 f
                             - 7 -
Indice d' équivalent de dose profond, Hj
valent de dose maximal dans le volume'
                                                en un point : équi­
                                                central de 28 cm
de diamètre d' une sphère de 30 cm de diamètre centrée en ce
point et constituée d' un matériau équivalent au tissu mou .avec -
une densité de 1 g. cm ~ 3 .
Indice d' équivalent de dose superficiel, Hj g en un point       équi­
valent de dose maximal dans le volume compris entre 0 , 07 mm
et 1 cm de la surface d' une sphère de 30 cm de diamètre centrée
en ce point et constituée d' un matériau équivalent au tissu mou
avec une densité de 1 g. cm-3. Il n' est pas nécessaire d' évaluer
l' équivalent de dose dans la couche externe de 0 , 07 mm d' épais­
seur .
Dose effective : moyenne pondérée des doses moyennes aux
différents organes ou tissus , évaluée selon les modalités fixées
à l' annexe II, section E.
Irradiation globale : irradiation considérée comme homogène
du corps entier.
                                                                       •
Irradiation partielle : irradiation portant essentiellement
sur une partie de l' organisme ou sur un ou plusieurs organes
ou tissus , ou irradiation du corps entier considérée comme
non homogène.
Dose engagée : dose qui sera reçue en cinquante ans au
niveau d' un organe ou d' un tissu , par suite de l' incorpora­
tion d' un ou de plusieurs radionucléides .
Dose génétique : dose qui, si elle était effectivement reçue
par chaque individu d' une population donnée , de la conception
à l' âge moyen de procréation, entrafherait la même charge
génétique pour cette population considérée dans son ensemble
que les doses réellement reçues par les individus de cette po­
pulation. La dose génétique peut être évaluée en effectuant le
produit de la dose annuelle génétiquement significative par
l' âge moyen de procréation fixé à 30 ans .
Dose annuelle génétiquement significative : moyenne, dans une
population, des doses annuelles individuelles aux gonades , chaqu
dose individuelle étant pondérée par un facteur tenant compte
du nombre probable d' enfants qui seront engendrés après l' irra­
diation .
 ---pagebreak---                                                          5020 / 78 f
                              - 8 -
Dose collective : la dose collective , S, à une population ou a un
groupe est donnée par la sommation
                  e   \           H.   P.
                 s= y               11
                         i
où H. est la moyenne des doses globales ou des doses à un
organe donné parmi les P. membres du 1er sous-groupe de
la population ou du groupe.
Contamination radioactive : contamination d' une matière , d' une
surface, d' un milieu quelconque ou d' une personne par des
substances radioactives .
Dans le cas particulier du corps humain , cette contamination
comprend à la fois la contamination externe cutanée et la
contamination interne par quelque voie que ce soit .
Limites de dose : limites fixées dans cette Directive pour
les doses résultant de l' exposition des travailleurs exposés ,
des apprentis et des étudiants et des personnes du public,
compte non tenu des doses résultant du fond naturel de rayon­
nements et de l' irradiation subie par les individus du fait des
examens et traitements médicaux auxquels ils sont soumis . Les
limites de dose s' appliquent à la somme de la dose reçue
par irradiation externe pendant la période considérée et de
la dose engagée résultant de l' incorporation de radionucléides
pendant la m6me période .
Incorporation : activité prélevée par l' organisme dans le
milieu extérieur .
Limite d' incorporation annuelle : activité qui, introduite
dans l' organisme, entraîhe pour un individu donné une dose
engagée égale à la limite de dose annuelle appropriée fixée
aux articles 7 , 8 , 9 et 11.
Limite dérivée de concentration d' un radionucléide dans l' air
inhalé : concentration moyenne annuelle dans l' air inhalé, ex-'
primée en unités d' activité par unité de volume, qui , pour
2 000 heures de travail par an, entraîhe une incorporation égale
à la limite d' incorporation annuelle.
 ---pagebreak---                                                            5020 / 78 f
                             - 9 -
Radiotoxicité : toxicité due aux rayonnements ionisants émis
par un radionucléide incorporé et par ses produits de filia­
tion ; la radiotoxicité n' est pas seulement liée aux caracté­
 ristiques radioactives de ce radionucléide mais à son état
 chimique et physique et également au métabolisme de cet
 élément dans l' organisme ou dams l' organe .
 c ) Autres termes
 Source : appareil ou substance capable d' émettre des rayonne­
 ments ionisants .
 Source scellee : source constituée par des substances radio­
 actives solidement incorporées dans des matières solides et
 effectivement inactives , ou scellée dans une enveloppe inactive
 présentant une résistance suffisante pour éviter , dans les con­
 ditions normales d' emploi , toute dispersion de substances
 radioactives et toute possibilité de contamination.
 Substance radioactive : toute substance qui contient un ou
 plusieurs radionucléides dont l' activité ou la concentration ne
 peut Être négligée pour des raisons de radioprotection.
!^rnd naturel de rayonnements : ensemble des rayonnements
 ionisants qui proviennent des sources naturelles terrestres
 et cosmiques , dans la mesure où l' irradiation qui en résulte
 n' est pas augmentée de manière significative du fait de l' homme .
 Assemblage critique : ensemble de matières fissiles dams
 lequel une réaction en chafrie peut être entretenue .
 Population dans son ensemble : toute la population compre­
 nant les travailleurs exposés , les apprentis , les étudiants
 et les personnes du public .
 Travailleurs exposés : personnes soumises du fait de leur
 travail à une exposition susceptible d' entrafher des doses „
 annuelles supérieures au dixième des limites de dose annuelle
 fixées pour les travailleurs .
 ---pagebreak---                                                              5020 / 78 f
                                - 10 -
  Groupes critiques de la population : groupes comprenant
  les personnes dont l' exposition est raisonnablement homo­
  gène et représentative de celle des individus les plus expo­
  sés de la population .
  Personnes du public : individus de la population à l' exception
  des travailleurs exposés , des apprentis et des étudiants pen­
  dant leurs heures de travail.
  Zone contrôlée : zone soumise à une réglementation pour
  des raisons de protection contre les rayonnements ionisants
  et dont l' accès est réglementé.
  Zone surveillée : zone soumise à une surveillance adéquate pour
  des raisons de protection contre les rayonnements ionisants .
  Niveau d' intervention : valeur de dose absorbée , d' équivalent
  de dose ou valeur dérivée que l' on fixe en vue d' établir des
  plans d' urgence .
  Médecin agréé : médecin responsable de la surveillance
  médicale des travailleurs de la catégorie A visés à l' article 23,
  dont la qualification et l' autorité sont reconnues par les auto­
   rités compétentes .
  Experts qualifiés : personnes ayant les connaissances et
  l' entraîhement nécessaires soit pour effectuer des examens
. physiques ou techniques , ou des examens radiotoxicologiques ,
   soit pour donner tous les conseils en vue d' assurer une pro­
  tection efficace des individus et un fonctionnement correct
   des installations de protection , selon le cas , et dont la quali­
   fication est reconnue par l' autorité compétente .
   Accident : événement imprévu qui provoque des dommages à
   une installation ou une perturbation de la bonne marche de cette
   installation et qui est susceptible d' entrather pour une ou plu­
   sieurs personnes une dose supérieure aux limites de dose.
                                                                       0
   Exposition exceptionnelle concertée : exposition entraftiant le
   dépassement de l' une des limites de dose annuelle fixées pour
   les travailleurs exposés , que l' on autorise à titre exceptionnel
   dans certaines situations survenant au cours d' opérations nor­
   males , lorsque d' autres techniques ne comportant pas de
   telles expositions ne peuvent 6tre utilisées .
 ---pagebreak---                                                            5020 / 78 f
                           - 11 -
Exposition accidentelle : exposition de caractère fortuit et
involontaire entraîhant le dépassement d' une des limites
de dose fixées pour les travailleurs exposés .
  »
Exposition d' urgence : exposition justifiée dans des condi­
tions anormales pôur porter assistance à des individus en
danger, prévenir l' irradiation d' un grand nombre de per­
sonnes ou sauver une installation de valeur , qui entrafhe
le dépassement d' une des limites de dose fixées pour les
travailleurs , les limites fixées pour les expositions exception­
nelles concertées pouvant également être dépassées . De
telles expositions ne peuvent s' appliquer qu' à des volontaires .
 ---pagebreak---                                                              5020 / 78 f
                           - 12 -
                         TITRE II
CHAMP D' APPLICATION, DECLARATION ET AUTORISATION
                         Article 2
La présente directive s' applique à laproduction , au traite­
ment, à la manipulation, à l' utilisation, à la détention, au
stockage , au transport et à l' élimination de substances
radioactives naturelles et artificielles et à toute autre acti­
vité qui implique un risque résultant des rayonnements, ioni­
sants .
                         Article 3
Chaque Etat membre soumet l' exercice des activités
visées à l' article 2 à une déclaration . Sans préjudice de
l' article 5, ces activités sont soumises à une autorisation
préalable dans les cas déterminés par chaque Etat mem­
bre compte tenu du danger possible et d' autres considéra­
tions pertinentes .
                         Article 4
Sans préjudice de l' article 5, le régime de déclaration et
d' autorisation préalable peut ne pas être appliqué aux acti­
vités impliquant :
a ) des substances radioactives lorsque les quantités con­
     cernées ne dépassent pas au total les valeurs figurant
     à l' annexe I;
b ) des substances radioactives dont la concentration est
     inférieure à 100 Bq g-1 (0, 0027/MCi g~M» cette limite
     étant portée à 500 Bq g~l (0 , 0Ï4^Ci g*l ) pour les substances
     radioactives naturelles solides ;                 /
c ) l' usage d' instruments de navigation et d' appareils d' hoï-
     logerie contenant des peintures radioluminescentes ,
     mais non leur fabrication ou leur réparation à l' exception du
     cas prévu sous a );
 ---pagebreak---                                                         5020 / 78 f
                             - 13 -
d ) des appareils émettant des rayonnements ionisants
    et contenant des substances radioactives en quantités
    supérieures aux valeurs prévues sous a ), aux condi­
    tions suivantes :
    1.  être d' un type agréé par l' autorité compétente ;
    2. présenter des avantages qui, par rapport au
        risque potentiel et de l' avis des autorités compé­
        tentes , justifient leur utilisation ;
    3.  Être construits sous forme de sources scellées
        assurant une protection efficace contre tout
        contact avec les substances radioactives et contre
        toute fuite de celles-ci ;
    4 . ne présenter, en aucun point situé à 0 , 1 m de la
        surface accessible de l' appareil et dans les condi­
        tions de fonctionnement normales , un débit de dose
        supérieur à
                 lyUSv h (0, 1 mrem h );
e ) des appareils autres que les appareils récepteurs de
    télévision émettant des rayonnements ionisants mais
    ne contenant pas de substances radioactives , aux con­
    ditions suivantes :
    1.  Stre d' un type agréé par l' autorité compétente ;
    2. présenter des avantages qui, par rapport au risque
        potentiel et de l' avis des autorités compétentes ,
        justifient leur utilisation    et
    3. ne présenter, en aucun point situé à 0 , 1 m de la
        surface accessible de l' appareil et dans les condi­
        tions de fonctionnement normales , un débit de
        dose supérieur à
                 ^ IJJSV h~* (0,1 mrem h *);
f ) des appareils récepteurs de télévision qui ne présentent,
    en aucun point situé à 0 , 05 m de la surface accessible
    de l' appareil, un débit de dose supérieur à
                 5M Sv h~     (0 , 5 mrem h " ).
                           Article 5
En dehors des cas d' interdiction prévus par la législation
nationale et quelle que soit l' importance du danger, un régime
d' autorisation préalable doit être appliqué pour :
 ---pagebreak---                                                          5020 / 78 f
                       - 14 -
l' administration de substances radioactives a des per­
sonnes à des fins de diagnostic , de traitement ou de
recherche ;
l' utilisation de substances radioactives dans les jouets
et l' importation de jouets contenant des substances
radioactives ;
l' addition de substances radioactives dans la pro­
duction et la fabrication des denrées alimentaires ,
des médicaments , des produits cosmétiques et des
produits à usage domestique (à l' exception des instru­
ments et appareils visés à l' article 4 sous c )), ainsi
que l' importation commerciale de telles denrées ,
médicaments et produits , s' ils contiennent des substances
radioactives .   .
 ---pagebreak---                                                              5020 / 78 f
                            - 15 -
                          TITRE III
          LIMITATION DES DOSES DANS LE CAS DES
                    EXPOSITIONS CONTROLEES
                          Article 6
La limitation des doses individuelles et collectives résultant
des expositions contrôlables doit être fondée sur les principes
généraux suivants :
a ) toute activité impliquant une exposition aux rayonnements
    doit être justifiée par les avantages qu' elle procure ;
b ) toutes les expositions doivent être maintenues à un niveau
    aussi faible que cela est raisonnablement possible ;
c ) sans préjudice de l' article 10 , la somme des doses reçues
    et engagées ne doit pas dépasser les limites de dose fixées
    dans le présent titre pour les travailleurs exposés , les
    apprentis et les étudiants , et les personnes du public .
Les principes définis aux litt. a ) et b ) ci-dessus s' appliquent
à toutes les expositions aux rayonnements , y compris les expo­
sitions médicales . Le principe défini au litt. c ) ne s' applique
pas à l' irradiation subie par les individus du fait des examens
ou traitements médicaux auxquels ils sont soumis .
                         CHAPITRE PREMIER
    LIMITATION DES DOSES POUR LES TRAVAILLEURS EXPOSES
                             Article 6 bis
1.  Aucun travailleur de moins de 18 ans révolus ne doit être
    affecté à un poste de travail qui ferait de lui un travailleur ,
    exposé .
2. Les femmes enceintes ou en période d' allaitement ne sont
    pas admises aux travaux qui comportent un risque d' irra -*
    diation élevé ; le cas échéant, une surveillance particulière
    de la contamination radioactive de l' organisme sera assurée .
 ---pagebreak---                                                               5020 / 78 f
                              - 16 -
                             Article 7
             IRRADIATION GLOBALE DE L' ORGANISME
1.  La limite de dose pour l' irradiation globale de l' organisme
    est fixée pour les travailleurs exposés à 50 mSv ( 5rems ) pafr an.
2. Pour les femmes susceptibles de procréer , la dose à l' abdomen
    ne doit pas dépasser 13 mSv ( 1, 3 rem ) au cours d' un trimestre .
3. Dès qu' une grossesse a été déclarée, des dispositions doivent
    être prises pour que l' irradiation de la femme en milieu pro­
    fessionnel soit telle que la dose au foetus , accumulée durant
    le laps de temps qui s' écoule entre la déclaration de la grossesse
    et le moment de l' accouchement, soit aussi réduite que raison­
    nablement possible et ne dépasse en aucun cas 10 mSv (1 rem ).
    En général, cette limitation peut Être assurée en plaçant la
    femme dans des conditions de travail convenant aux travailleurs
    appartenant à la catégorie B.
                             Article 8
               IRRADIATION PARTIELLE DE L' ORGANISME
Dans le cas d' irradiation partielle de l' organisme :
a ) La limite pour la dose effective évaluée selon les modalités
    fixées à l' annexe II, section E, est fixée à 50 mSv ( 5rems )
    par an, la dose moyenne dans chacun des organes ou tissus
    concernés ne devant pas dépasser 500 mSv ( 50 rems ) par
    an .
b ) De plus :
         la limite de dose pour le cristallin est fixée à
         300 mSv ( 30 rems ) par an;   '
         la limite de dose pour la peau est fixée à
         500 mSv ( 50 rems ) par an; cette limite s' appli­
         quant à la dose moyenne sur toute surface de
         100 cm2;
         la limite de dose pour les mains , avant-bras , pieds
         et chevilles est fixée à 500 mSv ( 50 rems ) par an.
 ---pagebreak---                                                           5020 / 78 f
                        - 17 -
                     CHAPITRE II
LIMITATION DES DOSES POUR LES APPRENTIS ET
                     LES ETUDIANTS
                        Article 9
Les limites de dose pour les apprentis et les étudiants
âgés de 18 ans ou plus , qui se destinent à une profession
au cours de laquelle ils seront exposés aux rayonnements
ionisants ou qui , du fait de leurs études , sont obligés
d' utiliser des sources , sont égales aux limites de dose
fixées aux articles 7 et 8 pour les travailleurs exposés .
Les limites de dose pour les apprentis et les étudiants
Sgés de 16 à 18 ans , qui se destinent à une profession
au cours de laquelle ils seront exposés aux rayonnements
ionisants ou qui, du fait de leurs études , sont obligés
d'utiliser des sources , sont égales aux 3 / 10 des limites
de dose annuelle fixées aux articles 7 et 8 pour les tra­
vailleurs exposés .
Les limites de dose pour les apprentis et les étudiants
âgés de 16 ans ou plus , qui ne relèvent pas des dispositions
prévues aux paragraphes 1 et 2, et pour les apprentis et
étudiants âgés de moins de 16 ans , sont les mêmes que les
limites de dose fixées à l' article 11 pour les personnes
du public. Cependant, les contributions aux doses annuelles
qu' ils sont susceptibles de recevoir de par leur formation
ne doivent pas dépasser 1 /10 des limites de dose fixées
à l' article 11 et la dose au cours d' une exposition ne doit
pas dépasser 1 /100 de ces limites de dose.
 ---pagebreak---                                                                5020 / 78 f
                             - 18 -
                         CHAPITRE III
             EXPOSITIONS EXCEPTIONNELLES
                           CONCERTEES
                             Article 10
1. Seuls des travailleurs appartenant à la catégorie A, définie
   à l' article 23, peuvent être soumis à des expositions excep­
   tionnelles concertées . Toute exposition exceptionnelle con­
   certée doit faire l' objet d' une autorisation appropriée.
   Cette autorisation ne doit Être donnée que dans des situa­
   tions exceptionnelles survenant au cours d' opérations nor­
   males lorsque d' autres techniques ne comportant pas de
   telles expositions ne peuvent être utilisées. On devra tenir
   compte , pour donner cette autorisation, de l' âge et de
   l' état de santé des travailleurs concernés .
2. Les doses reçues ou engagées à l' occasion d' expositions
   exceptionnelles concertées ne doivent pas dépasser en un
   an le double des limites de dose annuelle fixées aux ar­
   ticles 7 et 8 ou , au cours de la vie , le quintuple de ces
   limites de dose .
3. Les expositions exceptionnelles concertées ne doivent pas
   être autorisées :
   a) si le travailleur a subi, dans les douze mois qui pré­
        cèdent, une exposition ayant entralhé le dépassement
        des limites de dose annuelle fixées aux articles 7 et 8 ,
        ou
   b ) si le travailleur a subi auparavant des expositions
        accidentelles ou d' urgence entraînant des doses dont
        la somme dépasse cinq fois les limites de dose
        annuelle fixées aux articles 7 et 8 , ou
   c ) si le travailleur est une femme susceptible de procréer.
4. Le dépassement des limites de dose du fait d'une exposition
   exceptionnelle concertée n' est pas en soi une raison pour
   exclure le travailleur de ses occupations habituelles. Les
   conditions d' exposition ultérieures doivent être soumises à
   l' accord du médecin agréé.                               .
 ---pagebreak---                                                    5020 / 78 f
                      - 19 -
Toute exposition exceptionnelle concertée doit être
consignée dans le dossier médical, prévu à l' article 35,
où seront également portées la valeur estimée de la dose
et celle des activités incorporées dans l' organisme .
Avant de subir une exposition exceptionnelle concertée ,
tout travailleur doit recevoir une information appropriée
sur les risques et les précautions à prendre au cours
de cette opération.
 ---pagebreak---                                                          5020 / 78 f
                             - 20 -
                           CHAPITRE IV
           LIMITATION DES DOSES POUR LA POPULATION
                              Article 11
           Limites de dose pour les personnes du public
1.  Les limites de dose suivantes pour les personnes du public
    doivent être respectées sans préjudice de l' article 12.
2. Dans le cas d' irradiation globale de l' organisme , la limite
    de dose est fixée à 5 mSv ( 0 , 5 rem ) par an ;
3. Dans le cas d' irradiation partielle de l' organisme :
    a ) La limite pour la dose effective évaluée selon les moda­
        lités fixées à l' annexe II, section E, est fixée à 5 mSv
        (0, 5 rem ) par an, la dose moyenne dans chacun des or­
        ganes ou tissus concernés ne devant pas dépasser 50 mSv
        (5 rems ) par an.
    b) De plus :
              la limite de dose pour le cristallin est fixée à
              30 mSv (3 rems ) par an;
              la limite de dose pour la peau est fixée à 50 mSv
              (5 rems ) par an, cette limite s' appliquant à la
              dose moyenne sur toute surface de 100 cm ^;
              la limite de dose pour les mains , avant-bras ,
              pieds et chevilles est fixée à 50 mSv (5 rems )
              par an .
                              Article 12
              Exposition de la population dans son ensemble
 1. Chaque Etat membre doit veiller à ce que la contribution de
     chaque activité à l' irradiation de la population dans son en­
     semble soit maintenue à la valeur minimale nécessité par
     cette activité compte tenu des principes énoncés à l' article 6.
 2.  Le total de toutes ces contributions doit être maintenu sous
     contrôle et en particulier la dose génétique résultant de l' en­
     semble de cçs contributions doit faire l' objet d' une estimation.
 3. Les Etats membres communiquent régulièrement à la Com­
     mission les résultats de ces contrôles et de ces estimations .
                                                                     """sSv
 ---pagebreak---                             - 21 -
                                                               5020 / 78 f
                           TITRE IV
                       LIMITES DERIVEES
                             Article 13
1.   La fixation de limites dérivées dans le présent titre n' exclut
     pas l' utilisation d' autres méthodes pour vérifier le respect
     des limites de dose .
2. Les valeurs des facteurs de qualité à utiliser pour évaluer
     l' équivalent de - dose sont fixées , pour les différents types de
     rayonnements , à l' annexe II.
                             Article 14
                     Irradiation uniquement externe
En cas d' irradiation externe de l' organisme entier ou d' une partie
importante de l' organisme , les limites de dose fixées aux ar­
ticles 7 , 8 et 11 sont considérées comme respectées si l' indice
d' équivalent de dose profond ne dépasse pas la limite de dose
fixée pour l' irradiation globale et si l' indice d' équivalent, de dose
superficiel ne dépasse pas la limite de dose fixée pour la peau .
En cas d' irradiation par des neutrons ou des protons , les limites
de dose sont considérées comme respectées si les doses calculées
à l' aide des facteurs de conversion fixés à l' annexe II , sections C
et D, ne dépassent pas la limite de dose fixée pour l' irradiation
globale.
                              Article 15
                    Irradiation uniquement interne
 Les valeurs des incorporations et des concentrations de
 radionucléides dans l' air à utiliser pour se conformer aux dispo­
 sitions prévues aux articles 7 , 8 et 11 sont fixées à l' annexe III.
 a ) Les tableaux de l' annexe III (1° ) donnent :
          les limites d' incorporation annuelle de radionucléides
          par inhalation pour les travailleurs exposés ;
          les limites dérivées de concentration de radionucléides
          dans l' air inhalé pour les travailleurs exposés . Ces valeurs
          doivent Être considérées comme des moyennes portant
          sur une période d' une année ;
 ---pagebreak---                                                          5020 / 78 f
                              - 22 -
         les limites d' incorporation annuelle de radionucleides
         par inhalation et par ingestion pour les personnes du
         public.
b ) Lors d' une contamination par un mélange de radionucleides
    on doit utiliser les méthodes indiquées à l' annexe III ( 2° ).
                            Article 16
                Irradiation externe et interne associées
Dans le cas ou une irradiation éxterne globale ou d' une partie
importante du corps et une contamination interne par un ou plu
sieurs radionucleides sont associées , les limites fixées aux
articles 7 , 8 et 11 sont considérées comme respectées si les
deux conditions suivantes sont remplies :
                    HT    .                 I .
a)                   I. P        sr           J
                    ~jr      + 2,          I. T
    où
    Hj,p est l' indice d' équivalent de dose profond annuel,
    est la limite de dose annuelle pour l' irradiation globale, L
    est l' incorporation annuelle du radionucléide j, et I. _ est
    la limite d' incorporation annuelle de ce radionucléi&e ,
b ) les limites de dose fixées selon le cas aux articles 8 (b ) et
    11. 3 (b ) sont respectées .
                            Article 17
Les limites dérivées pour les apprentis et les étudiants
se déduisent des limitations de dose fixées à l' article 9.
 ---pagebreak---                            - 23 -                              ' 5020 ' 78 f
                         TITRE V
    EXPOSITIONS ACCIDENTELLES ET EXPOSITIONS
             D' URGENCE DES TRAVAILLEURS
                         Article 18
Toute exposition accidentelle ou d' urgence doit être inscrite
dans le dossier médical du travailleur prévu à l' article 35. Dans
la mesure du possible , les doses reçues ou engagées au cours
d' expositions accidentelles ou d' urgence doivent être enregistrées
séparément sur la fiche d' irradiation prévue à l' article 30 .
D' autre part, les dispositions de l' article 36 doivent être appliquées .
                         Titre VI
    PRINCIPES FONDAMENTAUX DE PROTECTION OPERATIONNELLE
                      DES TRAVAILLEURS EXPOSES
                          Article 19
La protection opérationnelle des travailleurs exposés repose
sur les principes suivants :
a ) classification des lieux de travail en différentes zones ;
b ) classification des travailleurs en différentes catégories ;
c ) mise en oeuvre des dispositions et mesures de contrôle
    relatives à ces différentes zones et aux différentes catégories
    de travailleurs .
Ces principes de protection s' appliquent également aux appren­
tis et aux étudiants visés à l' article 9 paragraphes 1 et 2 .
 ---pagebreak---                                                               5020 / 78 f
                              - 24 -
                           CHAPITRE I
         MESURES DE PREVENTION DE L' IRRADIATION
                            Section 1
             Classification et délimitation des zones
                           Article 20                                      •
Aux fins de la radioprotection , chaque Etat membre prend des
dispositions à l' égard de tous les lieux de travail où il existe
un risque d' exposition aux rayonnements ionisants .                      –
Dans les zones de travail où l' irradiation n' est pas susceptible
de dépasser 1 / 10 des limites de dose annuelle fixées pour les tra­
vailleurs exposés , il n' est pas nécessaire de prévoir de disposi­
tions particulières aux fins de la radioprotection.
Dans les zones de travail où l' irradiation est susceptible de
dépasser 1 / 10 des limites de dose annuelle fixées pour les tra­
vailleurs exposés , les dispositions doivent être adaptées à la
nature de l' installation et des sources , ainsi qu' à l' ampleur
et à la nature des risques . L' importance des moyens de préven­
tion et de surveillance ainsi que leur nature et leur qualité doivent
être fonction des risques liés aux travaux exposant aux rayonne­
ments ionisants .
On distingue :
a ) la zone contrôlée .
    Toute zone dans laquelle les 3 / 10 des limites de dose annuelle
    fixées pour les travailleurs exposés sont susceptibles d' être
    dépassés doit constituer ou être incluse dans une zone contrôlée .
    A l' annexe IV figure, à titre indicatif, une liste des établisse­
    ments et des installations dans lesquels la présence de généra­
    teurs ou de sources susceptibles d' être à l' origine d' une irra­
    diation justifie d' une façon générale la délimitation d' une ou de
    plusieurs zones contrôlées .
b ) la zone surveillés .
    Est considérée comme zone surveillée toute zone dans laquelle
    1 /10 des limites de dose annuelle fixées pour les travailleurs expo
    sés est susceptible d' être dépassé et qui n' est pas considérée
    comme zone contrôlée .
 ---pagebreak---                                                        5020 / 78 f
                            - 25 -
                          Article 21
Les zones contrôlées doivent être délimitées .
Compte tenu de la nature et de l' importance des risques radio­
logiques , il y a lieu :
a ) d' organiser, à l' intérieur des zones contrôlées et surveillées
    une surveillance des nuisances radiologiques dans l' ambiance
    et notamment de procéder , selon les cas , à la mesure des
    activités , des doses et des débits de dose ainsi qu' à l' enre­
    gistrement des résultats ;
b ) de prévoir, à l' intérieur des zones contrôlées et surveillées ,
    des consignes de travail adaptées au risque radiologique ;
c ) de signaler les risques inhérents aux sources à l' intérieur de
    zones contrôlées ;
d ) de signaliser les sources à l' intérieur des zones contrôlées
    et surveillées .
L' exécution de ces tâches est assurée par des experts qualifiés .
                            Article 22
Dans toute zone contrôlée, il y a lieu pour le moins de régle­
menter l' accès par une signalisation appropriée.
                            Section 2
                 Classification des travailleurs exposés
                            Article 23
On distingue , pour des raisons de contrôle et de surveillance ,
deux catégories de travailleurs exposés :
    catégorie A : ceux qui sont susceptibles de recevoir une
    dose supérieure aux 3 / 10 d' une des limites de dose annuelle ;
    catégorie B : ceux qui ne sont pas susceptibles de recevoir
    cette dose *
 ---pagebreak---                                                            5020 / 78 f
                                - 26 -
                              Article 24
 Les travailleurs exposés doivent être informés des risque que
 leur travail présente pour leur santé , des précautions à prendre
 et de l' importance qu' il y a à se conformer aux prescriptions
 techniques et médicales .
 Les apprentis et les étudiants visés à l' article 9 paragraphes 1
 et 2 doivent également recevoir une formation adéquate dans le
 domaine de la radioprotection et toutes les informations adéquates
 relatives aux risques que comporte leur travail.
                              Section 3
 Examen et contrôle des dispositifs de protection et des instruments
                             de mesure
• y                          Article 25
 L' examert et le contrOle des dispositifs de protection et des
 instruments de mesure doivent être assurés par des experts qua­
 lifiés .
 Ces examens et contrôles comprennent :
 a ) l' examen critique préalable des projets d' installation
     du point de vue de la radioprotection;
 b)    la réception des nouvelles installations du point de vue
      de la radioprotection ;
 c ) la vérification périodique de l' efficacité des dispositifs
     et des techniques de protection ;
 d ) la vérification périodique du bon état de fonctionnement des
     instruments de mesure et de leur emploi correct.
 ---pagebreak---                                                              5020 / 78 f
                             - 27 -
                          CHAPITRE II .
                EVALUATION DE L 1 EXPOSITION
                            Article 26
La nature et la fréquence des évaluations de l' exposition sont
établies de manière à     assurer dans chaque cas le respect de
la présente directive .
                              Section 1
                         Surveillance collective
                            Article 27
Compte tenu des nuisances radiologiques , il y a lieu de procéder
à la mesure :
a ) des débits de dose ou des débits de fluence avec indication
     de la nature et de la qualité des rayonnements en cause ;
b ) de la concentration atmosphérique et de la densité superficielle
     des substances radioactives contaminantes avec indication de
     leur nature et de leurs états physique - et chimique .
Dans les cas appropriés , les résultats de ces mesures servent
à estimer les doses individuelles .
                            Section 2
                     Surveillance individuelle
                            Article 28
L' évaluation des doses individuelles doit Être systématique pour
les travailleurs de la catégorie A. Cette évaluation repose sur
des mesures individuelles ou, lorsque celles-ci s' avèrent impas­
sibles ou insuffisantes , sur une estimation effectuée soit à partir
de mesures individuelles faites sur d' autres travailleurs exposés ,
 soit à partir des résultats de la surveillance collective prévue à
l' article 27 .
 ---pagebreak---                                                            5020 / 78 f
                   I
                              - 28 -
                             Article 29
Dans le cas d' expositions accidentelles ou d' urgence, on doit
évaluer les doses absorbées , qu' il s' agisse d' irradiations
globales ou d' irradiations partielles.
                           Article 29 bis
Les résultats de la surveillance individuelle doivent être soumis
au médecin agréé en vue de leur interprétation sous sa responsa­
bilité , sur le plan de la santé des travailleurs .
                             Section 3
                      Enregistement des résultats
                             Article 30
Sont consignés et gardés en archives durant une période
d' au moins trente ans :
a ) les résultats des mesures de la surveillance collective
    qui ont servi à l' établissement des doses individuelles ;
b ) la fiche d' irradiation contenant les documents relatifs
     à l' évaluation des doses individuelles ;
c ) en cas d' exposition accidentelle ou d' urgence , les rapports
     relatifs aux circonstances et aux mesures d' intervention.
Pour les documents visés sous b ) et c ), la période de trente
ans commence à courir à la fin du travail exposant aux rayon­
nements ionisants .
 ---pagebreak---                                                            5020 / 78 f
                              - 29 -
                          CHAPITRE III
          SURVEILLANCE MEDICAL DES TRAVAILLEURS
                             EXPOSES
                             Article 31
La surveillance médicale des travailleurs exposés est fondée
Bur les principes qui régissent habituellement la médecine du
travail. Elle comprend , selon les cas , des examens d' embauche
et des examens de santé périodiques , la fréquence et la nature
de ces derniers étant déterminées par l' état de santé du' tra­
vailleur , les conditions de travail et les incidents qui peuvent
y être associés .
                             Article 32
Aucun travailleur ne peut être employé pendant quelque période
que ce soit en tant que travailleur exposé si les conclusions mé­
dicales s' y opposent.
                               Section 1
               Surveillance médicale des travailleurs
                        de la catégorie A
                             Article 33
La surveillance médicale des travailleurs de la catégorie A
est assurée par des médecins agréés .
Elle comprend :
a ) un examen médical d' embauche
 Cet examen a pour but de déterminer l' aptitude du travailleur
à occuper l' emploi auquel il est destiné initialement . Il com­
prend une anamnèse mentionnant toutes les expositions anté -.
 rieures et connues aux rayonnements ionisants résultant soit
des fonctions exercées , soit d' examens et traitements médi­
 caux; il comprend également un examen clinique général et
tous les autres examens nécessaires pour apprécier l' état de
 santé général du travailleur.
 ---pagebreak---                                                             5020 / 78 f
                                 - 30 -
b ) une surveillance médicale générale
Le médecin agréé doit avoir accès à toute information qu' il
estime nécessaire pour apprécier l' état de santé des tra­
vailleurs surveillés et pour évaluer les conditions d' environ­
nement existant sur les lieux de travail dans la mesure où elles
pourraient affecter l' aptitude médicale des travailleurs à effectuer
les tâche qui leur sont assignées .
c ) des examen de santé périodiques
La santé des travailleurs doit faire l' objet d' examens de
routine pour vérifier si les travailleurs continuent à être
aptes à exercer leurs fonctions . La nature de ces examens
dépend du caractère et de l' importance de l' exposition aux
rayonnements ionisants et de l' état de santé du travailleur.
L' état de santé de chaque travailleur doit être examiné au
moins une fois par an et plus fréquemment si les conditions
d' exposition ou l' état de santé du travailleur le rendent nécessaire .
Le médecin agréé peut indiquer qu' il est nécessaire de pro­
longer la surveillance médicale après la cessation du travail
aussi longtemps qu' il l' estime nécessaire pour la sauvegarde
de la santé de l' intéressé .
                               Article 34
La classification médicale suivante est adoptée en ce qui con­
cerne l' aptitude des travailleurs de la catégorie A :
    apte ;
    apte , BOUS certaines conditions ;
    inapte .
                               Article 35
1. Pour chaque travailleur de la catégorie A, il est établi
    un dossier médical tenu à jour aussi longtemps que l' inté --
    ressé appartient à cette catégorie. Ce dossier sera ensuite
    conservé en archives durant une période d' au moins trente
    ans .
 ---pagebreak---                                                               5020 / 78 f
                                  - 31 -
2.   Le dossier médical comporte les informations concernant
     les affectations du travailleur , les résultats de l' examen
     médical d' embauche et des examen de santé périodique , le
     relevé des doses servant à vérifier que les valeurs fixées
     aux articles 7 , 8 et 10 ont été respectées , ainsi que le re­
     levé des doses reçues au cours d' irradiations accidentelles
     et d' irradiations d' urgence .
                                Section 2
                 Surveillance exceptionnelle des travailleurs
                                 exposés
                                Article 36
Une surveillance exceptionnelle doit intervenir chaque fois
que les limités de dose fixées aux articles 7 et 8 sont dépassées .
Les conditions ultérieures d' exposition sont subordonnées à
l' accord du médecin agréé.
                                Article 37
Les examens de santé périodiques prévus à l' article 33 sont
complétée par les examens et par les mesures de décontamina­
tion et de thérapeutique d' urgence que le médecin agréé estime
nécessaires .
                                 Section 3
                                  Recours
                                Article  38
                                                                         •
Chaque Etat membre arrête les modalités de recours contre
les conclusions et décisions prises en vertu des articles 32 et 36.
 ---pagebreak---                                                             50 20 / 78 f
                                    - 32 -
                                 CHAPITRE IV
                                  Article 39
1.  Chaque Etat membre prend toutes les mesures pour que
    soit assurée de manière efficace la protection des tra­
    vailleurs exposés . Il fixe des prescriptions relatives à la
    classification des lieux de travail et des travailleurs , à
    la mise en oeuvre des dispositions visant à prévenir l' expo­
    sition et aux mesures de contrOle y afférentes . Il crée en '
    outre un ou plusieurs systèmes d' inspection en vue d' exer­
    cer la supervision des examens et contrôles prévus dans
    la présente directive et de promouvoir les mesures de sur­
    veillance et d' intervention chaque fois qu' elles s' avèrent : '
    nécessaires .
2. Chaque Etat membre prend les dispositions pour reconnaître
    la qualification des experts responsables de l' examen et du
    contrOle des divers dispositifs de protection et des instru­
    ments de mesure et pour agréer des médecins chargés de
    la surveillance médicale des travailleurs de la catégorie A.
    A cet effet, chaque Etat membre veille à la formation de
    tels spécialistes .
3 . Chaque Etat membre s' assure que les moyens nécessaires
    à la bonne exécution de la protection sont mis à la disposi­
    tion des services responsables . La création d' un service
    spécialisé de radioprotection est nécessaire chaque fois
    qu' il s' agit d' installations comportant un risque d' irradiation
    ou de contamination important. Ce service , qui peut être
    commun à plusieurs installations , doit être distinct des
    unités de production et d' exploitation.
4 . Chaque Etat membre facilite l' accès, à l' intérieur de la
    Communauté et selon des modalités appropriées , aux infor­
    mations utiles concernant les affectations de chaque tra­
    vailleur exposé et les doses reçues .
5.  Chaque Etat membre établit à l' intention des médecins
    chargés de la surveillance médicale des travailleurs expo­
    sés une liste indicative des critères dont il convient de
    tenir compte pour juger de l' aptitude à l' exposition aux
    rayonnements ionisants .
 ---pagebreak---                                   - 33 -                    5020 / 78 f
                                 TITRE VII
          PRINCIPES FONDAMENTAUX DE PROTECTION
               OPERATIONNELLE DE LA POPULATION
                                 Article 40
La protection opérationnelle est l' ensemble des dispositions et
contrôles qui servent à dépister et de réduire les facteurs qui,
dans la production et l' utilisation des rayonnements ionisants
ou au cours d' une opération quelconque exposant à leur action ,
sont susceptibles de créer pour la population un risque d' irra­
diation non justifié. L' ampleur des moyens mis en oeuvre est
fonction de l' importance des risques d' irradiation notamment
accidentelle , et des données démographiques . La protection
opérationnelle s' applique dans le domaine médical aussi bien
que dans les autres domaines . La protection comprend l' exa­
men et le contrôle des dispositions de protection ainsi que les
déterminations dosimétriques à effectuer pour la protection de
la population .
                                 Article 41
L' examen et le contrôle des dispositions de protection comportent
entre autres :
a ) l' examen et l' approbation des projets d' installations com­
      portant un danger d' irradiation et des projets d' implanta­
      tion de ces installations sur le territoire ;
b ) la réception des nouvelles installations en ce qui concerne
      la protection contre toute irradiation ou contamination
      susceptible de déborder l' enceinte de l' établissement, compte
      tenu des conditions démographiques , météorologiques , géo­
      logiques , hydrologiques et écologiques ;
c ) . la vérification de l' efficacité des dispositifs techniques
      de protection ;
d ) la réception, du point de vue de la surveillance des nuisances
      radiologiques , des équipements pour la mesure de l' irradiation
      et de la contamination ;
 ---pagebreak---                                                          5020 / 78 f
                                  - 34 -
e ) la vérification du bon état de fonctionnement des instru­
    ments de mesure et de leur emploi correct ;
f) autant que de besoin, l' établissement de plans d' urgence
    et leur approbation ;
g ) l' établissement et l' application de formules de rejets et
    les dispositions à prendre en matière de mesure.
Les tâches mentionnées aux points a ) à g ) sont réalisées selon
les modalités déterminées par les autorités compétentes en fonction
du degré de risque d' irradiation rencontrée .
                                Article 42
1.  La surveillance de la santé de la population repose notamment sur
    l' évaluation des doses reçues par les groupes critiques de la popu­
    lation et par la population dans son ensemble aussi bien dans
    les circonstances normales qu'en cas d'accident.
2.  La surveillance s' exerce :
    a ) sur les groupes critiques de la population et notamment
         en tous lieux où de tels groupes peuvent exister;
    b ) sur l' ensemble du territoire pour lequel la dose limite
         est celle fixée pour la population dans son ensemble .
3 . Les déterminations des doses à effectuer pour la protection
    de la population comportent entre autres , compte tenu des
    nuisances radiologiques :
     a ) l' évaluation des irradiations externes , avec l' indication, .
         se Ion le cas , de la qualité des rayonnements en cause ;
     b ) l' évaluation des contaminations radioactives , avec indi­
         cation de la nature et des états physique et chimique des
         substances radioactives contaminantes ainsi que la déter­
         mination de l' activité des substances radioactives et de
         leur concentration;
     c ) l' évaluation des doses que les groupes critiques de la
         population sont susceptibles de recevoir dans des cir­
         constances normales ou exceptionnelles et la spécifi­
         cation des caractéristiques de ces groupes.
 ---pagebreak---                                                                 5020 / 78 f
                                - 35 -
    d)   l' évaluation de la dose générique et de la dose annuelle
         génétiquement significative effectuée en tenant compte
         des caractéristiques démographiques . La sommation
         des irradiations dues aux diverses sources doit être
         effectuée dans toute la mesure du possible.
    e)   La fréquence des évaluations est fixée de manière à
         assurer dans chaque cas le respect de la présente di­
         rective .
    f)   Les documents relatifs à la mesure de l' irradiation
         externe ou de la contamination radioactive , ainsi que
         les résultats de l' évaluation des doses reçues par la
         population , doivent être conservés en archives , y
         compris dans le cas des expositions accidentelles et
         d' urgence .
                               Article 43
1.  Chaque Etat membre crée un système d' inspection en vue
    d' exercer la supervision de la protection sanitaire de la
    population, d' interpréter , sur le plan sanitaire, les résultats
    des évaluations prévues à l' article 42 ( 3 ) et de vérifier le
    respect des Jii'nites de dose fixées à l' article 11.
2 . Chaque Etat membre doit promouvoir toutes les mesures
    de surveillance et d' intervention chaque fois qu' elles s' avèrent
    nécessaires . ,
3 . Chaque Etat membre prend des mesures pour que soit assu­
    rée et coordonnée de manière efficace la surveillance sani­
    taire de la population, fixe le rythme des évaluations et
    prend toutes les mesures nécessaires pour que les groupes
    critiques de la population soient identifiés compte tenu
    dû cheminement effectif de la radioactivité . S' il y a lieu ,
    ces mesures peuvent être prises par un Etat membre con­
    jointement avec d' autres Etats membres .
4 . Au cas où se produirait un accident, chaque Etat membre :
    a)   prévoit des niveaux d' intervention, les mesures à
         prendre par les autorités compétentes et les moda­
         lités de surveillance à l' égard des groupes de popula - .
         tion susceptibles de recevoir une irradiation supérieure
         aux limites de dose fixées à l' article 11 :
 ---pagebreak---                                                             5020 / 78 f
                                  - 36 -
   b)    arrête et met en place les dispositifs d' interven­
         tion, personnel et matériel, nécessaires à la
         sauvegarde et au maintien de la santé de la popu­
         lation. S' il y a lieu, ces mesures peuvent être
         prises par un Etat membre conjointement avec
         d' autres Etats membres .
5. Tout accident qui entrafrie une irradiation de la population
   doit etre déclaré d' urgence, lorsque les circonstances
   le réclament, aux Etats membres voisins et à la Com­
   mission.
                                 Article 44
Les modifications qui sont nécessaires pour adapter au
progrès scientifique les normes harmonisées sont arrêtées
conformément à la procédure de l' article 46.
                                 Article 45
1. Pour l' adaptation au progrès scientifique des annexes
   à la présente directive, il est institué un " comité " qui.
   est composé de représentants des Etats membres et pré­
   sidé par un représentant de la Commission.
2. Le Comité établit son règlement intérieur.
                                 Article 46
1. Dans le cas ou il est fait référence à la procédure
   définie au présent article, le comité est saisi par son
   président , soit à l' initiative de celui-ci , soit à la
   demande du représentant d' un Etat membre .
2. Le représentant de la Commission soumet au comité
   un projet de mesures à prendre. Le Comité émet son
    avis sur ce projet dans un délai que le président peut
    fixer en fonction de l' urgence de la question en cause.    N
   Il se prononce à la majorité de 41 voix, les voix des
   Etats membres étant affectées de la pondération prévue
   à l' article 118 paragraphe 2 du traité. Le président ne
   prend pas part au vote.
 ---pagebreak---                                                           5020 / 78 f
                                 -  37 -
3. a )  La Commission arrête les mesures envisagées
        lorsqu' elles sont conformes à l' avis du comité ;
   b)   lorsque les mesures envisagées ne sont pas con­
        formes à l' avis du comité , ou si aucun avis n' a été
        émis , la Commission soumet sans délai au Con­
        seil une proposition relative aux mesures à prendre .
        Le Conseil statue à la majorité qualifiée ;
   c)   si , à l' expiration d' un délai de trois mois à compter
        de la saisine du Conseil, celui-ci n' a pas statué ,
        les mesures proposées sont arrêtées par la Com­
        mission .
                                Article 47
1. Les Etats membres prennent les mesures nécessaires
   pour se conformer à la présente directive dans un délai
   de deux ans à compter de sa notification.
2* Les Etats membres communiquent à la Commission
   les dispositions prises en application de la présente di­
   rective.
                                Article 48
Les Etats membres sont destinataires de la présente directive .
Fait à Bruxelles , le
                                              Par le Conseil
                                               Le président
 ---pagebreak---                                      - 38 -                                   5Q20 / 78 f
1. Les valeurs des activités à ne pas dépasser , conformément a
      à l' article 4 alinéa a ), pour les radionucléides (+) figurant dans
      la colonne de gauche , sont représentées par le signe X dans
      les différentes colonnes du tableau ci-après .
                              Groupe I   Groupe II      Groupe III Groupe IV
                              5 kBq   _   50 kBq ,        500 kBq 5000 kBq
                              1, 4x10"'  1, 4x10   G   1, 4x10 " 5Ci 1,4x10 "4 Ci
Radionucléides                    Ci
   I    H   -3                                                      r    X
  4     Bc - 7                                               X
  6     C   - 14                                             X_J
  8     O - 15                                                           X
  9     F   - 18                                             X
 II     Na - 22                                X
 II     Νλ – 24                                              X
 M      Si  - 31                                     i       *
 15      Ρ  - 32                                             X
 16     S - 35             1                         t       X
 17     C! - 36                                X
 17     Cl - 38                                              X
 18      Ar-37                                                      I     χ
 18 .    Ar-41                                               X
 19      Κ  - 42                                             X
 19      Κ  - 43                                            Χ
 20      Ca - 45                               Χ
 20      Ca - 47                                             Χ
 21      Sc - 46                               Χ
 21      Sc - 47                                             Χ
 21      Sc - 48                                             Χ
 23      V  - 48                                             Χ
 24      Cr - 51                                             Χ
 25      Μη - 52                                             Χ
 25      Μη - 54                               X
 25      Μη - 56                                             Χ
 26      Pc - 52                                             Χ
 26      Fe - 55                                             Χ
 26      Fc - 59                                             Χ
 27      Co – 56            !                  X
 27      Co - 57                                             Χ
 27      Co - 58                                             Χ
 27      Co – iî8ui                                                       X
 27      Co - 60            I                  Χ
 28      Ni - 53
 28      Ni - 63                                             Χ
                 , , Μ. ,1  I
(+) La liste alphabétique dea éléments figure à la fin de la
        présente annexe .
 ---pagebreak---                                                                            5020 / 78 f
                                  - 39 -
                      Cjroi1|x' |     Oroup'.1 r!     Groupe III Groupe IV
     Radiomiclriocs
                       10 : Cl         i«   a          I0 -* Ci   lit-* Ci
28   Ni - M                                               X
29   Cu - 61                                              X
30   Zn - ti5                                             X
30   Zn – Mm                                              X
30   Zn - *»')                                                      X
31   Ga - 72                                              X
32   Ge - 7 )                                                       X
33   As - 73                                              X
33   A» - 74                                              X
33   As – 76                                              X
33 . Αι - 77                                           • X
34 Se - 75                                                X
35   Br - 82                                              X
36   Kr – 85m                                             χ
30   Kr - 85                                                        X
36   Kr - 87                                              X
37   Rb - 80 .                                            Χ
38   Sr – 85m                                                       X
38   Sr - 85                                               X
38   Sr - 89                              X       .
38   Sr - 90                              X
38   Sr - 91                                               X
38   Sr - 92                                               X
39   Y  - 90                                               X
39   Y  - 91m                                                        X
39   Y   - 91                             X
39 . Y - 92                                                X '
39   Y   - 93                                              X
40   Zr - 93                                                        X
40   Zr - 95                              X
40   Zr - 97                                               X
41   Nb – 93m                                             X
41   Nb - 95                                              X
41   Nb - 97                                                        X
42   Mo - 99                                               X
43   Te – %m                                                        X
43   Te - 90                                              X
43   Te - 97m                                             X
43   Te - 97        H
43   Te – 99m                                                       X
43   Te - 99                                              X
44   Ru - 97                                               X
44   Ru - 103                                             X
44   Ru - 105                                             X
44   Ru – 106                      1      *         J
 ---pagebreak---                                - 40 -                                         5020 / 78 {
                      Croupe I        Groupe II        Groupe III   urottpf IV
     Ridiomidéidci    IO-î CI          I »- 1, Ci       H>~ * Ci     10 « C «
45  Rh - lOln »                                                        X
45  Rh – 105                                              X
46  Pd - 103                                              X
46  Pd - 109                                              X
47  Ag – 105                                              X
47 Ag – 1 10m                             X       J
                                                          X
47  Ag – III
48 Cd-109          1                                      X
48 Cd – 115m                              X
48 Cd - 115                                               X
49 In - 1 13 m                                                        X
49 In – 1 M m                             X                                      •v.
49 In - 115m                                              X
50 Sn - 1 13                                              X
50 Sn - 125                                               X
51 Sb - 122                                               X
51 Sb - 124                       i    ^
51 Sb - 125        J                      X
52 Te - 125 m                                             X
52 Te - 127m                              X
52 Te – 127                                               X
52 Te - 129m                              X
                                                                  I
52 Te - 129                                               X       I
52 Te - 131m                                              X
52 Te - 132                                               X
53 1 - 124                                X
53 1 - 126                                X
53 I - 129                                                            X
53 I    - 130                                             X
53 I    - 131
53 I    - 132                                      i      x:
53 I    – 133                     |       X
53 I    - 134                                        •    x
53 I    - 135                                             X
54 Xe – 131 m                                                         X
54 Xe - 133                                                           X
54 Xe - 135                                               X
55 Cs – 131                                               X
55 Cs – 134 m                                                         X
55 C» - 134                               X
55 C» - 135                                                           X
55 C» - 136                                               X
55 C» - 137
56 Ba - 131                                               X
56 Ba - 140         |                     X
 ---pagebreak---                                           - 41 -                               5020 / 78 f
                         .  I
                                   Otmpel     !  Groupe D     Omipelll   OrnupelV
      ftlAkUMtfiléidc*     j       to -* a    i   10-*a   i    io-»a      io -< a
57   Ιλ – 1*0                                                    Χ
58   Ce – 141              |                                     Χ
53   Ce – 1<3              |J        :                           X
53   Ce – 144              :                        X
53   Pr – H2               I                                     X
S3   IV -!»3                                                     X
C0   Kd – U7               i                                     X
63   ftâl – 149                                                  X
61   Pju – H7                                                    X
Cl   Pi»– l<9                                                    X
C2   Sot - i-51                                                  X
62   Sa – >53              j                                     X
63   Eu - 1.72w (9 h)                                            X
«3   Eu – 152 ( 13a) I                              X
G3   E* - 154                                       X
63   Fa» – 155                                                   X
64   CM - $53                                                    X
64   Gd – 159                                                    X
65   Tb – 160                                       X
GG   Dy – 165                                                    X
66   IV – 166                                                    X
67   Ko - 166                                                    X
63   Er – 153                                                    X
63   Et – 171                                                    X
69   Tro – I "0                                     X
69   Tm – 171                                                    Χ
70   Yb – 175                                               Γ    Χ     :
71   Lu - 177                                                    Χ
72   Hf – 181                                       Χ
73   Τ* – 182                                       Χ
74   W – loi                    s»                               χ
74   Vf – 185              I                                     X
74   W – 187                                                     X
75   Ile - 163         .                                         Χ
75   Pjc – 186                                                  Χ
75   Re – 168                 i    _         J                   X
76   Οι – ΙΛ5                                                    X
75   Οβ – ΗΜβ              Ι                                               Χ
73
   _
     Ο» – 191
            ι   . .
                                                            Γ   χ
7ο   Οβ - 193                                               1   X    ■
77   h –m                                                       χ
77   lr    - 192                                    Χ
77   lr    ~l'J4                                                Χ
78   Pt - 191                                                   Χ
M    Pt – 193m                                                             X
 ---pagebreak---                                              - 42 -                              5020 / 78 f
                                  Groupe !   Groupe II     Groupe ul   Groupe IV
          RidlonutKidci            !»-* Ci    II)-* O       lir * Ci    MM Ci
    78   Ft - 193                                        1     X
    78   Ft - If7m                                                        X
    78   Pt – 197                                        |     X
    79   Au – IM                                               X
    79   Au – l!?fl                                            X
    79   Au – IW>                                        1     ï
                                                         ,     X
    80   Hg~lD7
    80   Hg – 197 rn                                     i     *     J
    po   u6 - 203       _                                !     *J
    81   Tl – 200                                        I     x
   •81   Tl - 201                                        !     x
    8)   Tl - 202         ___                                  X.
    81   Tl – 204                                X
    82   M» -- 203                                             X
    82   I'b-210                      X
    82   Pb - 212                                X
    83   Hl – 20»                                        r^x
    83   l)i – 207                               X
    83   Ui - 210                                X
    83   Bi - 212                                              X
    84   Po - 210                     X
    85   At – 211                                X
         Un – 220                                              X
    H«   Rn – 222                                              X
    88   Rr – 223                     X
    8H   Ra - 224                                X
    88   Ka – 226                     X
    88   Ra - 228                     X
    89   Ac – 227                    X
    89   Ac - 228                                X_    I
    90   Th " 227                     X
    DO   Th - 228                    Χ
    90   Th - 230            J
    00   Th f-231                                              X
    90   Th – 232                                                         X
    DO   Th - 234                                X
    W)   Th nsl (*)                                                       X
    91   l'a - 230
    91   ru – 23I              ..    X.    .
    91   r» - 233                                              X
    92   U - 230
    02   U - 232                      X
(1) 1 becquerel de thorium naturel correspond à 1 désintégration a
     par seconde (0 , 5 désintégration par seconde de Th-232 et 0,5
     désintégration par seconde de Th-228 ).
     1 curie de thorium naturel correspond à 3, 7 1010 désintégrations or
     par seconde (1,85 10 10 désintégrations par seconde de Th-232 et
     1,85 10!0 désintégrations par seconde de Th-228 ).
 ---pagebreak---                                         - 43 -                         5020 / 78 f
                            Gmfel       Gtrwpr H   Graaer IR Gra^rlV
        RatfwuefeiQM
                                Ci       •©-* O          CI
     U – 233                 X
;rj U - 234                  X
;rj  u - 235                                                   X
<rj  U – 236                                X
<ν   υ - 238                                                   χ
92 U nat («)                                                   X
92 U – 240 + 93 Np-'.J4fl                             Χ
93 U - 237                   Χ
93 Νρ – 239                                           Χ
94   Pu – 238                Χ
94 ■ Pu – 239                Χ
94   Pu - 240                X
94 Pu - 241                  Χ
94 Pu - 242                  Χ
94   Pu – 243                                         χ
94 Pu - 244                                 Χ
95   Am – 241                 Χ
95   Am – 242m                χ
 95  Am – 242                               Χ
 95  Am – 243                 Χ
 95  Am – 244                                          Χ
 96  Cm - 24 *                Χ
 96  Cm - 243
 %   Cm – 244                 X
 96  Cm – 24 >                X
 96  Cm -246                  X    _!
 96  Cm –247                                X
 96  Cm – 248                 X
 96  Cm – 249                                                   ?
 97  Bit -i4i)                              X
 97  Bk -2.~«0            Π                      L_*
 98   Cf - 249            I   X
 98   Cf - 250                X
 98   Cf - 251
 98   Cf - 252
 98   Cf - 253                               X
 9R   Cf - 254
 99   Es - Z53                               X
 99   Es – 254m                             X
                              X
 99 Es –254
  (+)1 becquerel d' uranium naturel correspond à 1 désintégration et
      par seconde (0 , 48 9 désintégration par seconde de U-238 +
      0, 48 9 désintégration par seconde de U-234 + 0,022 désinté­
      gration par seconde de U-235 ).
      1 curie d' uranium naturel correspond à 3, 7 10          désintégra-
      tionsapar seconde, il. 81 1010 désintégrations par seconde
      de U-238 + 1, 81 10          désintégrations par seconde de
     U234 + 8 , 31 108 désintégrations par seconde de U 235 ).
 ---pagebreak---                                                                        5020 / 78 f
                                  - 44 -
                                                          I
                        Groupe I    Groupe 11 Groupe III j  Groupe IV
        Rratonudéiott
                         to-7 t'i    Kl -* O   in-« <"i  I   IM- • C i
                                                         1
99     Es - 255             X
100    Fm-2M                                     X
100    Fm - 255                         X
100 Fm – 2S6          j                 X
2. Pour les nucléides In-115, Nd-144 , Rb-87 , Re-187 et Sm-147,
     le régime de déclaration et d' autorisation préalable peut ne
    pas être appliqué , quelles que soient les quantités utilisées .
3. En cas de mélange de radionucléides appartenant à des groupes
    de radiotoxi cite différents , le régime de déclaration et d' auto­
     risation préalable peut ne pas être appliqué si la somme des
    rapports de l' activité de chacun des radionucléides à la limite
    fixée dans le paragraphe 1 pour le groupe auquel il appartient
    est inférieure ou égale à 1.
4 . Pour les peintures radioluminescentes, le régime de déclara­
    tion et d^ autorisation préalable peut ne pas etre appliqué si
    1 activité totale en substances radioactives ne dépasse pas
    2000 MBq ( 54 mCi ) de tritium, 100 MBq ( 2, 7 mCi ) de Pm-147
    ou 0 , 5 MBq (14 ^îCi ) de Ra-226, et si ces peintures sont
    détenues ou utilisées pour la fabrication ou la réparation des
    instruments et des appareils visés à l' article 4 , alinéa ( c ).
5. Les radionucléides qui ne figurent pas à la présente annexe
    sont, chaque fois que cela est nécessaire, considérés comme
    appartenant à un groupe de toxicité à fixer par l' autorité
    compétente.
 ---pagebreak---                                                                     . 5020 / 78 f
                                - 45 -
                   Liste alphabétique des éléments
      Numéro       M                           Numéro
      •tomique     Nom                       atoraiqoé Noin
Ac       89      Actinium              Ν          7    Azote
AR       47    • Argent                Na       11     Sodium
A        13      A umimum              Nb       41     Niobium
Am       95      Américmm              Nd       60     Néodvmium
Ar       18      Argon                 Ne       10     Néon
As       33      Arsenic               N        28     Nickel
At       85      Astate                No      102     Nobélium
Au       79      Or                    Np       93     Neptunium
Β          5     Bore                  O           8   Oxynène
Ba       56      Baryum                Os       76     Osmium
Be         4     Béryllium
Bi       83      Bismuth                         15    Phosphore
Bk       97      Berkéiium             Psf .    91     Protactinium
Br       35      Brome                 Pb        82    Plomb
                                       Pd       46     Palladium
C          6     Carbone
                                       Pm        61    Prométhium
Ca       20      Calcium
                                       Po        84    Polonium
Cd       48      Cadmium
                                       Pr        59    Praséodyme
Ce       58      Cérium
                                       pt        78    Platine
Ci       98      Califormum
                                       Pu        94    Plutonium
C         17     Chlore
Cm       96      Cunum
                                       Ra        88    Radium
Co       27      Cobalt
                                       Rb        37    Rubidium
Cr       24      Chrome
                                       Re        75    Rhénium
Ci       55      Caesium/Césium
                                       Rh        45    Rhodium
Cu       29      Cuivre
                                       Rn        86     Radon
Dy        66     Dysprosium            Ru        44     Ruthénium
Er        68     F.rbium               S          16   Soufre
Es       99      Einstcintum           Sb        51     Antimoine
Eu        63     Europium              Sc        21     Scandium
                                       Sc        34     Sélénium
F           9    Fluor
                                       S         14     Silicium
Fe        26     Fer
                                       Sm        62     Samarium
Fm      100       Fcrmium
                                       Sn        50     Ëtain '
Fr        87     Francium
                                       Sr        38     Strontium
Ga        31      Gâ lium
Gd        64      Gadolinium           Ta        73     Tantale
 Ge       32      Germanium            Tb        65     Tcrbium
                                       Te        43     Tcclmctium
 H          1     Hydrogène            Te        52     Tellure
 He         2     Hélium                Th   .    90    Thorium
 Hf       72      Hafmum                T         22    Titane
 "β       80      Mercure               T         81    Thallium
 Ho  \ 67         Hoimium               Tm        69    Thulium
 1    \ -53       Iode
                                        υ         92    Uranium
 In       49      Indium
 Ir       77      Iridium
                                        V         23    Vanadium
 κ         19     Potassium
 Kr        36     Krypton
                                        W         74    Tungstène
 La        57     Lanthane              Xe        54    Xénon
 L           3    Lithium
 Lu        71     Lutécium              y         39    Yttnum
 Md      101      Mennéléviura          Yb        70     Ytterbium
  Mg       12     Mnp.nésnim
  Mn       25     Manganèse             Zn        30     Zinc
  Mo  . 42         Molybdène            Zr        40     Zircomum
 ---pagebreak---                                                        5020 / 78 f
                            - 46 -
                           ANNEXE II
Relation entre le facteur de qualité Q et le transfert
linéique d' énergie L 00
            Loo dans l' eau                Q (+
             ( keV / jum )
     3 , 5 ou moins                           1
     7                                        2
    23
    53                                       10
   175     ou plus                           20 ! |
  (+) Les valeurs intermédiaires sont obtenues a
         partir de la courbe de la figure 1.
Valeurs du facteur effectif de qualité Q .
Les valeurs du facteur effectif de qualité Q dépendent
des conditions d' irradiation ainsi que du type de rayon­
nement incident et de son énergie. Les valeurs du ta­
bleau suivant sont à utiliser en cas d' irradiation externe
homogène du corps entier. Les mêmes valeurs conviennent
généralement pour les autres conditions d' irradiation. Si
d' autres valeurs sont requises , elles doivent être cal­
culées à partir des valeurs de Q indiquées au point A et à
partir des courbes de la figure 2.
                  Rayonnements                      Q
Rayonnements X, y * p , électrons
et positrons                                         1
Neutrons d' énergie inconnue                        10
 ---pagebreak---                                                                                                  5020 / 78 f
                                                     - 47 -
                 C. Facteurs de conversion (débit de fluence des neutrons
                             - 2-1
                      en cm          s        correspondant à un débit d' équivalent de
                      dose de 1 ^îSv h              et 1 mrem h " ) et facteur de qua­
                      lité effectif Q en fonction de l' énergie des neutrons ( 1 ).
                      ( Ces facteurs peuvent également Être utilisés pour com­
                      parer le débit de fluence des neutrons et le débit d' indice
                      d' équivalent de dose ).
                                            Facteur de conversion ( 2) ( 3 )
  Energie des neu­                                                                      Facteur de qua­
  trons         MeV
                                                                  -2         - 1.
                                                                                        lité effectif "Q
                                 (cm ~ ^ s " ) par        ( cm            s       ) par    (2)       (3)
                                 GlSv h~ ^)               ( mrem            h "*)
                               I
                                             26                                             i -  2.3
     2.5 • ift-»
(neutrons thermique ! \)           M                          [,            260 „            1       !
       ; • 10-»                    •: I      24                       -     2-',0          '2            • I
       i • Uj~*                    • i       22                             220            1     2"        !
       1 • 10 -»                                                            233                  2         !
                                       !
       1 • 10~»                              24                          , 2-;o                  2
       1
       1
         •
         •
           10 -»
           ID -*                       . ïl                                270
                                                                           2K0
                                                                                                 2
                                                                                                 2
    • 5
       2
       1
         •
         •
         •
           10
           19-Ï
           10-'
                                   \         àÏ5
                                             4 8
                                                             i
                                                             I    •
                                                                       *
                                                                            170
                                                                             S5
                                                                           " flS
                                                                                                 3.3
                                                                                                 5,7
                                                                                                 7 >*
       5 - 10 -»                             1Î4                          ' U                   11
       1
                                             0,85              ■    r        ^.5                10,6
       2                                 .   o 70                   i          7,0               9,i
       5                            : i 0,68                             .     £.8               7fi
      10                          . ! ' 0,68                                   C,S               €,S
     20
     50                                  ! 8;8                              • 6,5
                                                                                         ;
                                                                                                 6,0
                                                                                                 5,0
       1 • 10-'
                                          ;  0,56                \             5,6               4.4
       2 • '0'                                                                5,1                3 .5
       5 'lu5                             i 8;S                               3,6                34
       1 • 10'
       2 • 10»                               8;ii                             2,1
                                                                               1,6
                                                                                                 2.S
       J • 10»                               0,14                             1.4
                  (1 )    Pour de larges faisceaux unidirectionnels de neutrons
                          monoénergétiques à incidence normale.
                  ( 2 ) Au point où le débit d' équivalent de dose est maximal.
                  (3 )    Les valeurs intermédiaires s' obtiennent à partir des
                          courbes des figures 3 et 4 .
 ---pagebreak---                                                                                         5020 / 78 f
                                                - 48 -
                                                                                               -2   -1
              D. Facteurs de conversion ( débit de fluence des protons en cm                      s
                   correspondant à un débit d' équivalent de dose de 1 ^îSv h                et
                   1 mrem h~ *) et facteur de qualité effectif Q en fonction de
                   l' énergie des protons (1 ). ( Ces facteurs peuvent également
                   Être utilisés pour comparer le débit de fluence des protons
                   et le débit d' indice d' équivalent de dose ).
                                 Facteur de conversion ( 2) ( 3 )
Energne   des neu-                                                         1 Facteur de qua­
trons    MeV                                                               • lité effectif ~Q
                           /    -2     - 1»      (cm "      s " ) par          (2 )
                           ( cm      s    } par
                           (uSv h~ *)            (mrem h'1)
     2    à   60                 0 , 040               0,40                          1,4
     1      . 10 2               0 , 041               0,41              ί
                                                                         ι
                                                                                    14
                                                                                    Α' *
    1. 5    . 10 2               0 , 042            .  0,42                         1,4
    2       . 10                0 , 043                0,43                         1,4
    2, 5    . 10                0 , 21                                              1, -4
    3      .  10                0 , 24                                              1, 5
   4       . 10 2               0 , 25            ^   a2 , 5                        1, 6
    6      . 10 2               0 , 24                 2,4                          1, 7
   8       .  10                0 , 22                 2, 2                         1,8
    L      .  10                0 , 20                 2, 0                         1, 9
    1, 5   •  iu                0 , 16                 1, 6                         2, 0
    2     . 10 3 r              0 , 14                 1,4                          2. 1
   3      . 10 3                0 , 11                 1,1                          2, 2
              (1)      Pour de larges faisceaux unidirectionnels de protons
                       monoénergétiques à incidence normale.
               ( 2 ) Au point où le débit d' équivalent de dose est maximal.
               ( 3 ) Les valeurs intermédiaires s' obtiennent à partir de la
                       courbe de la figure 5.
                                                                .. ,                      Vn,         -
                                                              '  \-S
                                                                   ' X;-
 ---pagebreak---                                                                5020 / 78 i
                                    - 49 -
E. Modalités d' évaluation de la dose effective .
      La dose effective est égale à
             Σ                     W       H
                    Τ
      où H^, est l' équivalent de dose moyen dans l' organe ou le tissu T
         W,p est le facteur de pondération relatif à l' organe ou au tissu T
      Les valeurs des facteurs de pondération sont indiquées ci-dessous :
                      Gonades                  0 , 25
                      Sein                     0 , 15
                      Moelle osseuse rouge     0 , 12
                      Poumon                   0 , 12
                      Thyroïde                 0 , 03
                      Os ( surfaces osseuses ) 0 , 03
                      Reste de l' organisme^ 0, 30
 (1 )   Pour déterminer la contribution du reste de l' organisme ,
        on évaluera la dose moyenne pour les cinq . organes ou
        ti s su s les plus exposés du reste de l' organisme (à l' exclu­
        sion du cristallin , de la peau , des mains , avant-bras ,
        pieds et chevilles ) en utilisant pour chacun d' eux un facteur
        de pondération de 0 , 06. On négligera alors l' irradiation de
        tous les autres organes et tissus.
 ---pagebreak---     20                                   ––                                                    –Ρ        (t
    15 1                               1
                                                                                               /
                                                                                              ί£
                                                                                                                                                    .
f .
    oLI  L_ 1    I I I I I I IOI                       »         i     i l l \ t l IO2I                        l         i      i i i i i i I0J
                                                                                                 Transfert d'énergie linéique dans l'eau (Lac) keV /|tm
                                                                                                  ■  '             /'                 •                 lui
                                                                                                                                                        1
              Figure î: Variation du facteur de qualité en fonction du transfert d'énergie linéique dans Peau ( LQO)                                    I
                                                                                                                       I
 ---pagebreak---                        1          1          |      | | | I I I                   1        i   1   I I I I I I                    1         1     1   l M N
20 ■■ Mil                                                                  v     V
                                                                            X      X                                                a électrons                     _
                                                                                                                                    b muons
. -                                                                              \ \                                                c pions
   _                                                                                 XX                                             d kaons                         –
                                                                                                                                    e protons                       –
                                                                                           \ ^                            |     . f douterons
^                ~~~~~~~~~~~–––––                                                            \ X                                    g tritons •
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                                                      '                                      \\   X X
                                                                                                                                . k'Heto»
                                                                                                                                    * "^P"1 Particules              –
                                                                                                                                                                        I
                                                                                                                                                                       <J1
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   HT'                                                             1                                            10                                                  10
                                                                                                                                           Énergie des particules, McV     ui
                                                                                                                                                                           o
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                                                                                                                                                                           O
                                                                                                                                                                           00
     Firrri 2: Varizt*>n As facteur de q\ta!rté d"s particules charget-s, en fooetion de leur énerve dar» le cas <fune irrr-diation externe1
 ---pagebreak---                                                                  o
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        P.
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                                                                                                                                                                                  α.
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                                                                                                                                                                              04
                                                                                                                                                                               I
                                                                                                                                                                                  6
                                                                                                                                                                                  υ
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                                                                                                                                                                                  G
                                                                                                                                                                                  O
                                                                                                                                                                                  h
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                                                                                                                                                          !
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                                                                                                                                                                                  h
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                                                                                                                                                                                  4)
                                                                                                                                                                                 +->
                                                                                                                                                                                  O
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                                                                                                                                                    Énergie dw neutrons M«V
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                                        F&trs 3 : Tttàeut» es convet*ioa du débit os flutnee d«s neutreat en débit «fC-quiva.'est de doec
 ---pagebreak---      –i i ii ii i –Hf-rrrm     i i i 1 1 m –i         i 1 1 un –i         i 1 1 1 1 ii      i i i ni –I I M un         1  I I 1 Mil
                                                                                                                 I
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                   Ut I 1111 !                                                                            i uni
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                                                                                                             Énergie des neutrons, MeV
                                                                                                                                          ui
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                                       Figure 4 : Facteun de qualité effectif» des nertrons
 ---pagebreak---                 0 , 35                     1      I       I      l    I I l J              1        i    I     IIMI                         I       1     I    II     I   I I     3, 5
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          -M    0 , 15                                                                                                                                                            1, 5    •M
                                                                                             I
            ο                                                                                                                                                                              O
            h                                                                                                                                                                              u
   in       a.                                                                                                                                                                             a
            c                                                                                                                                                                              c
            o                                                                                                                                                                             o
          ·*"4  0,1                                                                                                                                                                      ·*4
            09                                                                                                                                                                            u
            u                                                                                                                                                                              h
            V                                                                                                                                                                             V
            >                                                                                                                                                                             >
            c                                                                                                                                                                             C
            o                                                                                                                                                                             o
            V                                                                                                                                                                             u
            0)
                0 , 05ύ                                                                                                                                                         0, 5      0)
                        ν ί^3Λ.··υ^ΐι.ι.υιι»·Μΐ·ι  ·ίΐ ■■   »"»*■■■ »'"■
          •o                                                                                                                                                                            •o
            u                                                                                                                                                                             h
             3                                                                                                                                                                            3
            V                                                                                                                                                                             «
           •4-»                                                                                                                                                                          4->
            O
             m
                                          I       1       I      'Mil                      l        i    l     l   i  i i l               _!        I     I    1   i   M i                U
                                                                                                                                                                                          «J
                       10                                                     10 -*                                         10 *                                             10 *       9*4
                                                                                                                                                      Énergie des protons, MeV
                                                   bt^ure 5 Faiiivjis ri»' • « mivimom Hu d**bit dr fuenct» d«*s protons «*n drbit cffyuualvnl d<* dov
 ---pagebreak---                                                                            5020 / 78 f
                                         ANNEXE III
               1. Limites d' incorporation annuelle par inhalation et limites dérivées
                  de concentration des radionucléides dans l' air inhalé pour les
                  travailleurs exposés et limites d' incorporation annuelle par
                  inhalation et par ingestion pour les personnes du public.
                  Les valeurs qui figurent dans les tableaux la et lb correspondent
                  aux limites de dose annuelle fixées aux articles 7, 8 et 11 pour les
                  travailleur ^ exposés et les personnes du public.
                  Les valeurs figurant au tableau 2 sont celles qui ont été fixées
                  dans la directive de juin 1976» Elles ne correspondent pas exacte­
                  ment aux limites de dose annuelle fixées aux articles 7, 8 et 11,
                  mais » à titre provisoire f le respect de ces valeurs sera consi­
                  déré comme assurant le respect deB limites de dose annuelle
                  fixées aux articles 7 » 8 et 11.
                  Les valeurs des tableaux 1 et 2 se rapportent à des adultes .
                  Dans le cas des enfants » on doit tenir compte des caractéristiques
                  anatomiques et physiologiques qui peuvent nécessiter des modi­
                  fications à ces valeurs .
                       _     ι
                                  Travailleurs exposes
                                           -   _              <
                                                                       Personnes du public
                     I   Limites d' in »     Limites dérivées   Limites d' in- Limites d' in-
  Radio-   Fbrme         corporation         de concentration   corporation    corporation    I
I nucléide               annuelle pat        dans l' air pour   annuelle par   annuelle par
                         inhalation          Une exposition de  inhalation     ingestion      I
                                                 2 000 h / an
                            kBq                  kBqé m "3         kBq             kBq
           m
            v
           «H
           « «
            c
            rf
            ? >-i
           *3 U
            S■ 3c
                h
         J
 ---pagebreak---                                                                                          5020 / 78 f
  .
                                                             - 56 -
I
                                                        Tableau l' b
                                       Travailleurs exposés            Personnes du public
                               Limites d' in­      Limites dérivées   Limites d' in­ Limites d' in­
      Radio-
                               corporation         de concentration   corporation     corporation
      nu cléiile   Forme
                               annuelle par        dans l' air pour   annuelle par   annuelle par
                               inhalation          une exposition de   inhalation       ingestion
                                                        2 000 h^an                         // Ci
                                   ^Ci               yticia cmT j  i
                                                                        , ? ci
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                      rt £
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                     * C
                         3
                     «.2
                     "•S
                         M
                                                       Tableau 2
                             I
                                      T ravaille urs   exposés           Personnes du public         I
                            1
                               Limites d' in­       Limites dérivées  Limites d' in­  Limites d' in­
                 I             corporation         de concentration   corporation     corporation
      Radio­                   annuelle par        dans l' air pour   annuelle par    annuelle par
                    F orme       inhalation        une exposition de     inhalation      ingestion
      nucléide
                                                         2 000 h / an
                                                   •' UCLm' 3              MCi             UCi
    •    4
                          «
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                                                                           »
                          3
                     JQ (M
                     Jt 2
                     w .S
 ---pagebreak---                                                                  5020 / 78 f
                                   - 57 -
2. Mélange de radionucléides
      (a) Si la composition du mélange n' est pas connue, mais
             si l' on peut exclure avec certitude la présence de certains
            radionucléides, on utilisera la plus basse des limites
            fixées pour les radionucléides pouvant 6tre présents.
      (b) Si la composition détaillée du mélange n' est pas connue,
            mais si les radionucléides de ce mélange ont été identi­
            fiées, on utilisera la plus basse des limites fixées pour
            les radionucléides présents ;
    (c) si la concentration et la toxicité d'un des radionucléides
            du mélange prédominent, les limites d'incorporation
            annuelle a utiliser sont celles données pour ce radio­
           nucléide au paragraphe 1;
    (d) en présence d'un mélange de radionucléides de compo - •
           sition connue, l' une des conditions suivantes devra être
           remplie :
                            Σ                        <
                               3
           ou
                                            C.
                                          C    .
                                            i, L
                                                    <
  ou I est l' incorporation annuelle du radionucléide j et I. la
         J                                                       jL
  limite d' incorporation annuelle de ce radionucléide, C. la concen-
         t                                                     J
  tration moyenne annuelle dans l' air du radionucléide j et C. la
  i •
  limite      dérivée de concentration de ce radionucléide dans l' air.
 ---pagebreak---                           ANNEXE IV
    ETABLISSEMENTS ET INSTALLATIONS VISES A
    L' ARTICLE 20 SOUS a ) DEUXIEME ALINEA
1.  Etablissements et installations comportant des reacteurs
    et des assemblages critiques .
2. Etablissements et installations comportant des accéléra­
    teurs et des générateurs de rayons X.
3 . Etablissements et installations comportant des sources
    scellées utilisées en radiothérapie et en gammagraphie ,
    et irradiateurs industriels .
4.  Installations industrielles travaillant sur le thorium et
    sur l' uranium naturel ou enrichi :
         usines de raffinage de l' uranium ;
         usines de concentration de minerai .
5.  Usines de fabrication d' éléments combustibles .
6.  Usines de traitement de combustibles irradiés .
7 . Exploitations minières d' uranium et de thorium .
8.  Usines de traitement de déchets radioactifs et aires
    de stockage .
9.  Laboratoires et usines de haute activité.