CELEX: 51993PC0349
Language: fr
Date: 1993-07-20
Title: Proposition de directive du Conseil fixant les normes de base relatives à la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre les dangers résultant des rayonnements ionisants

'té.v
       COMMISSION DES COMVTUNAUTES EUROPEENNES
                                                 C0MC93) 349 final
                                                 Bruxelles, le 20 juillet 1993
                             Proposition modifiée de
                               DIRECTIVE DU CONSEIL
                              FIXANT LES NORMES DE BASE
                         RELATIVES A LA PROTECTION SANITAIRE
                        DE LA POPULATION ET DES TRAVAILLEURS
              CONTRE LES DANGERS RESULTANT DES RAYONNEMENTS IONISANTS
 m
            (présentée par la Commission en vertu de l'article 149,
  '$m                      paragraphe 3 du traité CEE)
Et""'
   m
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                            EXPOSE DES MOTIFS
     Le traité EURATOM dans son article 2, point b) prévoit
     l'établissement dans la Communauté de normes de base uniformes pour
     la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre
     les dangers des rayonnements ionisants. Ces normes de base ont été
     fixées pour la première fois en 1959 par une directive du
    Conseil^1) et modifiées à plusieurs reprises, pour tenir compte
     de l'évolution des connaissances scientifiques en matière de
     radioprotection. La version en vigueur des "normes de base"
    remonte à 1980, avec des modifications apportées essentiellement
    aux annexes techniques en 1984( 2 ).
(1) Directives fixant les normes de base relatives à la protection
    sanitaire de la population et des travailleurs contre les dangers
    résultant des radiations ionisantes (JO du 20.2.1959).
(2) Directive 80/836/EURATOM du Conseil du 15.7.1980 portant
    modification des directives fixant les normes de base relatives à
    la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre
    les dangers résultant des rayonnements ionisants (JO L-246 du
    17.9.1980, page 1).
    Directive 84/467/EURAT0M du Conseil du 3.9.1984 modifiant   la
    directive 80/836/EURATOM en ce qui concerne les normes relatives à
    la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre
    les dangers résultant des rayonnements ionisants (JO L-265 du
    5.10.1984, page 4).
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 ---pagebreak---      Jusqu'en 1986, les seuls instruments Juridiques créés par la
     Communauté dans le domaine de la radioprotection au titre de
      l'article 31 du traité EURATOM étaient ces normes de base, ainsi
     qu'une directive établissant les mesures fondamentales pour la
     protection radio logique des personnes soumises à des examens et
     traitements médicaux* 3 ). Depuis lors, à la suite de l'accident de
     Tchernobyl, plusieurs mesures supplémentaires ont été prises afin
     de renforcer et de compléter les dispositions communautaires
     existantes dans le domaine de la protection sanitaire contre les
     rayonnements ionisants*4^.
 (3) Directive 84/466/EURATOM du Conseil du 3. 9.1984 fixant les mesures
      fondamentales relatives à la protection radiologique des personnes
     soumises à des examens et traitements médicaux (JO L-265 du
     5.10.84, page 1 ) .
 (4) Décision 87/600/EURATOM du Conseil du 14.12.87 sur les modalités
     communautaires en vue de l'échange rapide d'informations dans le
     cas d'une situation d'urgence radiologique (JO L-371 du 30.12.87,
     page 76).
     Directive 89/618/EURATOM du Conseil du 27 novembre 1989 concernant
      l'information de la population sur les mesures de protection
     sanitaire applicables et sur le comportement à adopter en cas
     d'urgence radiologique (JO L-357 du 7.12.89, page 31).
     Directive 90/641/EURATOM du Conseil du 4.12.1990 concernant ia
     protection opérationnelle des travailleurs extérieurs exposés à un
     risque de rayonnements ionisants au cours de leur intervention en
     zone contrôlée (JO L-349 du 13.12.90, page 21).
     Directive 92/3/EURATOM du Conseil du 3.2.92 relative à la
     surveillance et au contrôle des transferts de déchets radioactifs
     entre Etats membres ainsi qu'à l'entrée et à la sortie de la
     Communauté (J0 L-35 du 12.2.92).
     Règlement 3954/87/EURATOM du Conseil du 22 décembre 1987 fixant les
     niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour les
     denrées alimentaires et les aliments pour bétail après un accident
     nucléaire ou dans toute autre situation d'urgence radiologique
     (JO L-371 du 30.12.1987, page 11).
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 (4 suite)
     Règlement 944/89/EURATOM de la Commission du 12 avril 1989 fixant
      les niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour
      les denrées al inventaires de moindre importance après un accident
     nucléaire ou dans toute autre situation d'urgence radiologique
      (JO L-101 du 13.4.1989, page 17).
     Règlement 2218/89/EURATOM du Conseil du 18 Juillet 1989 modifiant
      le règlement 3954/87/EURATOM fixant les niveaux maximaux
     admissibles de contamination radioactive pour les denrées
     alimentaires et les aliments pour bétail après un accident
     nucléaire ou dans toute autre situation d'urgence radiologique
      (JO L-211 du 22.7.1989, page 1 ) .
     Règlement 2219/89/CEE du Conseil du 18 Juillet 1989 relatif aux
     conditions particulières d'exportation des denrées alimentaires et
     des aliments pour bétail après un accident nucléaire ou dans toute
     autre situation d'urgence radiologique (JO L-211 du 22.7.1989,
     page 4 ) .
     Règlement 737/90/CEE du Conseil du 22 mars 1990 relatif aux
     conditions d'importation de produits agricoles originaires des pays
     tiers à la suite de l'accident survenu à la centrale nucléaire de
     Tchernobyl (JO L-82 du 29.3.1990, page 1 ) .
     Règlement 770/90/EURATOM de la Commission du 29 mars 1990 fixant
     les niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour
     les aliments pour bétail après un accident nucléaire ou dans toute
     autre situation d'urgence radiologique (JO L-83 du 30.3.1990,
    page 78).
    Règlement 1493/93/EURATOM du Conseil, du 8 Juin 1993, concernant
     les transferts de substances radioactives entre les Etats membres
     (J0 L 148 du 19.6.93, p. 1 ) .
    Règlement 1518/93/CEE de la Commission (remplaçant le règlement
    598/92/CEE de la Commission du 9 mars 1992) établissant une liste
    de produits exclus du champ d'application du règlement 737/90/CEE
    du ConseiI relatif aux conditions d'importation de produits
    agricoles originaires des pays tiers à la suite de l'accident
    survenu à la centrale nucléaire de Tchernobyl (J0 L 150 du
     22.6.1993, p. 30).
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   De plus, une recommandation faite en 1990 par la Commission attire
    l'attention des Etats membres sur les risques de l'exposition au
    radon à l'intérieur des habitat ions*5).
(5) Recommandation 90/143/EURATOM de la Commission du 21.2.1990
    relative à la protection de la population contre les dangers
    résultant de l'exposition au radon à l'intérieur des bâtiments
     (JO L-80 du 27.3.1990, page 26).
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 3.  Les normes de base de la Communauté ont toujours pris largement en
     compte les recommandations de la Cl PR, qui représentent l'état le
     plus avancé des connaissances en radioprotection et sont aussi à la
     base des recommandations des autres organisations internationales
     compétentes dans ce domaine. La CIPR a diffusé ses dernières
     recommandations au début de 1991 dans sa publication 60 (qui
     remplace sa publication 26, parue en 1977). Pour sa part, la
    Commission a réexaminé les dispositions de la directive existante à
     la lumière non seulement des recommandations de la CIPR, mais aussi
     de l'expérience acquise dans l'application de ces mômes
     dispositions. Cette révision répond en outre à l'engagement pris
    envers le Conseil en 1987, lors de l'adoption du règlement 87/3954
     (voir note infrapaginale n* 4 ) . Tout en gardant la structure
     fondamentale de la directive existante, la Commission s'est fixé
     les objectifs suivants:
         assurer une protection basée sur les connaissances
         scientifiques les plus récentes, dont les travailleurs et la
         population doivent pouvoir bénéficier;
         donner à la radioprotection un fondement technique et
         scientifique solide et une approche uniforme, tout en assurant
          la cohérence technique avec les recommandations d'organisations
          internationales telles que l'AlEA, l'AEN-OCDE, l'OMS et I'OIT);
         mettre à Jour les dispositions de la directive existante,
         compte tenu notamment de la structure générale sur laquelle les
         réglementations des Etats membres sont modelées;
         en vue de l'achèvement du Marché unique, préserver un niveau
         élevé d'harmonisation dans les mesures de radioprotection
         prévues par le traité Euratom;
         renforcer les dispositions relatives au contrôle des matières
         nucléaires, conformément à l'engagement pris devant le Conseil
         au moment de l'adoption de la directive 92/3/EURATOM du
         Conseil, du 3 février 1992, relative à la surveillance et au
         contrôle des transferts de déchets radioactifs entre Etats
         membres ainsi qu'à l'entrée et à la sortie de la Communauté.
4.  Compte tenu de tous ces éléments, les modifications les plus
    importantes introduites dans la proposition de nouvelle directive
    sont les suivantes:
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        utilisation des définitions, des quantités et des unités, ainsi
        que des facteurs de pondération des rayonnements et des tissus
        qui figurent dans les dernières recommandations CIPR;
        fixation de limites de dose plus strictes reprises des
        dernières recommandations de la CIPR, qui tiennent compte des
        estimations plus récentes sur le risque cancérigène de
        l'exposition aux rayonnements ionisants, ainsi que de la notion
        complexe de détriment pour la santé;
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         introduction de dispositions concernant la radioprotection dans
         certains cas d'exposition professionnelle à des sources
         naturelles de rayonnements;
         interdiction de certaines utilisations injustifiées de la
         radioactivité;
         élargissement des dispositions de protection à prendre en cas
         d'accident radiologique;
         introduction du concept de "contrainte de dose" en relation
         avec une source donnée;
         modification des niveaux de radioactivité relatifs aux
         conditions d'autorisation/exempt ion prévues par la directive;
5.  Les modifications proposées ne devraient avoir qu'une incidence
     limitée sur l'activité économique, car elles ne représentent qu'une
    évolution par rapport à une directive existante. L'introduction de
    dispositions de radioprotection dans certains cas d'exposition
    professionnelle à des sources naturelles de rayonnement se fait de
    manière souple, afin surtout de permettre une application
    progressive
6.  On trouvera, ci-après, des commentaires sur les différents titres
    de la proposition de nouvelle directive. Ils mettent en lumière la
    raison d'être, le champ d'application et les objectifs de celle-ci.
6.1 Le champ d'application de la nouvelle directive sera élargi
    (Titre II) par rapport à la directive actuelle. Il inclura
    explicitement la commercialisation et l'exportation des substances
    radioactives, ainsi que l'utilisation des appareils électriques
    émettant des rayonnements ionisants et contenant des éléments
    soumis à une différence de potentiel supérieure à 5 kV. Il
    comprendra également l'exposition aux sources naturelles de
    rayonnements sur le lieu de travail.
6.2 Le régime de déclaration et d'autorisation préalable des pratiques
    (Titre III) a été modifié : les prescriptions relatives à
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      l'application de ce régime ont été énoncées plus clairement que
     dans la directive actuelle et, en particulier, les conditions dans
     lesquelles des dérogations peuvent être accordées ont été
     complètement revues. Cela favorisera une harmonisation plus poussée
     des procédures d'autorisation au sein de la Communauté et, par voie
    de conséquence, cela servira la réalisation du marché intérieur de
     la Communauté.
6.3 Le titre IV reprend les trois principes fondamentaux de la
     radioprotect ion (Justification, optimisation (ALARA) et limitation
    des doses) en spécifiant que les limites de dose ne s'appliquent
    pas aux expositions médicales, accidentelles ou d'urgence ni, en
    règle générale, à l'exposition aux sources naturelles de
     rayonnements sur le lieu de travail.
    En ce qui concerne les limites de dose, les mesures suivantes ont
    été prises:
    -     pour les travailleurs, la nouvelle limite de dose efficace est
         de 20 mSv par an en moyenne sur cinq années consécutives
          (100 mSv en 5 ans) avec, en outre, l'interdiction de dépasser
         50 mSv au cours d'une année quelconque.
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    -    pour le public, la nouvelle limite de dose efficace est de
         1 mSv par an. Toutefois, dans des circonstances particulières,
        une valeur supérieure peut être admise au cours d'une même
         année, pour autant que la moyenne sur cinq ans ne dépasse pas
         1 mSv par an.
        Les Etats membres sont autorisés à introduire des dérogations
        exceptionnelles aux limites de dose conformément à la procédure
         établie au titre X.
    En ce qui concerne la protection de la femme enceinte exposée
    professionnellement, les dispositions ont été modifiées de manière
    à protéger le foetus comme s'il s'agissait d'une personne du
    public.
    Pour les femmes   qui allaitent, les autorités compétentes doivent,
    au besoin, fixer des contraintes de dose de nature à renforcer la
    protection de l'enfant contre une contamination radioactive.
6.4 Le titre V concerne les méthodes utilisées par calculer la dose
    effective et renvoie aux annexes II et III.
6.5 Comme dans la directive actuelle, les principes fondamentaux de la
    protection opérationnelle des travailleurs exposés sont fixés au
    titre VI de la proposition de directive. Ils sont applicables aussi
    aux apprentis et aux étudiants, puisque ces deux catégories de
    personnes peuvent avoir des activités entraînant une exposition.
    Par rapport à la directive en vigueur, la classification des zones,
    (contrôlée et surveillée) selon le degré de risque qui y règne a
    été conservée, mais les critères d'application de cette
    classification ont été simplifiés et de nouvelles responsabilités
    ont été confiées à l'employeur/exploitant .•
    Quant au classement des travailleurs exposés en catégories A et B,
    bien qu'elle ne figure plus dans les dernières recommandations de
    la CIPR, la proposition de la Commission le prévoit toujours, car
    elle fait ses preuves depuis plusieurs années, notamment pour ce
    qui concerne l'organisation de la radioprotection.
 6.6 Dans la proposition de directive, les expositions aux sources
     naturelles sur le lieu de travail font l'objet de dispositions
     spéciales réunies sous le titre VII. Ce titre impose aux Etats
     membres de mener tout d'abord des enquêtes afin de déterminer les
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   régions de leur territoire, les pratiques et les conditions de
   travail dans lesquelles les travailleurs subissent une exposition
   notable aux rayons gamma ou à du radon provenant de sources
   naturelles. Sur la base des résultats de ces enquêtes, les mesures
   décrites dans la nouvelle directive devront être prises. Comme
   exemples d'activités sur lesquelles ces enquêtes doivent porter et
   pour lesquelles, par conséquent, des mesures devront éventuellement
   être prises, la proposition de directive cite l'activité minière,
   les travaux dans d'autres lieux souterrains, l'emploi de matériaux
   contenant des traces notables de radionucléides naturels, et les
   postes d'équipage des avions à réaction.
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 6.7 Dans le titre VIII sont exposés les principes fondamentaux de la
      protection opérationnelle de la population en situation normale.
      Entre autres, ce titre prévoit l'établissement dans les Etats
     membres d'un système d'inspection chargé de contrôler strictement
      la protection radiologique de la population et de veiller au
      respect de la réglementation nationale adoptée en application de la
      nouvelle directive. A cet égard, un certain nombre d'obligations
      sont imposées à l'exploitant/employeur.
 6.8 Suite aux enseignements tirés de l'accident de Tchernobyl, le
      titre IX a pris de l'ampleur par rapport à sa version antérieure et
      porte maintenant sur les expositions potentielles, accidentelles et
      d'urgence. Les Etats membres doivent prendre en considération le
      déroulement de toutes les urgences radiologiques éventuelles sur
      leur territoire avant, pendant et après l'événement.
     Les Etats membres sont également tenus d'établir des relations avec
      les autres Etats membres ainsi qu'avec les pays tiers, pour mieux
     se préparer à toute éventualité et pour harmoniser les mesures
     prises pour faire face à toute situation critique.
6.9 Le titre X est consacré aux dispositions finales dont les
     principales sont les suivantes :
          la mise en place d'une procédure visant à modifier les listes
          de pratiques figurant aux articles 3 et 4 et à autoriser des
          dérogations exceptionnelles aux limites de dose;
          l'obligation faite à chaque Etat membre de rendre compte tous
          les deux ans de la mise en oeuvre de la directive à la
          Commission pour lui permettre de rédiger à son tour des
          rapports à l'intention du Parlement européen, du Conseil et du
          Comité économique et social;
     -    l'obligation faite aux Etats membres de transposer la directive
          dans la législation nationale dans le délai fixé;
     -    la fixation d'un délai de transposition unique, qui se
          substitue à tous les autres délais figurant dans les directives
          antér ieures.
6.10      Annexes
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       La proposition de directive renvoie à des valeurs figurant dans
       trois annexes empruntées partiellement à la directive en
       vigueur mais mises en concordance avec les dispositions de
       cette proposition.
       Pour ce qui concerne l'annexe I, il faut rappeler que, dans la
       directive en vigueur, les exemptions au régime de
       déclaration/autorisation avaient été définies en termes
       d'activité totale (valeurs comprises entre 5.10 3 et 5.10 6
       Bq réparties sur les quatre catégories de radiotoxici té
       figurant dans l'annexe I de la directive en vigueur), ainsi
       qu'en termes d'activité massique (100 Bq/g pour les
       radionucléides artificiels et 500 Bq/g pour les radionucléides
       sol ides naturels).
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          Il a été reconnu que ce classement ne reflétait pas pleinement
          le risque que pouvaient courir les travailleurs et les membres
         du public du fait de l'utilisation - correcte ou impropre - et
         du rejet de substances radioactives. En conséquence, ia version
         révisée de l'annexe I Indique, provisoirement pour l'instant,
         des niveaux d'activité pour chaque radionucléide ainsi que des,
         activités massiques.
         L'annexe II contient les facteurs de pondération radiologique
         et tissu la ire correspondant aux recommandations de la CIPR.
         Toutefois, le réexamen des rapports entre les quantités
         doslmétriques et les progrès de la recherche radiologique
         conduira éventuellement à modifier ces valeurs.
         Les limites dérivées inscrites dans l'annexe III de la
         directive actuelle doivent être révisées en fonction des
         nouveaux facteurs de pondération tissulaire et des nouvelles
         données sur le métabolisme, ainsi que pour réaliser une
        meilleure cohérence entre ces limites et les limites de dose
        proposées. Etant donné, cependant, que les modèles métaboliques
        sont en cours de réexamen, et qu'il ne conviendrait pas de
        suspendre la révision des normes de base ni d'entreprendre,
        pour l'instant, ia révision des tableaux, l'annexe III indique
         les méthodes à utiliser provisoirement.
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                          Proposition modifiée de
                            DIRECTIVE DU CONSEIL
                         fixant les normes de base
                    relatives à la protection sanitaire
                   de la population et des travailleurs
         contre les dangers résultant des rayonnements ionisants
LE CONSEIL DES COMMUNAUTES EUROPEENNES,
vu le traité instituant la Communauté européenne de l'énergie atomique,
et notamment ses articles 31 et 32,
vu la proposition de la Commission, élaborée après consultation d'un
groupe de personnalités désignées par le Comité scientifique et
technique parmi les experts des Etats membres,
vu l'avis du Parlement européen* 1 ),
vu l'avis du Comité économique et social* 2 ),
considérant que le traité prévoit à l'article 2 lettre b
l'établissement des normes de sécurité uniformes pour la protection
sanitaire de la population et des travailleurs;
considérant que, selon l'article 30 du traité, les normes de base
relatives à la protection sanitaire de la population et des
travailleurs contre les dangers résultant des radiations ionisantes se
définissent comme :
(a) les doses maxima admissibles avec une sécurité suffisante;
(b) les expositions et contaminations maxima admissibles;
(c) les principes fondamentaux de surveillance médicale des
    travaiI leurs;
 (1)      J.O. n'
 (2)      J.O. n* C 108? 19.4.1993, p. 48.
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considérant que, conformément à l'article 33 du traité, chaque Etat
membre établit les dispositions législatives, réglementaires et
administratives propres à assurer le respect des normes de base fixées
et prend les mesures nécessaires en ce qui concerne l'enseignement,
l'éducation et la formation professionnelle;
considérant que, pour remplir sa mission, la Communauté a établi des
normes de base pour la première fois en 1959, conformément à
l'article 218    du    traité* 3 ), et les a depuis lors révisées*4) et
 (3) J.O. n' 11 du 20.2.1959, p. 211/59
 (4) -   Directive du Conseil du 5.3.1962 (J.O. du 6.7.1962);
         Directive 66/45/EURATOM du Conseil du 27.10.1966 (J.O. du
         26.11.1966, p.  );
         Directive 76/579/EURATOM du Conseil du 1.6.1976 (J.O. L-187 du
         12.7.1976, p.  );
         Directive 79/343/EURATOM du Conseil du 27.3.1979 (J.O. L-83 du
         3.4.1979, p.  );
         Directive 80/836/EURATOM du Conseil du 15.7.1980 (J.O. L-246 du
         17.9.1980, p.  );
         Directive 84/467/EURAT0M du Conseil du 3.9.1984 (J.O. L-265 du
         5.10.1984, p.  ).
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complétées*5);
considérant que l'évolution des connaissances scientifiques en matière
de protection radiologique impose une révision des normes de base et
l'établissement d'un nouvel instrument Juridique remplaçant les
directives 76/579/Euratom et 80/836/Euratom;
 (5) -   Directive 84/466/EURATOM du Conseil du 3.9.1984 fixant les
        mesures fondamentales relatives à la protection radiologique
         des personnes soumises à des examens et traitements médicaux
         (J.O. L-265 du 5.10.84, p. 1 ) ;
         Directive 89/618/EURATOM du Conseil du 27.11.1989 concernant
         l'information de la population sur les mesures de protection
        sanitaire applicables et sur le comportement à adopter en cas
        d'urgence radiologique (J.O. L-357 du 7.12.89, p. 31);
        Directive 90/641/EURATOM du Conseil du 4.12.1990 concernant la
        protection opérationnelle des travailleurs extérieurs exposés à
        un risque de rayonnements ionisants au cours de leur
         intervention en zone contrôlée (J.O. L-349 du 13.12.90, p. 21);
        Règlement 87/3954/EURAT0M du Conseil du 22.12.1987 fixant les
        niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour
         les denrées alimentaires et les aliments pour bétail après un
        accident nucléaire ou dans toute autre situation d'urgence
        radiologique (J.O. L-371 du 30.12.87, p. 11);
        Directive 92/3/EURATOM du Conseil du 3.2.1992 relative à la
        surveillance et au contrôle des transferts de déchets
        radioactifs entre Etats membres ainsi qu'à l'entrée et à la
        sortie de la Communauté (J.O. L-35 du 12.2.92, p. 24);
        Règlement 1493/93/EURATOM du Conseil, du 8 Juin 1993,
        concernant les transferts de substances radioactives entre les
        Etats membres (J0 L 148 du 19.6.93).
        Recommandation 90/143/EURATOM de la Commission du 21.2.1990
        relative à la protection de la population contre les dangers
        résultant de l'exposition au radon à l'intérieur des bâtiments
        (J.O. L-80 du 27.3.90, p. 26);
        Décision 87/600/EURATOM du Conseil du 14.12.1987 concernant des
        modalités communautaires en vue de l'échange rapide
        d'informations dans le cas d'une situation d'urgence
        radiologique (J.O. L-371 du 30.12.87, p. 76).
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 considérant que cette évolution conduit à réapprécier les risques
 inhérents à l'emploi des rayonnements ionisants, à constater qu'il
 convient de renforcer sur les lieux de travail la protection de la
 santé contre les dangers de l'exposition aux sources naturelles de
 rayonnement et à prendre davantage conscience de la nécessité de
 prévoir des mesures préventives à appliquer en cas d'accident;
 considérant que les normes de base à établir au sein de la Communauté
 doivent tenir dûment compte des règles du marché commun nucléaire
 définies au titre deux, chapitre IX du traité et de celles dii marché
  intérieur créé par le traité instituant la Communauté économique
 européenne, sous réserve de l'article 232 paragraphe 2 de ce dernier
 traité;
 considérant que pour atteindre les objectifs énoncés ci-dessus, il est
 nécessaire d'inclure dans le champ d'application des normes de base la
 commercialisation des substances radioactives, l'exploitation de
certains matériels électriques et l'exposition aux sources naturelles
de rayonnement sur le lieu de travail;
considérant que, pour assurer le respect des normes de base, les Etats
membres sont tenus d'interdire certaines pratiques présentant un risque
dû aux rayonnements ionisants ou, selon le degré de risque, de
soumettre ces pratiques à un régime de déclaration et d'autorisation
préalable;
considérant qu'un système de protection radiologique applicable aux
pratiques devrait se fonder sur les principes de Justification de
l'exposition, d'optimisation de la protection et de limitation des
doses en fonction de ia situation particulière des différents groupes
de personnes exposées, qui sont par exemple les travailleurs, les mères
allaitantes, les femmes enceintes, les apprentis, les étudiants et les
personnes du public et qu'à cette fin il convient de fixer des limites
de dose ainsi que des limites dérivées de celles-ci;
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 considérant que la protection opérationnelle des travalI leurs exposés,
 des apprentis et des étudiants impose la mise en oeuvre de mesures sur
 le lieu de travail; que ces mesures doivent comprendre l'évaluation
préalable des risques, la classification des lieux de travail et des
 travailleurs, la surveillance des zones et des conditions de travail
ainsi que la surveillance médicale;
considérant qu'il s'est révélé que les travailleurs devraient être
protégés contre l'exposition aux sources naturelles de rayonnement sur
 le lieu de travail; qu'à cette fin l'obligation devrait être imposée
 aux Etats membres de mener des enquêtes afin de repérer les zones, les
pratiques et les conditions de travail dans lesquelles des travailleurs
sont exposés d'une manière notable à de telles sources; que, en
 fonction des résultats de ces enquêtes, les Etats membres devraient
prendre les mesures de protection appropriées;
considérant que la protection opérationnelle de la population en
situation normale exige la création d'un système d'inspection
permettant d'exercer un contrôle strict sur la protection radiologique
de la population et de vérifier le respect des normes de base;
considérant qu'eu égard aux enseignements tirés de l'accident de
Tchernobyl, les Etats membres devraient étudier toutes les situations
d'urgence radiologique susceptibles de se présenter sur leur territoire
avant, pendant et après un accident et devraient prendre toutes les
mesures nécessaires pour en réduire les conséquences; qu'une
coopération entre les Etats membres et avec les pays tiers s'est
révélée de nature à garantir une meilleure préparation,
A ARRETE LA PRESENTE DIRECTIVE:
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                               TITRE PREMIER
                                DEFINITIONS
                              Article premier
Les définitions suivantes s'appliquent aux fins de la présente
directive:
Dose absorbée (D): énergie absorbée par unité de masse
              D - dg
                  dm
où -      d£ est l'énergie moyenne communiquée par le rayonnement
          ionisant à la matière dans un élément de volume
          dm, la masse de la matière contenue dans cet élément de volume.
Dans la présente directive, le terme "dose absorbée" désigne la dose
moyenne reçue par un tissu ou un organe. L'unité de dose absorbée est
gray (Gy).
Accélérateur: appareillage ou installation émettant des rayonnements
 ionisants d'une énergie supérieure à 1 Mev.
Accident: événement non voulu qui provoque des dommages à une source ou
qui entraîne ou pourrait entratner, pour des personnes du public, une
exposition supérieure au niveau d'intervention approprié ou, pour des
travailleurs, une exposition supérieure aux limites de dose
appropr iées.
Exposition accidentelle: exposition fortuite et involontaire de
personnes par suite d'un accident.
Act ivat ion: processus par lequel un nucléide stable est transformé en
un radionucléide par irradiation de la substance qui le contient au
moyen de particules ou de rayons gamma à haute énergie.
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   Activité (A); l'activité A d'une quantité d'un radlonucléide à un état
   énergétique déterminé et à un moment donné est le quotient de dN par
   dt, où dN est le nombre probable de transitions nucléaires jspontanées à
   partir de cet état énergétique dans l'intervalle de temps dt.
                A - M
                    dt
   L'unité d'activité est le becquerel, Bq.
   Apprentl; personne en formation dans une entreprise en vue d'un emploi
   comportant une exposition aux rayonnements ionisants.
   Médecin agréé: médecin responsable de la surveillance médicale des
   travailleurs de la catégorie A au sens de l'article 21 et dont la
   qualification pour cette tâche est reconnue par les autorités
   compétentes.
   Services agréés de médecine du travail: organismes responsables de la
   protection radiologique et de la surveillance médicale des travailleurs
   exposés, au sens de l'article 21, et dont la qualification pour cette
   tâche est reconnue par les autorités compétentes.
   Becquerel (Bo): nom de l'unité d'activité. Un becquerel équivaut à une
   transition par seconde:
                1 Bq - 1 s"1
   Dose efficace engagée (E(t)): somme des doses équivalentes engagées
   dans les divers tissus ou organes par suite d'une incorporation,
  multipliées chacunes par le facteur de pondération tissulaire w T
   approprié. Elle est donnée par la formule:
               E(T) - £ w T H T ( * C )
                       T
p(jc)représentant le nombre d'années sur lequel est faite l'intégration.
  L'unité de dose efficace engagée est le s levert.
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 Dose équivalente engagée ( H T C O ) : l'intégrale sur le temps (t) du
 débit de dose équivalente au tissu ou à l'organe T qui sera reçu par un
 individu à la suite de l'Incorporation de matière radioactive. Pour une
 incorporation d'activité à un moment t0, elle est définie par la
 formule:
 H T ec) -     \       HT(t)dt
 où -        H-r(t) est le débit de dose équivalente à l'organe ou au tissu
             T au moment t
            X,   la période sur laquelle l'intégration est effectuée.
 Lorsque l'on spécifie H T (T), T e s t   indiqué en années. Si la valeur de
 t n'est pas donnée, elle est implicitement de 50 années pour les
 adultes et de 70 années pour les enfants.
 L'unité de dose équivalente engagée est le s levert.
Destinataire: toute personne physique ou morale à laquelle des
substances radioactives sont transférées
Zone contrôlée: zone soumise à une réglementation spéciale pour des
raisons de protection contre les rayonnements ionisants et de
confinement de la contamination radioactive, et dont l'accès est
réglementé et limité aux travailleurs qui ont reçu des instructions
appropriées.
Contrainte de dose: restriction imposée, pour l'optimisation de la
radioprotection, aux doses qu'une source déterminée peut délivrer aux
individus.
Limites de dose: limites fixées au titre IV pour les doses résultant de
l'exposition des travailleurs exposés, des apprentis et des étudiants
et des personnes du public aux rayonnements ionisants, du fait des
pratiques visées par la présente directive.
Dose efficace (E): somme des doses équivalentes pondérées délivrées aux
différents tissus et organes du corps par l'irradiation interne et
externe. Elle est définie par la formule
E
     -£ W T H T - E W J S W R DTfR
       T          T     R
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où -       DT   R  est la dose de rayonnement R absorbée par l'organe,
           w R , le facteur de pondération radiologique et
           wj, le facteur de pondération tissu la ire valable pour le
           tissu ou I'organe T.
Les valeurs appropriées de w T et w R sont indiquées à l'annexe 2.
L'unité de dose efficace est le sievert (Sv).
 Exposition d'uroence: exposition qui se Justifie en situation anormale
 pour porter secours à des personnes, pour empêcher l'exposition d'un
grand nombre de personnes ou pour sauver une entreprise ou une source
 de grande valeur, et au cours de laquelle une des limites de dose
 fixées pour les travailleurs exposés pourrait être dépassée.
Dose équivalente (H T ): la dose absorbée par le tissu ou l'organe T,
pondérée suivant le type et la qualité du rayonnement R. Elle est
donnée par la formule:
                  «T,R - W R DT,R
où
-   Dj R est la dose du rayonnement R absorbée dans l'organe et
-   w R , le facteur de pondération radiologique.
Lorsque le champ de rayonnement comprend des rayonnements de types et
d'énergies correspondant à des valeurs différentes de w R , la dose
équivalente totale, H T est donnée par la formule
                  HT - Z ] W R D T.R
                        R
Les valeurs appropriées de w R sont indiquées à l'annexe II. L'unité
de dose équivalente est le sievert (Sv).
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 Travailleur exposé: personne âgée de 18 ans au moins, soumise pendant
 son travail à une exposition provenant de pratiques visées dans la
 présente directive et susceptibles d'entratner des doses supérieures à
une quelconque des limites de dose fixées pour les personnes du public.
 EXPOS it ion: le fait d'être exposé à des rayonnements ionisants.
Gray (Gy): nom particulier de l'unité de dose absorbée. Un gray
 équivaut à un Joule par kilogramme.
               1 Gy - 1 J kg"1
Dommage : effet délétère observable cl iniquement chez les individus ou
dans leur descendance. Le terme comprend la probabilité de l'effet
Détenteur: toute personne physique ou morale qui, avant d'effectuer un
transfert de substances radioactives, a la responsabilité légale, aux
termes de la législation nationale, de ces matières et qui se propose
d'effectuer un transfert à un destinataire.
 Incorporât Ion: les activités des radionucléides pénétrant dans
 l'organisme à partir du ml Ileu ambiant.
 Intervention: activité humaine destinée à réduire l'exposition globale
des individus aux rayonnements par la suppression de sources
existantes, par la modification de voles d'exposition existantes ou par
la réduction du nombre des individus exposés à une source existante.
Niveau d'intervention: une valeur de dose équivalente ou de dose
efficace ou une valeur dérivée à laquelle certaines interventions
devraient être envisagées. La valeur de dose ou la valeur dérivée est
exclusivement celle qui se rapporte à la voie d'exposition sur laquelle
portera l'intervention.
Rayonnement ionisant: transport d'énergie dans l'espace sous la forme
d'ondes électromagnétiques ou de particules possédant une énergie
supérieure à 12,4 eV, ce qui correspond à une longueur d'ondes de 100
nanometres ou une fréquence de 3 x 10 (15) hertz.
Personnes du public: individus de la population, à l'exception des
travailleurs exposés, des apprentis et des étudiants pendant leurs
heures de travaiI.
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 Source naturelle de rayonnement : source de rayonnement  ionisant
d'origine terrestre ou cosmique naturelle.
Autre source concernée: toute substance radioactive qui n'est pas une
source scellée, et dont les rayonnements ionisants sont destinés à être
utilisés directement ou indirectement à des fins médicales,
vétérinaires, industrielles, commerciales, de recherche ou agricoles
Commercialisat ion : toute fourniture, payante ou gratuite, à toute
 autre fin que le stockage suivi d'exportation au dehors de la
Communauté ou d'élimination. Aux fins de la présente directive,
 l'importation dans la Communauté d'une substance radioactive ou d'un
produit contenant une telle substance est réputée constituer une
commercialisation.
Exposition potentielle: exposition dont la probabilité d'apparition et
 la grandeur peut être calculée pour un événement tel qu'un accident ou
une défaillance matérielle.
Pratloue: activité humaine susceptible d'accroître I'exposition globale
des individus au rayonnement provenant d'une source.
Expert quai If lé: personne ayant les connaissances et  l'entraînement
nécessaires pour effectuer des examens physiques, techniques ou
radiochimiques, pour évaluer les doses et pour donner des conseils afin
d'assurer une protection efficace des individus et un fonctionnement
correct des moyens de protection, et dont la capacité d'agir comme
expert qualifié est reconnue par les autorités compétentes.
Etat d'urgence radiologique: conséquence d'un accident à la suite
duquel les Etats membres décident de prendre des mesures de grande
ampleur afin de protéger les personnes du    public.
Contamination radioactive: contamination d'une matière, d'une surface,
d'un milieu quelconque ou d'un individu par des substances
radioactives. Dans le cas particulier du corps humain, cette
contamination radioactive comprend à la fois la contamination externe
cutanée et la contamination interne par quelque voie que ce soit.
Substance radioactive: toute substance contenant un ou plusieurs
radionucléides dont l'activité ou la concentration ne peut être
négligée du point de vue de la radioprotection.
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Groupe de référence de la population: groupe comprenant des individus
dont l'exposition à une source est assez uniforme et représentative de
celle des individus qui, parmi la population, sont les plus-exposés à
 ladite source.
Transfert: les opérations de transport de substances radioactives du
 lieu d'origine au lieu de destination, y compris leur chargement et
 leur déchargement.
Source radioactive scellée: une source dont la structure empêche, en
utilisation normale, toute dispersion de matières radioactives dans le
mi Iieu ambiant.
Sievert (Sv): nom particulier de l'unité de dose équivalente et de dose
efficace. Un sievert équivaut à un Joule par kilogramme.
                       1 Sv - 1 Kg"1
Source: appareil, substance ou installation pouvant émettre des
rayonnements ionisants ou des substances radioactives, à l'exception
des sources naturelles de rayonnement.
Zone survei N é e : zone dans laquelle les conditions de travail font
l'objet d'une surveillance stricte mais où des dispositions spéciales
du genre de celles appliquées dans les zones contrôlées ne sont
normalement pas nécessaires.
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                                TITRE II
                          CHAMP D'APPLICATION
                               Article 2
La présente directive s'applique à toute pratique ou intervention
comportant un risque dû aux rayonnements ionisants et notamment:
a)  à ia production, au traitement, à la manipulation, à l'emploi, à la
    détention, au stockage, au transport, à la commercialisation, à
    l'exportation et à l'élimination de substances radioactives;
b)  à l'utilisation de tout appareil électrique émettant des
    rayonnements ionisants et dont des éléments fonctionnent sous une
    différence de potentiel supérieure à 5 kV;
c)  à l'exposition aux sources naturelles de rayonnement sur le lieu de
    travai I
        (i)     dans les mines d'uranium; et
        (ii)    dans les lieux de travail spécifiés au titre VII.
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                                  TITRE ill
                      DECLARATIONS ET AUTORISATIONS
                                  Article 3
                                Déclarations
1.  Chaque Etat membre rend obligatoire, pour chaque personne ou
    entreprise qui utilise des pratiques visées à l'article 2, la
    déclaration desdites pratiques.
2.  Aucune déclaration n'est cependant exigible pour les pratiques
    suivantes:
(a) l'emploi puis l'élimination de quantités de substances radioactives
     qui ne dépassent pas au total les valeurs indiquées dans la colonne
     2 du tableau A de l'annexe I ; ou
(b) l'emploi puis l'élimination de substances radioactives dont la
    concentration d'activité par unité de masse ne dépasse pas les
    valeurs indiquées à la colonne 3 du tableau A de l'annexe I; ou
(c) l'emploi d'un appareillage contenant des substances radioactives
    dans des quantités ou des concentrations supérieures à celles
     indiquées aux lettres (a) et (b) pour autant que soit remplie
    chacune des cond i t i ons su i vantes :
    1.   l'appareillage est d'un type agréé par l'autorité compétente de
         1'Etat membre;
    2.   il présente les caractéristiques d'une source scellée
         garantissant une protection efficace contre tout contact avec
         des substances radioactives et contre toute fuite de ces
         dernières;
    3.   en fonctionnement normal, il ne crée, en aucun point situé à
         une distance de 0,1 m de sa surface accessible, un débit de
         dose supérieur à 1 /xSv h" 1 ;
(d) l'emploi d'un appareillage auquel la présente directive s'applique,
    à condition:
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    1.   que cet appareillage soit d'un type agréé par l'autorité
         compétente de l'Etat membre; et
    2.   qu'en fonctionnement normal, il ne crée en aucun point situé à
         une distance de 0,1 m de sa surface accessible, un débit de
         dose supérieur à 1 f/Sv h~1 ;
(e) tout tube cathodique destiné à l'affichage d'images visibles, pour
    autant qu'en fonctionnement normal il ne crée, en aucun point situé
    à 0,1 m de sa surface accessible, un débit de dose supérieur à
    1 /iSv h" 1 .
(f) l'occupation d'habitations et toute autre exposition à des sources
    naturelles, sous réserve de l'article 2 lettre c ) .
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 3.  La liste de pratiques contenue dans le paragraphe 2 peut être
     révisée conformément à la procédure définie à l'article 56.
                                Article 4
                              Autorisation
1.  Une autorisation préalable est exigée pour les pratiques suivantes:
(a) la construction, l'exploitation et le déclassement de toute
    entreprise du cycle du combustible nucléaire;
(b) l'élimination de substances radioactives ou le recyclage de
    matériaux en contenant, lorsque ces substances ou matériaux
    proviennent d'une entreprise industrielle, médicale, vétérinaire ou
    de recherche, sauf si les conditions fixées par les autorités
    compétentes sont remplies;
(c) l'addition intentionnelle de substances radioactives dans ia
    production et la fabrication de médicaments et de produits de
    consommation et la commercialisation de tels produits contenant des
    substances radioactives;
(d) l'administration intentionnelle de substances radioactives à des
    personnes et à des animaux à des fins de diagnostic, de traitement
    ou de recherche médical ou vétérinaire;
(e) l'emploi d'appareils à rayons X ou de sources de rayonnement
    contenant des substances radioactives à des fins de radiographie
    industrielle ou de traitement de produits et l'emploi
    d'accélérateurs autres que les microscopes électroniques;
(f) l'emploi d'accélérateurs, d'appareils à rayons X ou de sources de
    rayonnement pour l'exposition de personnes à des fins de traitement
    ou de recherche médicale.
2.  Une autorisation préalable peut être exigée pour d'autres pratiques
    que celles indiquées au paragraphe 1. Ces autres pratiques sont
    déterminées selon la procédure définie à l'article 56.
3.  Les autorisations peuvent être délivrées pour une pratique
    permanente et porter sur l'emploi de plusieurs sources de
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    rayonnement au cours d'une période déterminée. Elles sont
    éventueIIement renouveIabIes.
                                 Article 5
                           Pratiques interdites
L'addition intentionnelle de substances radioactives dans la production
de denrées alimentaires, de Jouets, de parures et de produits
cosmétiques, l'activât ion délibérée de tous ces produits et leur
commercialisation après qu'ils auraient subi un tel traitement sont
interdites.
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                                 Article 6
                    Transfert de substances radioactives
 1. Chaque Etat membre fait le nécessaire afin que, sur son territoire,
 les transferts de subtances radioactives ne puissent avoir lieu qu'à
des destinataires qui se sont conformés à toutes les dispositions
applicables qui mettent en oeuvre le présente directive et aux
prescriptions nationales pertinentes relatives à l'utilisation, le
traitement, la manipulation, la sécurité de stockage ou l'élimination
de ces substances radioactives.
2. Un détenteur de sources scellées qui se propose d'effectuer ou de
faire effectuer un transfert de telles sources à un destinataire se
trouvant dans un autre Etat membre se fait délivrer préalablement par
ce destinataire une déclaration écrite attestant que celui-ci s'est
conformé, dans l'Etat membre de destination, à l'ensemble des
dispositions applicables qui mettent en oeuvre la présente directive et
aux prescriptions nationales pertinentes relatives à l'utilisation, au
traitement, à la manipulation, à la sécurité de stockage ou à
 l'élimination de cette catégorie de sources.
La déclaration est envoyée par le destinataire à l'autorité compétente
de l'Etat membre à destination duquel le transfert doit être effectué.
L'autorité compétente confirme, en apposant son cachet sur le document,
avoir pris connaissance de la déclaration, qui est ensuite adressée par
le destinataire au détenteur.
3. Un détenteur de sources scellées ou d'autres sources concernées qui
a effectué ou a fait effectuer un transfert de telles sources fournit à
l'autorité compétente de l'Etat de destination, dans les vingt et un
jours qui suivent la fin de chaque trimestre civil, les informations
suivantes concernant les livraisons effectuées au cours de ce
trimestre:
     -    les nom et adresse des destinataires,
         l'activité totale par radionucléide livré à chaque destinataire
         et le nombre de ces livraisons,
         ia quantité la plus élevée livrée en une seule fois de chaque
         radionucléide à chaque destinataire,
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        le type de substance: source scellée ou autre source concernée
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                                  TITRE IV
                     SYSTEME DE PROTECTION RADIOLOGIQUE
                          APPLICABLE AUX PRATIQUES
                                 CHAPITRE I
                             PRINCIPES GENERAUX
                                 Article 7
 1.  Chaque Etat membre applique et fait appliquer aux pratiques un
     système de radioprotection reposant sur les principes généraux
     suivants:
 (a) toutes les pratiques créant une exposition aux rayonnements
      ionisants sont Justifiées préalablement par les avantages qu'elles
     procurent et restent sous contrôle strict de ce point de vue.
 (b) toutes les expositions sont maintenues à un niveau aussi faible
     qu'il est raisonnablement possible, compte tenu des facteurs
     économiques et sociaux. Les autorités compétentes fixent des
     contraintes génériques de dose pour des types particuliers de
     pratique.
(c) sans préjudice de l'article 13, la somme des doses reçues du fait
     des différentes pratiques concernées ne dépasse pas les limites de
     dose fixées au présent titre pour les travailleurs exposés, les
     apprentis, les étudiants et les personnes du public.
2.   Les principes énoncés au paragraphe 1 lettres (a) et (b)
     s'appliquent à toutes les expositions aux rayonnements ionisants, y
     compris aux expositions médicales. Le principe énoncé au
     paragraphe 1 lettre (c) ne s'applique à aucune des expositions
     suivantes:
(a) l'exposition d'individus pour les besoins des diagnostics et
     traitements médicaux qu'ils subissent;
(b) les expositions d'urgence, sous réserve de l'article 55;
(c) les expositions dues à des sources naturelles, à l'exception des
    expositions subies dans les mines d'uranium et dans les conditions
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    spécifiées au titre VII;
(d) l'exposition d'individus qui, en connaissance de cause et de leur
    plein gré, participent à titre privé au soutien et au réconfort de
    patients subissant un diagnostic ou un traitement médical en milieu
    hospitalier ou à domicile, sous réserve du paragraphe 3;
(e) l'exposition de volontaires participant à des programmes de
    recherche médicale et biomédicale, sous réserve du paragraphe 3.
3.  Chaque Etat membre fixe des lignes de conduite concernant les
    procédures  à  appliquer aux individus visés au paragraphe 2
    lettres (d) et (e). Il fixe aussi les contraintes applicables aux
    doses reçues par les volontaires visés au paragraphe 2 lettre (e).
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                                 CHAPITRE II
             LIMITATION DES DOSES POUR LES TRAVAILLEURS EXPOSES
                                  Article 8
                 Limite d'âge pour les travailleurs exposés
Sans préjudice de l'article 12 paragraphe 2, les personnes de moins de
18 ans ne sont affectées à aucun travail.qui en ferait des travailleurs
exposés.
                                  Article 9
               Limites de dose pour les travailleurs exposés
1.   La dose efficace pour les travailleurs exposés est limitée à 20 mSv
     en moyenne annuelle sur cinq années consécutives (c'est-à-dire à
     100 mSv sur cinq ans) et à 50 mSv au cours d'une année quelconque.
     Cette limite s'applique à la somme des doses concernées dues à
     l'exposition externe au cours de la période concernée et de la dose
     équivalente engagée à terme de 50 ans par suite des incorporations
    qui ont eu lieu au cours de la même période.
2.  Sans préjudice du paragraphe 1, les limites suivantes s'appliquent
    au cristallin, à la peau et aux extrémités du corps:
     la limite de dose équivalente au cristallin est de 150 mSv par an;
     la limite de dose équivalente à la peau est de 500 mSv par an.
    Cette limite s'applique à la dose moyenne de toute surface de
    1 cm 2 , quelle que soit la surface exposée;
     la limite de dose équivalente aux mains, aux avant-bras, aux pieds
    et aux chevilles est de 500 mSv par an.
                                 Article 10
                      Protection des femmes enceintes
 Dès qu'une femme enceinte informe la hiérarchie de son état
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conformément à la législation et/ou aux usages nationaux, le foetus est
protégé dans toute le mesure du possible comme s'il s'agissait d'une
personne du public. L'exposition de la femme enceinte dans .le cadre de
son emploi est la plus faible qu'il est raisonnablement possible
d'obtenir et les conditions de son travail sont de nature à garantir
que la dose équivalente au foetus ne dépassera pas 1 mSv pendant le
reste de la grossesse.
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                                Article 11
                     Protection des mères allaitantes
 1.  Les mères allaitantes ne sont pas affectées à des travaux
     comportant  un risque de contamination radioactive.
 2.  La possibilité de contamination radioactive corporelle fait l'objet
     d'une attention spéciale. Au besoin, les autorités compétentes
     fixent des contraintes de dose appropriées.
                               CHAPITRE III
                        LIMITATION DES DOSES POUR
                      LES APPRENTIS ET LES ETUDIANTS
                                Article 12
1.   Pour les apprentis âgés de 18 ans au moins et pour les étudiants
     âgés de 18 ans au moins qui, dans leurs études, sont amenés à
     employer des sources, les limites de dose sont égales à celles
     fixées à l'article 9 pour les travailleurs exposés.
2.  Pour les apprentis âgés de 16 à 18 ans et pour les étudiants âgés
     de 16 à 18 ans qui, dans leurs études, sont amenés à employer des
    sources, la limite de dose efficace est de 6 mSv par an. Les
     limites de dose au cristallin, à la peau et aux extrémités du corps
    sont égales à 3/10 de celles fixées à l'article 9 paragraphe 2 pour
     les travailleurs exposés.
3.  Pour les apprentis et étudiants qui ne relèvent pas des
    paragraphes 1 et 2, les limites de dose sont égales à celles fixées
    à l'article 14 pour les personnes du public.
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                                CHAPITRE IV
                   EXPOSITIONS SOUS AUTORISATION SPECIALE
                                 Article 13
1.   Dans des circonstances exceptionnelles à apprécier cas par cas, les
     autorités compétentes peuvent, si des opérations déterminées
     l'exigent, autoriser qu'un certain nombre de travailleurs désignés
     nommément subissent des expositions professionnelles individuelles
     supérieures à celles indiquées à l'article 9, mais ne dépassant pas
     les plafonds qu'elles auront fixés spécialement. Les conditions à
     respecter sont les suivantes :
a)   seuls peuvent être soumis à des expositions sous autorisation
     spéciale.les travailleurs de la catégorie A au sens de
     t'art icle 23;
b)   les femmes enceintes et les mères allaitantes en sont exclues;
c)   ces expositions sont Justifiées rigoureusement et examinées de
     façon approfondie avec la hiérarchie, les travailleurs concernés,
     leurs représentants, les services agréés de médecine du travail
    - ou le médecin agréé - et l'expert qualifié;
d)  des informations sont données sur les risques courus et sur les
    précautions à prendre pendant    l'opération;
e)   toutes les doses consécutives à ces expositions sont enregistrées
    séparément dans le dossier médical.
2.  Le dépassement des doses limites par suite d'une exposition sous
    autorisation spéciale ne constitue pas nécessairement une raison
    d'exclure le travailleur de son emploi normal.
                                 CHAPITRE V
                  LIMITATION DES DOSES POUR LA POPULATION
                                 Article 14
                Limites de dose pour les personnes du public
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1.  Sans préjudice de l'article 15, les limites de dose à respecter
    pour les personnes du public sont celles fixées aux paragraphes 2
    et 3.
2.  La limite de dose efficace est de 1 mSv par an. Toutefois dans des
    circonstances particulières, une valeur supérieure peut être
    autorisée pendant une seule année et pour autant que la moyenne sur
    cinq années consécutives ne dépasse pas 1 mSv par an. Cette limite
    s'applique à la somme des doses dues à l'exposition externe au
    cours de la période considérée et de la dose engagée à terme de
    50 ans (Jusqu'à l'âge de 70 ans dans le cas des enfants) par suite
    des incorporations qui ont eu lieu au cours de la même période.
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3.  En outre
        la limite de dose équivalente au cristallin est de 15 mSv par
        an;
    -    la limite de dose équivalente à la peau est de 50 mSv par an en
        valeur moyenne pour n'importe quel cm, de peau, quelle que soit
        la surface exposée;
        la limite de dose équivalente aux mains, aux avant-bras, aux
        pieds et aux chevilles est de 50 mSv par an.
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                                Article 15
              Exposition de la population dans son ensemble -
1.  Chaque Etat membre veille à ce que la contribution de chaque
    pratique à l'exposition de la population dans son ensemble soit
    maintenue au niveau le plus faible qu'il est raisonnablement
    possible d'atteindre, compte tenu des principes énoncés à
     l'article 7 paragraphe 1, lettres (a) et (b).
2.  Le total de ces différentes contributions est évalué
    périodiquement.
3.  Chaque Etat membre transmet périodiquement les résultats de ces
    évaluations à la Commission.
                               Chapitre VI
                               Article 16
1.  Si des circonstances exceptionnelles l'exigent, des limites de dose
    différentes de celles fixées dans le présent titre peuvent être
    autorisées selon la procédure fixée à l'article 56. Cette
    autorisation est dûment Justifiée et limitée dans son objet, sa
    durée et son champ territorial.
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                                   TITRE V
                       ESTIMATION DE LA DOSE EFFICACE
                                 Article 17
Pour l'estimation de la dose efficace, il est fait usage des méthodes
visées sous ce titre ou de toute autre méthode appropriée.
                                 Article 18
1.   En cas d'irradiation externe, les valeurs indiquées à l'annexe II
     peuvent être utilisées pour estimer les doses équivalentes et
     efficaces correspondantes.
2.   En cas d'exposition interne provoquée par un radionucléide ou un
     mélange de radionucléides, les méthodes indiquées aux annexes II
     et III peuvent être utilisées pour estimer les doses efficaces.
                                  TITRE VI
          PRINCIPES FONDAMENTAUX DE LA PROTECTION OPERATIONNELLE
         DES TRAVAILLEURS EXPOSES, DES APPRENTIS ET DES ETUDIANTS
                                 Article 19
La protection opérationnelle des travailleurs exposés repose sur les
principes suivants:
a)  évaluation préalable permettant d'identifier la nature et l'ampleur
    du risque radiologique couru par les travailleurs exposés;
b)  classification des Iieux de travail en différentes zones, en
    fonction, le cas échéant, d'une évaluation des doses annuelles
    prévisibles ainsi que de la fréquence prévisible et des
    conséquences possibles des petites anomalies;
c)  classification des travailleurs dans différentes catégories-,
d)  mise en oeuvre d'une réglementation et d'une surveillance adaptées
    aux différentes zones et aux différentes conditions de travail.
 e)   surveiI lance médicale.
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                               CHAPITRE PREMIER
                          PREVENTION DE L'EXPOSITION
                               SECTION PREMIERE
                   CLASSIFICATION ET DELIMITATION DES ZONES
                                  Article 20
               Dispositions à prendre sur les lieux de travail
1.   Aux fins de la radioprotection et eu égard aux titres II et VII,
     des dispositions sont prises concernant tous les lieux de travail
     où existe le risque d'une exposition supérieure aux limites de dose
     fixées pour les personnes du public. Ces dispositions doivent être
     adaptées à la nature des installations et des sources ainsi qu'à
      l'ampleur et à la nature des risques. L'envergure des moyens de
     prévention et de surveillance ainsi que leur nature et leur qualité
     doivent être fonction des risques liés aux travaux entraînant
      l'exposit ion.
2.   Une distinction est faite entre les zones contrôlées et les zones
     surveiIlées.
3.   En zone contrôlée, des dispositions spéciales sont prises partout
     où existe un risque notable de dispersion de la contamination
     radioactive.
4.   Les autorités compétentes arrêtent des directives pour la
     délimitation de zones contrôlées et surveillées adaptées à chaque
     situât ion.
5.   La hiérarchie exerce un contrôle strict sur les conditions de
     travail appliquées dans les zones contrôlées et surveillées.
                                  Article 21
               Prescriptions applicables aux zones contrôlées
Les prescriptions minimales applicables à une zone contrôlée sont une
délimitation de son espace et la réglementation écrite de son accès par
 les soins de la hiérarchie.
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                                     Article 22
               Mesures discrétionnaires applicables aux zones,
                          contrôlées et surveillées
Les dispositions suivantes sont prises en fonction de la nature et de
 l'ampleur des risques radio logiques régnant dans les zones contrôlées
et surveiIlées:
a)    affichage de signaux indiquant le type de zone, la nature des
      sources et les risques qu'elles comportent;
b)   établissement de consignes de travail adaptées au risque
      radiologique tenant aux sources et aux opérations effectuées;
c)   organisation d'une surveillance radiologique du milieu ambiant
     conformément aux dispositions de l'article 26.
Ces tâches rentrent dans les attributions des experts qualifiés.
                                      SECTION 2
                  CLASSIFICATION DES TRAVAILLEURS EXPOSES,
                       DES APPRENTIS ET DES ETUDIANTS
                                     Article 23
                  Classification des travailleurs exposés
Pour les besoins de la surveillance, on distingue deux catégories de
travailleurs exposés:
     catégorie A: les personnes travaillant habituellement dans les
     zones contrôlées et celles qui sont susceptibles de recevoir une
     dose efficace supérieure à 6 mSv par an ou une dose équivalente
     supérieure aux trois dixièmes des limites de dose fixées à
     l'article 9 paragraphe 2 pour le cristallin, la peau et les
     extrémités;
     catégorie B: les travailleurs exposés qui ne rentrent pas dans la
     catégorie A, mais qui sont occupés habituellement dans des zones
     surveillées ou occasionnellement dans des zones contrôlées.
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                               Article 24
                        Information et formation
Les travailleurs exposés, les apprentis et les étudiants:
(a) -   sont informés des risques que leur travail comporte pour leur
        santé;
        sont informés des procédures et précautions générales de
        radioprotection à respecter et en particulier de celles qui ont
        trait aux conditions d'exploitation et de travail régnant,
        d'une part, dans l'entreprise en général et, d'autre part, dans
        chaque genre de poste de travail ou d'emploi;
        sont informés de l'importance que revêt le respect des
        prescriptions techniques, médicales et administratives.
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(b) -    s'ils sont de sexe féminin, sont informés de leurs risques
         sanitaires particuliers; un complément d'Informations leur est
         donné en cas de grossesse;
(c) -    reçoivent une formation en radioprotection.
                                  SECTION 3
                   DISPOSITIONS POUR LA RADIOPROTECT ION
                          DES TRAVAILLEURS EXPOSES
                                 Article 25
1.  La hiérarchie évalue les dispositions relatives à la
    radioprotection des travailleurs exposés.
2.  L'examen et le contrôle des dispositifs de protection et des
     instruments de mesure rentrent dans les attributions des experts
    qualifiés et comprennent les opérations suivantes:
a)   l'examen critique préalable, du point de vue de la radioprotection,
    des projets concernant des sources;
b)   la réception, du point de vue de la radioprotect ion, des sources
    nouve11es ou mod If i ées;
c)  la vérification périodique de l'efficacité des dispositifs et
    techniques de protection;
d)  l'étalonnage périodique des instruments de mesure et la
    vérification périodique de leur bon fonctionnement et de leur
    emploi correct.
                                 CHAPITRE II
                         EVALUATION DE L'EXPOSITION
                              SECTION PREMIERE
                      SURVEILLANCE DU LIEU DE TRAVAIL
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                               Article 26
1.  La  surveillance  radiologique du mi Iieu ambiant, visée-à
    l'article 22, comprend:
a)  la mesure des débits de dose, avec indication, si nécessaire, de la
    nature et de la qualité des rayonnements en cause;
b)  la mesure de la concentration atmosphérique et de la concentration
    d'activité surfacique massique des substances radioactives
    contaminantes, avec indication, si nécessaire, de leur nature et de
    leurs états physiques et chimiques.
2.  Les résultats des mesures sont enregistrés et, dans les cas
    appropriés, servent à estimer les doses individuelles de la manière
    prescrite à la section 2.
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                                  SECTION 2
                         SURVEILLANCE INDIVIDUELLE
                                 Article 27
                                Généralités
 1.  La surveillance Individuelle est systématique pour les travailleurs
     exposés de la catégorie A. Elle repose sur une dosimetric
     individuelle ou, lorsque celle-ci se révèle impossible ou
     insuffisante, sur une estimation effectuée soit à partir de mesures
     individuelles faites sur d'autres travailleurs exposés, soit à
    partir des résultats de la surveillance du lieu de travail, telle
     qu'elle est prévue à l'article 26.
2.   Les autorités compétentes arrêtent des directives générales
     concernant l'identification, parmi les travailleurs de la catégorie
    A, de ceux susceptibles de subir une contamination interne notable,
    afin d'organiser à leur intention un système adéquat de
    surveillance.
3.  Les travailleurs de la catégorie B sor.l soumis à une surveillance
     individuelle lorsqu'ils pénétrent dans une zone contrôlée. Dans les
    autres cas, en l'absence de dosimetric individuelle, une estimation
    des doses individuelles est effectuée à partir des résultats de la
    surveillance du lieu de travail, telle qu'elle est prévue à
     l'article 26.
                                Article 28
                  Enquête après exposition accidentelle
En cas d'exposition accidentelle, une enquête est menée pour en
déterminer les circonstances et pour évaluer et enregistrer les doses
reçues et leur répartition dans l'organisme.
                                Article 29
                Enregistrement des expositions d'urgence
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En cas d'exposition d'urgence, les résultats de la surveillance
Individuelle ou de l'évaluation des doses sont enregistrés séparément
et individuellement.
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                                 Article 30
                        Communication des résultats
1.  Les résultats de la surveillance individuelle exercée en
    application des articles 27 à 29 sont:
    mis à la disposition des autorités compétentes, de la hiérarchie et
    du travailleur concerné conformément à l'article 41 paragraphe 2;
    soumis aux services agréés de médecine du travail ou au médecin
    agréé. En cas d'accident ou d'urgence, les résultats sont soumis le
    plus rapidement possible.
2.  Le respect des prescriptions contenues dans le présent article
     incombe à la hiérarchie.
                                 SECTION 3
                  SURVEILLANCE A DES FINS D'OPTIMISATION
                                Article 31
Des dispositions de surveillance sont prises en plus de celles
prescrites aux articles 26 à 29, chaque fois qu'il est nécessaire de
confirmer le caractère optimal de la radioprotection.
                                 SECTION 4
                       ENREGISTREMENT DES RESULTATS
                                  Article 32
 1.  Un relevé, appelé section de radioexposition du dossier médical et
     contenant les résultats de la surveillance individuelle, est tenu
     pour chaque travailleur exposé de la catégorie A.
 2.  Les documents suivants sont conservés pendant toute la vie
     professionnelle comportant une exposition aux rayonnements
      ionisants puis Jusqu'au moment où l'intéressé a ou aurait atteint
      l'âge de 75 ans, et en tout cas pendant une période d'au moins
     30 ans à compter de la fin de l'activité professionnelle comportant
     une exposition:
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a)  un relevé des expositions mesurées ou estimées, selon ce qu'il en
    est des doses individuelles en application des articles-27 à 29;
b)  en cas d'exposition d'un genre visé aux articles 28 et 29, les
     rapports décrivant les circonstances et les actions exécutées;
c)   les résultats de la surveillance du lieu de travail qui ont servi
    spécialement à l'évaluation ou à l'estimation de la dose reçue par
    une personne pour laquelle la lettre a) prescrit la tenue d'un
     relevé d'exposition, ces résultats étant consignés dans ledit
     relevé et conservés en conséquence.
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                                CHAPITRE ill
              SURVEILLANCE MEDICALE DES TRAVAILLEURS EXPOSES
                                 Article 33
Compte tenu des spécificités de la radioprotection et sans préjudice
des articles 34 à 39, la surveillance médicale des travailleurs exposés
se fonde sur les principes qui régissent la médecine du travail en
général.
                              SECTION PREMIERE
        SURVEILLANCE MEDICALE DES TRAVAILLEURS DE LA CATEGORIE A
                                 Article 34
                           Surve i11ance méd i caIe
1.  La surveillance médicale des travailleurs de la catégories A
     incombe aux services agréés de médecine du travail ou aux médecins
    agréés.
2.  Elle comprend:
a)  Un examen médical d'embauché.
    Cet examen a pour but de déterminer l'aptitude médicale du
    travailleur à occuper le poste auquel il est destiné dans
    l'immédiat ainsi que chaque nouveau poste entraînant un changement
    de type de risque. Il comprend une anamnèse mentionnant toutes les
    expositions antérieures connues aux rayonnements ionisants, que ces
    expositions résultent de fonctions exercées ou d'examens et
    traitements médicaux; il comprend également un examen clinique
    général et tout autre examen nécessaire pour apprécier l'état de
    santé général de l'intéressé.
b)  Une surveillance médicale générale.
    Les services agréés de médecine du travail ou le médecin agréé
    doivent avoir accès à toute informat ion uti le qu'ils estiment
    nécessaire pour apprécier l'état de santé des travailleurs placés
    sous leur surveillance et pour évaluer les conditions ambiantes
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    régnant sur les lieux de travail dans la mesure où ces conditions
    pourraient affecter l'aptitude médicale des travailleurs à
    effectuer les tâches qui leur sont assignées.
c)  Des examens de santé périodiques.
    Les travailleurs font l'objet d'examens  de santé aussi souvent que
    les services agréés de médecine du travail ou le médecin agréé
    l'estiment nécessaire pour déterminer s'ils restent aptes à exercer
    leurs fonctions. La nature de ces examens dépend du type de travail
    et de l'état de santé du travailleur. Chaque travailleur fait
    l'objet d'un tel examen au moins une fois par an.
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 3.  Les services agréés de médecine du travail ou le médecin agréé
     indiquent éventuellement que la surveillance médicale doit se
    prolonger après la cessation du travail pendant le temps qu'ils
     Jugent nécessaire pour sauvegarder la santé de l'intéressé.
                                 Article 35
                          Classification médicale
La classification suivante est adoptée en ce qui concerne l'aptitude
médicale des travailleurs:
     apte;
    apte, sous certaines conditions;
     inapte.
                                 Article 36
Aucun travailleur n'est employé pendant une période quelconque en tant
que travailleur de la catégorie A si les conclusions médicales s'y
opposent.
                                Article 37
                             Dossiers médicaux
1.  Une section médicale est créée dans le dossier médical de chaque
    travailleur de la catégorie A et elle est tenue à Jour aussi
     longtemps que l'intéressé reste dans cette catégorie. Elle est
    ensuite conservée Jusqu'à ce que la personne ait ou eut atteint
    l'âge de 75 ans, et en tout cas pendant une période d'au moins 30
    ans à compter de la fin de l'activité professionnelle comportant
    une exposition aux rayonnements ionisants.
2.  La section médicale du dossier médical contient des renseignements
    concernant la nature de l'activité professionnelle, les résultats
    des examens médicaux d'embauché et des bilans de santé périodiques,
                                 SECTION 2
             MESURES EXCEPTIONNELLES DE SURVEILLANCE MEDICALE
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                                Article 38
                   Surveillance médicale exceptionnelle
1.  Une surveillance médicale exceptionnelle est exercée chaque fois
    qu'une exposition a entraîné le dépassement de la dose efficace de
    50 mSv, fixée à l'article 9 paragraphe 1 ou de toute autre limite
    de dose fixée à l'article 9 paragraphe 2.
2.  Les conditions ultérieures d'exposition sont subordonnées à
     l'accord des services agréés de médecine du travail ou du médecin
    agréé.
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                                Article 39
                  Surveillance médicale complémentaire
La surveillance médicale prévue aux articles 33 et 34 pour les
travailleurs exposés est complétée par tout examen, toute opération de
décontamination ou tout traitement curat if d'urgence que les services
agréés de médecine du travail ou le médecin agréé estiment nécessaire
et par toute autre action en rapport avec la protection sanitaire de
I'individu exposé.
                                SECTION 3
                                 RECOURS
                               Article 40
Chaque Etat membre arrête les modalités de recours contre les
conclusions tirées et les décisions prises en application des
articles 35, 36 et 38.
                              CHAPITRE IV
                   TACHES DES ETATS MEMBRES A L'EGARD
               DE LA PROTECTION DES TRAVAILLEURS EXPOSES
                               Article 41
 1.  Chaque Etat membre crée un ou plusieurs systèmes d'inspection afin
     de faire respecter les dispositions adoptées conformément à la
     présente directive et de lancer des opérations de surveillance et
     des interventions chaque fois que cela est nécessaire.
 2.  Chaque Etat membre exige que les travailleurs aient accès, sur leur
     demande, aux résultats de mesure fournis par leur surveillance
     individuelle ou aux évaluations faites de leur dose à partir des
     mesures réalisées sur le Iieu de travail ou à partir de la
     surveillance biologique.
 3.  Chaque Etat membre prend les dispositions nécessaires pour valider
     la compétence:
         des experts qualifiés;
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         des médecins agréés et services agréés de médecine du travail.
     A cet effet, il organise la formation de ces spécialistes.
 4.  Chaque Etat membre fait obligation à la hiérarchie d'une entreprise
     de fournir au travailleur les moyens nécessaires à une
     radioprotection appropriée. Au besoin, un service spécial de
     radioprotection est créé. Ce service, qui peut être commun à
     plusieurs entreprises, est placé sous l'autorité de la hiérarchie
     et ne fait partie d'aucun service de production et d'exploitation.
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5.  Chaque Etat membre facl11te l'échange au sein de la Communauté, de
    tout renseignement utile concernant les doses reçues antérieurement
    par un travailleur afin de contrôler l'exposition ultérieure du
     travailleur et d'effectuer l'examen médical d'embauché prescrit par
     l'article 34.
                                CHAPITRE V
         PROTECTION OPERATIONNELLE DES APPRENTIS ET DES ETUDIANTS
                                Article 42
1.  Les articles 10 et 19 s'appliquent également aux apprentis et
    étudiants visés à l'article 12 paragraphes 1 et 2.
2.  La protection opérationnelle des apprentis et des étudiants âgés de
    18 ans ou plus est analogue à celle des travailleurs exposés de
    catégorie A ou B, selon le cas.
3.  La protection opérationnelle des apprentis et des étudiants âgés de
    16 à 18 ans est analogue à celle des travailleurs exposés de la
    catégorie B.
                                 TITRE VII
            EXPOSITION AUX SOURCES NATURELLES DE RAYONNEMENTS
                          SUR LE LIEU DE TRAVAIL
                                Article 43
                               Applicat ion
1.  Le présent titre s'applique aux expositions aux rayonnements
    naturels subies sur le lieu de travail dans la mesure où les
    autorités compétentes ont déclaré, à la suite d'un relevé conforme
    à l'article 44 paragraphe 1, que ces expositions devraient être
    contrôlées.
2.  Le présent titre s'applique notamment dans les circonstances
    suivantes:
    a)   activités exercées dans des lieux de travail que les autorités
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        compétentes ont identifiés comme lieux dans lesquels le radon
        ou le rayonnement gamma est à surveiller tels que:
        établissements thermaux, grottes, mines (autres que-les mines
        d'uranium) et autres lieux de travail souterrains;
    b)  emplois et stockages identifiés de matières non considérées
        habituellement comme radioactives mais qui contiennent des
        traces notables de radionucléides naturels;
    c)  exploitation identifiée d'aéronefs à réaction en vol.
3.  Sans préjudice des paragraphes 1 et 2, le présent titre ne
    s'applique ni au potassium- 40 contenu dans l'organisme, ni au
    rayonnement cosmique régnant au niveau du sol, ni aux
    radionucléides présents dans la croûte terrestre.
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                                 Article 44
                      Relevés et mesures de protection
 1.  Chaque Etat membre fait exécuter des relevés afin de déterminer les
     zones de son territoire, les pratiques et les conditions de travail
     dans lesquelles des travailleurs risquent de subir une exposition
     notable par suite de la présence de rayonnement gamma ou de gaz
     radon et de ses produits de filiation ou par suite de l'emploi de
     matières contenant des quantités notables de radionucléides
     naturels.
 2.  Sur la base de ces relevés et pour chaque zone, pratique et
     situation de travail ainsi déterminées, les Etats membres exigent
     selon le cas:
a)   que des dispositions soient prises pour effectuer les mesures
     permettant d'évaluer les doses reçues par les travailleurs;
b)   que les principes énoncés à l'article 7 soient appliqués sur le
     I ieu de travai I -,
c)   que des règlements, normes ou codes de pratique soient adoptés pour
     la construction des lieux de travail nouveaux;
d)  qu'une section spéciale concernant le radon soit créée dans le
    dossier médical des travailleurs.
                                 Article 45
                   Protection des équipages d'aéronefs
Chaque Etat membre prend les dispositions nécessaires pour que
l'exposition des équipages affectés à l'exploitation d'aéronefs à
réaction, identifiée au titre de l'article 43 paragraphe 2 lettre c ) ,
soit évaluée par les employeurs desdits équipages et, le cas échéant,
classe ces équipages dans la catégorie des travailleurs exposés.
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                                 TITRE VI I 1
       PRINCIPES FONDAMENTAUX DE LA PROTECTION OPERATIONNELLE DE LA
                      POPULATION EN SITUATION NORMALE
                                 Article 46
                                  Principe
Chaque Etat membre prend toutes les dispositions nécessaires pour
assurer une protection appropriée à la population.
                                 Article 47
                  Conditions d'autorisation des pratiques
                     engendrant un risque radiologique
                             pour la population
Dans les cas décidés par chaque Etat membre et selon l'ampleur du
risque d'exposition, les autorités compétentes exécutent les tâches
suivantes concernant les pratiques soumises à autorisation préalable:
a)   examen et approbation, du point de vue de la radioprotect ion, des
     projets d'entreprises   comportant un risque d'exposition ainsi que
     des sites envisagés pour l'implantation de ces entreprises sur leur
     territoire;
b)   réception des entreprises nouvelles de ce genre, après contrôle
     qu'elles offrent une protection suffisante contre toute exposition
    ou contamination radioactive susceptible de déborder leur
     périmètre, avec prise en compte, s'il y a lieu, des conditions
     démographiques, météorologiques, géologiques, hydro logiques et
     écologiques;
c)  examen et approbation des projets d'élimination des déchets
     radioactifs.
                                 Article 48
                     Estimation des doses collectives
Les autorités compétentes:
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1.  veillent à ce que les doses de toute origine soient estimées pour
    l'ensemble de la population de la zone concernée et pour les
    groupes de référence, en tout lieu où de tels groupes peuvent
    exister.
2.  fixent la fréquence des évaluations et prennent toutes les
    dispositions nécessaires pour identifier les groupes de référence
    de la population, en tenant compte des voies effectives de
    transmission des substances radioactives.
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3.   veillent à ce qu'en fonction des risques radio logiques, les
     estimations des doses collectives comprennent  les opérations
     suivantes:
     a)  l'évaluation des doses dues à l'irradiation externe, avec
         indication, le cas échéant, de la qualité des rayonnements en
         cause ;
     b)  l'évaluation de l'incorporation de radionucléides, avec
         indication de la nature de ceux-ci et, au besoin, de leur état
         physique et chimique, et la détermination de leurs activités et
         Ieurs concent rat 1ons;
     c)  l'évaluation des doses que les groupes de référence sont
         susceptibles de recevoir, avec indication des caractéristiques
         de ces groupes;
4.   imposent la conservation des documents relatifs à la mesure de
     l'exposition externe, à l'estimation des incorporations de
     radionucléides et de la contamination radioactive ainsi qu'aux
     résultats de l'évaluation des doses reçues par les groupes de
    référence et par la population.
                                 Article 49
                                 Inspection
1.  Chaque Etat membre crée un système d'inspection aux fins suivantes:
    exercer un contrôle strict sur la protection radiologique de la
    population;
    vérifier le respect de la réglementation nationale mettant en
    oeuvre la présente directive.
2.  Les contrôles des transferts de sources scellées et d'autres
    sources concernées, en vertu de la législation communautaire ou
    nationale, aux fins de ia radioprotection, sont exercés dans le
    cadre des procédures de contrôle appliquées de manière non
    discriminatoire sur l'ensemble du terrritoire de l'Etat membre.
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                                Article 50
                          Tâches des entreprises
 1.  Chaque Etat membre impose à la hiérarchie responsable de pratiques
     visées à l'article 2 de respecter les principes généraux de
     protection sanitaire de la population et en particulier de remplir
     les tâches suivantes au sein de son entreprise :
 a)  atteindre et maintenir un niveau optimal de protection;
 b)  contrôler l'efficacité des dispositifs techniques de protection de
     l'environnement et de la population;
 c)  réceptionner, du point de vue de la surveillance de la
     radioprotection, le matériel et les procédures servant à la mesure
     de l'exposition et de la contamination radioactive de
     l'environnement et de la population;
d)  étalonner périodiquement les instruments de mesure et vérifier
    périodiquement qu'ils sont en bon état et utilisés correctement.
2.  Les tâches visées au paragraphe 1 relèvent de la compétence des
    experts quai if les.
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                                  TITRE IX
           EXPOSITIONS POTENTIELLES, ACCIDENTELLES ET D'URGENCE
                                 Article 51
                      Tâches des autorités compétentes
 1. Chaque Etat membre prescrit que soient envisagés les accidents
    susceptibles de toucher les entreprises ou les sources relevant de
    sa Juridiction ainsi que les expositions potentiellement dues à ces
    accidents, que soient dressés des plans appropriés d'intervention
    et que, dans la mesure appropriée, ces plans fassent l'objet
    d'exercices périodiques.
2.  Les plans d'intervention tiennent notamment compte des dispositions
    ci-après:
    a)   les principes généraux suivants de la radioprotection
        d'intervention y sont d'application:
              la réduction du détriment sanitaire d'origine radiologique
             obtenue par la réduction de la dose devrait être suffisante
             pour Justifier les préjudices et les coûts, y compris les
             coûts sociaux, liés à l'intervention;
              la forme, l'échelle et la durée de l'intervention devraient
             être optimisées afin que le bénéfice correspondant à la
             réduction du détriment sanitaire, déduction faite du
             détriment lié à l'intervention, soit maximal;
             les limites de dose fixées aux articles 9 et 14 ne
             n'appliquent pas en cas d'intervention. Toutefois, les
             niveaux d'intervention fixés conformément à la lettre c)
             constituent des indications sur les situations dans
             lesquelles une intervention est appropriée.
    b)  Chaque Etat membre exige qu'il soit pourvu à des interventions
        intéressant:
             la source, afin de réduire ou d'arrêter le rayonnement
             direct et le dégagement de radionucléides;
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             l'environnement, afin de réduire le transfert des
            substances   radioactives aux individus;
             les individus, afin de réduire l'exposition accidentelle et
            d'organiser le traitement des victimes.
    c)  Chaque Etat membre fixe des niveaux d'intervention en tenant
        compte de tout niveau d'intervention établi par la législation
        communautaire.
    d)  Chaque Etat membre fait, lorsqu'il y a lieu, le nécessaire pour
        la désignation d'équipes spéciales d'intervention technique,
        médicale et sanitaire à l'échelle nationale et pour la
        formation de ces équipes conformément à l'article 7 de la
        directive 89/618/Euratom. Au besoin, ces dispositions sont
        arrêtées en collaboration avec les organisations compétentes
        d'autres Etats.
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     e)  En cas d'accident majeur à l'intérieur ou à l'extérieur de son
         territoire, chaque Etat membre organise les interventions.
     f)  Chaque Etat membre évalue et enregistre les conséquences de
         tout accident et l'efficacité des interventions.
                                Article 52
                    Coopération avec les autres Etats
 1.  Sans préjudice de ia législation communautaire et des accords
     Internationaux, en cas d'urgence radiologique survenant dans une
    entreprise située sur son territoire ou risquant d'avoir des
    conséquences radiologiques sur son territoire, chaque Etat membre
    établit des contacts afin de réaliser une collaboration avec tout
    autre Etat membre ou pays tiers qui pourrait être concerné.
 2. Chaque Etat membre fait dresser des plans d'intervention sur son
     territoire, conformément à l'article 51, pour faire face aux
    situations d'urgence radiologique susceptibles de se présenter dans
    des entreprises situées hors de son territoire.
3.  Chaque Etat membre s'efforce de collaborer avec les autres Etats
    membres ou avec les pays tiers concernant les situations d'urgence
    radiologique susceptibles de se présenter dans des entreprises
    situées sur son territoire, afin de faciliter l'organisation de la
    radioprotection   dans  ces   Etats et pays, conformément à
    l'article 51.
                                Article 53
                         Expositions potentielles
Lorsqu'il y a lieu, chaque Etat membre:
    examine la probabilité et l'ampleur des    expositions pouvant
    provenir des pratiques exercées par les personnes et entreprises
    soumises au régime de déclaration et d'autorisation défini au
    titre III;
    s'efforce d'évaluer la répartition dans l'espace et dans le temps
    des substances radioactives dispersées à la suite des accidents
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    éventuels, sans perdre de vue que les difficultés de cette
    opération sont d'autant plus grandes que la probabilité de
     l'accident est faible-,
    fixe les normes techniques applicables aux entreprises ou aux
    sources, dresse les plans d'intervention correspondant aux
    différents genres d'accident et définit la formation des équipes
    spéciales de secours.
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                                Article 54
                         Tâches de la hiérarchie
1.  Chaque    Etat membre fait obligation à la hiérarchie de dresser les
    plans des interventions éventuelles à l'intérieur des entreprises
    dont elle a la charge.
2.  Chaque Etat membre veille à ce que tout accident survenant sur son
    territoire soit notifié immédiatement aux autorités compétentes par
     la hiérarchie responsable de la pratique en cause et exige que
    toutes les mesures appropriées soient prises pour en limiter les
    conséquences.
3.  Chaque Etat membre prescrit qu'en cas d'accident la hiérarchie
    responsable procède à une première évaluation provisoire des
    conséquences de l'accident, puis à d'autres évaluations fondées sur
    des mesures ultérieures de la contamination radioactive.
                               Article 55
                          Expositions d'urgence
1.  Chaque Etat membre pourvoit aux situations dans lesquelles des
    travailleurs ou du personnel d'intervention participant à
    différents genres d'intervention risquent de subir des expositions
    d'urgence engendrant des doses supérieures aux limites fixées pour
    les travailleurs exposés. Il fixe des niveaux d'exposition prenant
    en compte les nécessités techniques et les risques sanitaires. Ces
    niveaux constituent des repères pratiques. Un dépassement de ces
    niveaux spéciaux peut être admis exceptionnellement pour sauver des
    vies humaines mais exclusivement sur des volontaires informés des
    risques que comporte leur intervention.
2.  Chaque Etat membre impose une surveillance radiologique et médicale
    des personnes exposées dans les équipes de secours.
                                 TITRE X
                          DISPOSITIONS FINALES
                               Article 56
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                          Procédure accélérée
1. Lorsque la procédure définie par le présent article doit être
    suivie, la Commission soumet une proposition au Conseil, après
    avoir consulté le groupe d'experts institué au titre de l'article
    31 du traité Euratom.                                 <
2. Le Conseil statue sur cette proposition à la majorité qualifiée
    dans un délai de trois mois.
3. La Commission doit étudier toute demande de proposition formulée
    par un Etat membre.
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                                Article 57
              Rapports sur la mise en oeuvre de la directive.
1.  Tous les deux ans, et pour la première fois le ... (date à
    préciser), chaque Etat membre adresse à la Commission un rapport
    sur la mise en oeuvre de la présente directive. Ce rapport contient
    notamment les résultats des évaluations effectuées en application
    de I'article 15.
2.  A partir de ces rapports, la Commission rédige un rapport de
    synthèse à l'intention du Parlement européen, du Conseil et du
    Comité économique et social.
                                Article 58
           Mise en oeuvre dans la législation des Etats membres
1.  Les Etats membres mettent en vigueur le 31 décembre 1994, les
    dispositions législatives, réglementaires et administratives
    nécessaires pour se conformer à la présente directive. Ils en
     informent immédiatement la Commission.
    Lorsque les Etats membres adoptent ces dispositions, celles-ci
    contiennent une référence à la présente directive ou sont
    accompagnées d'une telle référence lors de leur publication
    officielle. Les modalités de cette référence sont arrêtées par les
    Etats membres.
2.  Les Etats membres communiquent à la Commission les principales
    dispositions législatives nationales qu'ils arrêtent dans le
    domaine régi par la présente directive.
                                Article 59
                               Abrogations
Les directives 76/579/Euratom et 80/836/Euratom et le règlement
93/1493/Euratom sont abrogés avec effet au 31 décembre 1994.
                                Article 60
Les Etats membres sont destinataires de la présente directive.
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Fait à Bruxelles, le
                            Par le ConseiI
                             Le Président
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                                  ANNEXE I
 Quantités et concentrations de radionucléides à prendre en .compte pour
 l'application de l'article 3.
 1.  Le tableau A ci-dessous présente les quantités   et concentrations
     d'activité par unité de masse à ne pas dépasser pour le respect de
      l'article 3 points (a) et (b)  pour les principaux nucléides
      radioactifs concernés.
 2.   En ce qui concerne les radionucléides qui ne figurent pas dans le
      tableau A, l'autorité compétente établit, lorsqu'il est besoin, les
     quantités et les concentrations d'activités par unité de masse qui
     sont appropriées. Les valeurs ainsi fixées complètent celles du
      tableau A.
 3.  Les valeurs figurant dans le tableau A s'appliquent au stock total
     des substances radioactives détenues par un individu ou une
     entreprise à un moment quelconque.
4.   Les concentrations d'activité par unité de masse indiquées dans le
     tableau A colonne 3 correspondent à l'utilisation de quantités
     modérées de substances radioactives. Elles ne s'appliquent pas à
     d'autres pratiques entraînant de faibles niveaux de radioactivité,
     sauf s'il est prouvé que les mêmes valeurs sont Justifiées; les
     niveaux fixés par les autorités compétentes en matière de rejet des
     déchets et de recyclage sont limités afin de s'assurer que les
     matériaux rejetés dans l'environnement n'excèdent pas les valeurs
     spécifiées dans le tableau A.
5.   Les nucléides du tableau A suivis d'un "+" ou des lettres "sec"
     correspondent à des nucléides pères en équilibre avec les nucléides
     de filiation correspondants qui figurent dans le tableau B. Dans ce
     cas, les valeurs indiquées dans le tableau A correspondent aux
     nucléides pères exclusivement, mais prennent déjà en compte le(s)
     nucléide(s) de filiation présent(s).
6.   En cas de mélanges de nucléides, l'obligation de déclaration peut
     être levée si la somme des rapports de chacun des nucléides dans la
     quantité totale présente, divisée par la valeur indiquée dans le
     tableau A, est inférieure ou égale à 1. Cette règle d'addition
     s'applique également aux concentrations d'activité lorsque les
     différents nucléides concernés sont contenus dans ia même matrice.
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    Tableau A: Quantités  et concentrations d'activité par unité de
    masse à ne pas dépasser pour le respect de l'article 3 paragraphe 2
    lettres a) et b) respectivement des principaux nucléides
    radioactifs figurant dans la liste ci-dessous.
            Nucléide      Quantité (Bq)       Concentration
                                                (kBq/kg)
              H-3              108                10 6
              Be-7             108                102
                                   6
              C-14             10                 10<
              0-15             109                10 3
             F-18              10 5               10
                                   5
             Na-22             10                 1
                                   5
             Na-24             10                 1
                                   5
             Si-31             10                 102
             P-32              10 5               102
             P-33              10?                10 5
             S-35              107                10 6
             Cl-36             10 5               10 3
             Cl-38             10 5               1
             Ar-37             1012               107
             Ar-41             109                10 3
             K-42              10 6               10
                                  5
             K-43              10                 10
             Ca-45             106                10*
                                  5
             Ca-47             10                 10
                                  6
             Sc-46             10                 1
                                  6
             Sc-47             10                 10
                                  5
             Sc-48             10                 1
                                  5
             V-48              10                 1
             Cr-51             107                102
                                  5
             Fe-52             10                 10
             Fe-55             10 6               10*
                                  6
             Fe-59             10                 1
                                  5
            Mn-51              10                 10
            Mn-52              10 5               1
                                  5
            Mn-52m             10                 1
40/1/93 FR
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                 Nuclide Quantity (Bq) Concentration
                                         (kBq/kg)
                  Mn-53      108           104
                  Mn-54      106           10
                  Mn-56       105          1
                  Co-55      105           1
                  Co-56      105           1
                  Co-57      105           10
                  Co-58      105           10
                  Co-58m     107           10^
                  Co-60      10^           1
                  Co-60m     106           10 3
                  Co-61      105           10
                  Co-62m     105           1
                  Ni-59      107           104
                  Ni-63      107           10 5
                  Ni-65      105           10
                  Cu-64      106           10
                  Zn-65      105           10
                  Zn-69      105           102
                  Zn-69m     106           10
                  Ge-71      109           10 3
                  Ga-72      105           1
                  As-73      106           103
                  As-74      105           10
                  As-76      105           10
                  As-77      105           102
                  Se-75      106           10
                  Br-82      105           1
                  Kr-74      109           10 3
                  Kr-76      10™           10 3
                  Kr-77      109           103
                  Kr-79      1010          10*
                  Kr-81      1011          10 5
                  Kr-83m     1011          10 6
                  Kr-85      10™           10 6
4 0 / 1 / 9 3 FR
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                 Nucleide Quantite (Bq) Concentration
                                          (kBq/kg)
                  Kr-85m       10 1 0       104
                  Kr-87        109          10 3
                  Kr-88        109          10 3
                  Sr-85        106          10
                  Sr-85m       106          10
                  Sr-87m       106          10
                  Sr-89        105          102
                  Sr-90+       10<          10
                  Sr-91        105          10
                  Sr-92        105          1
                  Y-90         10«          10
                  Y-91         105          102
                  Y-91m        10?          10
                  Y-92         10*          10
                  Y-93         105          10
                  Rb-86        105          10
                  Zr-93+       106          10 3
                  Zr-95        106          10
                  Zr-97+       105          10
                  Nb-93m       107          10 3
                  Nb-94        106          1
                  Nb-95        106          10
                  Nb-97        105          10
                  Nb-98        105          1
                  Tc-96        106          1
                  Tc-96m       108          102
                  Tc-97        107          10 3
                  Tc-97m       106          10 3
                  Tc-99        106          10*
                  Tc-99m       107          10
                  Mo-90        105          10
                  Mo-93        10?          10 3
                  Mo-99        105          10
                  Mo-101       105          1
4 0 / 1 / 9 3 FR
 ---pagebreak---                                  - 80 -
                 Nucleide Quant Ite (Bq) Concentration
                                           (kBq/kg)
                  Ru-97         107          10
                  Ru-103        106          10
                  Ru-105        105          10
                  RU-106+       105          10
                  Rh-103m       108          10 3
                  Rh-105        106          102
                  Pd-103        107          10 3
                  Pd-109        105          102
                  Cd-109        106          10 3
                  Cd-115        105          10
                  Cd-115m       105          102
                  Ag-105        106          10
                  Ag-110m       106          1
                  Ag-111        105          102
                  ln-111        10*          10
                  ln-113m       10*          10
                  ln-114m       105          102
                  ln-115m       105          10
                  Sn-113        106          102
                  Sn-125        10S          10
                  Sb-122        105          10
                  Sb-124        105          1
                  Sb-125       106           10
                  1-123        10?           10
                  1-125        105           102
                  1-126         105          10
                  1-129         10*          102
                  1-130         10*          1
                  1-131         105          10
                  1-132         105          1
                  1-133         105          10
                  1-134         105          1
                  1-135         105          1
4 0 / 1 / 9 3 FR
 ---pagebreak---                                  - 81 -
                 Nucleide Quant Ite (Bq) Concentration"
                                           (kBq/kg)
                  Cs-129        106          10
                  Cs-131        106          102
                  Cs-132        106          10
                  Cs-134m       105          102
                  Cs-134        105          1
                  Cs-135        106          104
                  Cs-136        105          1
                  CS-137+       105          10
                  Cs-138        104          1
                  Te-123m       106          10
                  Te-125m       106          102
                  Te-127        105          102
                  Te-127m       106          10 3
                  Te-129        105          10
                  Te-129m       105          102
                  Te-131        105          10
                  Te-131m       106          1
                  Te-132        106          10
                  Te-133        105          10
                  Te-133m       105          1
                  Te-134        105          10
                  Xe-131m       10™          10 5
                  Xe-133        10™          104
                  Xe-135       10™           104
                  Ce-139       106           10
                  Ce-141       106           102
                  Ce-143        105          10
                  Ce-144+       105          10
                  Ba-131        106          10
                  Ba-140+       105          1
                  La-140        105          1
                  Pr-142       105           10
                  Pr-143        106          102
4 0 / 1 / 9 3 FR
 ---pagebreak---                               - 82 -
          Nucleide Quantite (Bq)     Concentration
                                       (kBq/kg)
        Pm-147          106               10 4
        Pm-149          105               102
        Nd-147          105               10
        Nd-149          105               10
        Sm-151          107               10 5
        Sm-153          105               102
        Eu-152          106                1
        Eu-152m         105               10
        Eu-154          106                1
        Eu-155          106               102
        Gd-153          106               10
        Gd-159          105               102
        Tb-160          105                1
        Dy-165          105               102
        Dy-166          106               102
        Ho-166          105               10
        Er-169          106               104
        Er-171          105               10
        Tm-170          106               102
        Tm-171          107               104
        Yb-175          106               102
        Lu-177          106               102
        Ta-182          105                1
        Hf-181          105               10
        W-181           107               102
       W-185            106               104
       W-187            105               10
        Re-186          105               102
        Re-188          105               10
       Os-185           106               10
        Os-191          106               102
       0s-191m          106               10 3
       Os-193           105               102
         lr-190         106                1
4 0 / 1 / 9 3 FR
 ---pagebreak---                              - 83 -
          Nucleide Quantite (Bq)    Concentration
                                      (kBq/kg)
         lr-192         105              10
         lr-194         105              10
        Pt-191          106              10
        Pt-193m         106              102
        Pt-197          105              102
        Pt-197m         105              102
        Hg-197          106              102
        Hg-197m         105              102
        Hg-203          106              10
       Au-198           105              10
  . Au-199              106              102
        TI-200          106               1
        TI-201          106              10
        TI-202          106              10
        TI-204          105              102
        Bi-206          105               1
        Bi-207          106               1
        Bi-210          105              102
       BI-212+          105               1
       Pb-203           106              10
       Pb-210+          103              10
       Pb-212+          105               1
       Po-203           105               1
       Po-205           106               1
       Po-207           106               1
                           3
       Po-210           10               10
       At-211           106              102
       Rn-220+          107              104
       Rn-222+          108               1
       Ra-223+          104              10
        Ra-224+         104               1
       Ra-225           104              102
4 0 / 1 / 9 3 FR
 ---pagebreak---                           - 84 -
      Nucléide Quantité (Bq)     Concentration
                                    (kBq/kg)
     Ra-226+         103                 1
                        5
     Ra-227          10                10
     Ra-228+         10*               10
     Th-226+         10*               102
     Th-227          10*               10
     Th-228+         10*                1
                        3
     Th-229+         10               10
                        3
     Th-230          10               10
     Th-231          107              102
     Th-232sec      102                 1
     Th-234+        10*               10
                        3
     AC-227+        10                10
                       5
     Ac-228         10                10
     Pa-230         10*               10
                       3
     Pa-231         10                10
    Pa-233          10*               10
    U-230+          10*               102
    U-231           10*               102
    U-232+          103                 1
    U-233           10*               102
    U-234           10*               102
    U-235+          10*               102
    U-236           10*               102
                       6
    U-237           10                10
    U-238+          10*               10
                       3
    U-238sec        10                  1
    U-239           105               102
    U-240           10*               103
    U-240+          105                 1
    Np-237+         103               10
    Np-239          10*               10
40/1/93 FR
 ---pagebreak---                           - 85 -
      Nucléide Quantité (Bq)     Concentration
                                    (kBq/kg)
     Np-240          105                1
     Pu-234          10*              102
     Pu-235          10*              102
     Pu-236          10*              102
     Pu-237         107               102
                        3
     Pu-238         10                10
     Pu-239         103               10
                        3
    Pu-240          10                10
    Pu-241          10*               103
    Pu-242          103               10
    Pu-243          10*               102
    Pu-244          103               10
    Am-241             3
                    10                10
    Am-242          10*               102
                       3
    Am-242m+        10                102
                       3
    Am-243+         10                10
                       5
    Cm-242          10                103
    Cm-243          103               10
    Cm-244          10*               102
    Cm-245          10 3              10
                       3
    Cm-246          10                10
    Cm-247          103               10
                       3
    Cm-248          10                10
    Bk-249          10*               10*
    Cf-246          10*               103
    Cf-248          10*               102
   Cf-249           103               10
   Cf-250           10*               102
                       3
    Cf-251          10                10
    Cf-252          10*               102
    Cf-253          10*               10*
                       3
   Cf-254           10                10
40/1/93 FR
 ---pagebreak---                          - 86 -
     Nuclei de Quantité (Bq)    Concentration
                                   (kBq/kg)
    Es-253          10 5             10 3
    Es-254          10*              10 2
    Es-254m         105              10
                       7
    Fm-254          10               10*
    Fm-255          10*              10 3
40/1/93 FR
 ---pagebreak---                                              - 87 -
 5.      Tableau B : Liste des nucléides en équilibre séculaire visés au
         point 5
                   Père                           Nucléides descendants
                   nucléaire
                 Sr-80+        Rb-80
                 Sr-90+        Y-90
                 Zr-93+        Nb-93m
                 Zr-97+        Nb-97
                 RU-106+       Rh-106
                 CS-137+       Ba-137
                 Ce-134+       La-134
                 Ce-144+       Pr-144
                 Ba-140+       La-140
                 B1-212+       TI-208.PO- -212
                 Pb-212+       B i - 2 1 2 , T I - -208,Po-212
                 Rn-220+       Po-216
                 Rn-222+       Po-218,Pb- -214,Bi-214
                 Ra-223+       Rn-219,Po- •215,Pb-211,Bi-211
                 Ra-224+       Rn-220,Po- - 2 1 6 , P b - 2 1 2 , B i - 2 1 2 , T I - 2 0 8 ,
                               Po-212
                 Ra-226+       Rn-222,Po- -218,Pb-214,Bi-214,Pb-210,
                               Bi-210,Po- •210
                 Ra-228+       Ac-228
                 Th-226+       Ra-222,Rn- •218, Po-214
                 Th-228+       Ra-224,Rn- •220,Po-216,Pb-212,Bi-212,
                               TI-208.PO- -212
                 Th-229+       Ra-225,Ac- 2 2 5 , F r - 2 2 1 , A t - 2 1 7 , B i - 2 1 3 ,
                               Po-213,Pb- 209
                 Th-232   Sec  Ra-228,Ac- 228,Th-228,Ra-224,Rn-220,
                               Po-216,Pb- 212,B i - 2 1 2 , T I - 2 0 8 , P o - 2 1 2
4 0 / 1 / 9 3 FR
 ---pagebreak---                                - 88 -
             Père                Nucléides descendants
             nucléaire
           Th-234+      Pa-234m
           AC-227+      Fr-223,Ra-223,Rn-219,Po-215,Pb-211 ,
                        Bi-211
           U-230+       Th-226,Ra-222,Rn-218,Po-214
           U-232+       Th-228,Ra-224,Rn-220,Po-216,Pb-212,
                        Bi-212,Tl-208,PO-212
           U-235+       Th-231
           U-238+       Th-234,Pa-234m
           U-238    sec Th-234,Pa-234m,U-234,Th-230,Ra-226,
                        Rn-222,Po-218,Pb-214,Bi-214,Pb-210,
                        BI-210.PO-210
           U-240+       Np-240
           Np-237+      Pa-233
           Am-242m+     Am-242
           Am-243+      Np-239
40/1/93 FR
 ---pagebreak---                                   - 89 -
                                ANNEXE II
A.   Définition des termes utilisés dans la présente annexe:
Facteur de qualité effectif (Q) : valeur moyenne du facteur de qualité'
 lorsque la dose absorbée est délivrée par des particules ayant
différentes valeurs de L. Il est calculé au moyen de la formule:
             co
     Q - 1/D   /       0 (dD/dL    )dL
Facteur de oualité (Q) : fonction du transfert linéique d'énergie (L )
utilisée pour pondérer les doses absorbées afin d'indiquer leur
 importance du point de vue de la radioprotection.
Facteur de pondération radiologique (Wp>) : facteur adimensionnel
utilisé pour pondérer la dose absorbée. Les valeurs appropriées de w R
sont indiquées dans la présente annexe.
Facteur de pondération tlssulaire (wT) : frrtcur adimensionnel
utilisé pour pondérer la dose équivalente. Les valeurs appropriées sont
indiquées dans la présente annexe.
Transfert linéique non restreint d'énergie (Loo) : sa formule est
                           L ip   » dE
                                     dl
où dE est l'énergie moyenne perdue par une particule d'énergie E en
parcourant une distance dl. Oans la présente directive L«o     est noté L.
B.   Valeurs du facteur de pondération radiologique, w R
     Les valeurs du facteur de pondération radiologique, w R , dépendent
     du type et de la qualité du champ externe de rayonnement ou du type
     et de la qualité du rayonnement émis par un radionucléide
40/1/93 FR
 ---pagebreak---                                   - 90 -
     incorporé.
     Lorsque le champ de rayonnement se compose de types et d'énergies
     possédant des valeurs différentes de Wp, la dose absorbée doit
     être divisée en blocs affectés chacun de leur propre valeur de w R
     et additionnés pour obtenir la dose équivalente totale. Elle peut
     aussi s'exprimer par une distribution continue en énergie où chaque
     élément de dose absorbée provenant de la gamme d'énergies comprise
     entre E et E + dE est multiplié par la valeur attribuée à w R à la
     ligne appropriée du tableau ci-dessous.
40/1/93 FR
 ---pagebreak---                                   - 91 -
Type et gamme d'énergie               Facteur de pondération radiologique
                                                          W
                                                            R
Photons, toutes énergies
Electrons et muons, toutes
énergies                                                  1
Neutrons, énergie de      10 keV                          5
           de  10      à 100 keV                         10
           de 100 keV à    2 MeV                         20
           de   2 MeV à   20 MeV                         10
           de  20 MeV                                     5
Protons, autres que les protons de
recul, énergie de 2 MeV
Particules alpha, fragments de
fission, noyaux lourds                                   20
Dans les calculs où interviennent des neutrons, l'application de
valeurs de fonction étagée peut comporter des difficultés. Il peut
alors être préférable d'utiliser la fonction continue décrite par la
relation mathématique suivante:
                     w R - 5 + i7e-<ln(2E))2/6
ou E est l'énergie neutronique en MeV.
Une comparaison directe des deux approches est présentée à la figure 1
Facteurs de pondération
radiologique
40/1/93 FR
 ---pagebreak---                                   - 92 -
               25,
               20
                                            ' \
               .IS -
                10
               . in  io   io   io   u>   io    io  10  10
                      Energie des neutrons incidents
Fig.1.   Facteurs de pondération radiologique pour les neutrons. La
         courbe Iisse est à considérer comme une approximation.
40/1/93 FR
 ---pagebreak---                                    - 93 -
     Pour les types de rayonnement et les énergies qui ne figurent pas
     dans le tableau, on peut obtenir une approximation de w R en
     calculant Q à 10 mm de profondeur dans une sphère d'équHva lent-
     tissu de 30 cm de diamètre, d'une densité de 1 cm""3 et d'une
    composition massique de 76,2% d'oxygène, de 11,1% de carbone, de
     10,1% d'hydrogène et de 2,5% d'azote:
                                    O©
                                 /T.
                                  Q(L)D(L)dL
                               o
    où D(L)dL est la dose absorbée à 10 mm entre les transferts
     linéiques d'énergie L et L + dL et
    où Q(L) est le facteur de qualité de L à 10 mm.
    Les rapports entre Q et L sont donnés sous B
C.  Corrélation entre le facteur de qualité, Q(L), et le transfert
     linéique non restreint d'énergie, L
Transfert linéique non restreint       Facteur de pondération radiologique
      d'énergie, L dans l'eau                             Q(L)
                   1
          (keV Aoir )
            ^  10                                           1
            10 - 100                             0.32L - 2,2
            > 100                                  300/
                                                        V/LT"
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D.  Valeurs du facteur de pondération tissu la ire, w y d )
        Tissur ou organe             Facteurs de pondérât ion- tissu la ire,
                                                    W
                                                      T
Gonades                                               0,20
MoeIIe rouge                                          0,12
Colon                                                 0,12
Poumons                                               0,12
Estomac                                               0,12
Vessie                                                0,05
Seins                                                 0,05
Foie                                                  0,05
Oesophage                                             0,05
Thyroïde                                              0,05
Peau                                                  0,01
Surface des os                                        0,01
Divers                                                0,05<2)<3)
(1) Les valeurs ont été déterminées à partir d'une population de
    référence comprenant un nombre égal de personnes des deux sexes et
    représentant un large éventail d'âges. Dans la détermination de la
    dose efficace, elles s'appliquent aux travailleurs, à la population
    dans son ensemble et aux deux sexes.
(2) Pour les calculs, les tissus et organes "divers" sont les suivants:
    surrénales, cerveau, caecum, intestin grêle, reins, muscles,
    pancréas, rate, thymus et utérus. La liste contient des organes
    susceptibles d'une irradiation sélective. Certains de ces organes
    sont connus comme sièges possibles d'une induction cancéreuse. Si
    dans l'avenir d'autres tissus et organes se révèlent présenter un
    risque notable de cancer induit, ils seront ajoutés soit dans la
     liste principale avec un wj spécial soit dans la présente liste
    additionnelle détaillant les tissus et organes "divers". D'autres
    tissus ou organes Irradiés sélectivement peuvent également figurer
    parmi ces derniers.
(3) Dans les cas exceptionnels où un seul des tissus ou organes
    "divers" reçoit une dose équivalente dépassant la dose la plus
    élevée d'un quelconque des douze organes auxquels un facteur de
    pondération est attribué, il y a lieu d'appliquer un facteur de
    pondération de 0,025 à ce tissu ou cet organe et un facteur de
    pondération de 0,025 à la dose moyenne reçue par le reste des
    tissus et organes "divers" tels qu'ils sont définis ci-dessus.
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                                ANNEXE I I I
          Estimation des doses efficaces dues aux incorporations
Les limites de dose efficace indiquées aux articles 9, 12 et 14
s'appliquent à la somme de la dose efficace reçue au cours d'une
période déterminée et de la dose efficace engagée par suite des
incorporations qui ont eu lieu au cours de la même période. La relation
entre l'incorporation et la dose efficace engagée dépend de l'âge de la
personne, de la forme physique et chimique de la substance radioactive
et de la voie d'incorporation.
Ces relations peuvent servir à estimer les doses efficaces
correspondantes. En cas d'emploi des limites dérivées pour l'exposition
extérieure et pour les incorporations, la limite de dose efficace peut
être appliquée au moyen de la formule suivante pour chacun des groupes
d'âge considérés :
     (Cette annexe contiendra, pour tous les radionucléides concernés,
    des coefficients de dose (Sv/Bq) applicables en inhalation et en
     ingestion pour différentes classes d'âge de la population et des
    travailleurs. Pour les expositions aux gaz rares, les coefficients
    seront exprimés dans l'unité Svy~1/Bqm"~3. )
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                                                                COM (93) 349 final
                                                       DOCUMENTS
FR                                                                          04 05
                                     N° de catalogue : CB-CO-93-381-FR-C
                                                             ISBN 92-77-58079-8
Office des publications officielles des Communautés européennes
Lr2985 Luxembourg