Règlement grand-ducal du 1 er août 2019 relatif à la radioprotection.

la dénomination et la raison sociale de l’établissement, ses sièges sociaux, administratif et d’exploitation ;

la nature et l’objet de l’établissement, la nature, les caractéristiques et l’intensité des rayonnements émis, les caractéristiques des appareils, des équipements et des installations mis en œuvre, l’état physique et chimique, la quantité des substances radioactives, la destination des appareils, des équipements, des installations ou des substances, l’endroit où les appareils, les équipements, les installations ou les substances seront fabriqués, détenus ou mis en œuvre ;

l’analyse préalable du risque décrivant l’exposition professionnelle et l’exposition du public prévues en situation de fonctionnement normal ainsi que les contraintes de dose applicables. Les mesures de protection ou de sécurité préconisées tant en ce qui concerne les appareils, les équipements, les installations et les substances, qu’en ce qui concerne les locaux où ils se trouvent ; le devenir des sources radioactives lorsqu’elles sont mises hors de service ou devenues inutilisables ;

la déclaration écrite du fournisseur de la source radioactive ou de tout autre établissement spécialisé qui s’engage à reprendre la source radioactive lorsqu’elle est hors d’usage ;

5°

le nom, le prénom, les coordonnées et la qualification en radioprotection de la personne chargée de la radioprotection et, le cas échéant, de son remplaçant ;

6°

la qualification en radioprotection du personnel chargé de la production, de la distribution, de l’utilisation, de l’entretien ou de la surveillance des substances et des appareils capables de produire des rayonnements ionisants ;

7°

le nombre présumé de personnes susceptibles de faire l’objet d’une exposition professionnelle due à la source de rayonnement ;

8°

le projet de contrat d’assurance de responsabilité civile couvrant l’utilisation de sources de rayonnements ionisants, ainsi que lorsqu’il s’agit de sources de haute activité, les risques liés à une gestion sûre et au recyclage de ces sources en cas de leur retrait du service, y compris en cas d’insolvabilité ou de cessation d’établissement ;

9°

l’identifiant de la parcelle cadastrale sur laquelle les équipements sont mis en œuvre ainsi qu’un plan des installations et des locaux où ils se trouvent. Ce plan indique également les locaux situés à moins de vingt mètres du local contenant les sources de rayonnements et la destination de ces locaux ;

10°

les mesures proposées pour la gestion et l’évacuation des déchets radioactifs éventuels, y compris ceux produits lors de l’exploitation et du démantèlement de l’installation, avec les données suivantes :

a)	l’accord de principe d’un centre de gestion de déchets radioactifs attestant que ce centre est capable de gérer le type et la quantité de déchets en question ;
b)	des études détaillées démontrant que pour la pratique à mettre en œuvre, la production de déchets radioactifs est au niveau le plus bas qu’il est raisonnablement possible d’atteindre en termes d’activité et de volume ;
c)	des indications portant sur les différentes catégories de déchets et, pour chaque catégorie, l’indication du volume et du poids maximum des déchets ou des produits à évacuer, à mettre en dépôt ou à transporter par mois et par an ;
d)	la nature et la concentration des substances radioactives contenues dans les différentes catégories de déchets ou dans les produits à évacuer, à mettre en dépôt ou à transporter, ainsi que leur niveau de radioactivité, leur radiotoxicité, la valeur de la masse critique et une estimation de la quantité de chaleur dégagée pendant la durée de leur dépôt ;
e)	des indications portant sur le traitement et le conditionnement sur place des déchets solides.

11°

pour les installations de gestion de déchets radioactifs :

a)	une démonstration de la sécurité qui couvre la mise en place, l’exploitation, le démantèlement et, le cas échéant, la fermeture ainsi que la phase postérieure à la fermeture d’une installation de stockage définitif. La portée de la démonstration de la sécurité est en rapport avec la complexité de l’opération et l’ampleur des risques associés aux déchets radioactifs ;
b)	des systèmes de gestion intégrés, comprenant une garantie de la qualité, qui accordent la priorité requise à la sécurité pour l’ensemble de la gestion des déchets radioactifs ;
c)	la démonstration de ressources financières et humaines adéquates ;

12°

les extraits du plan d’intervention interne pour faire face aux différents types de situations d’urgence radiologique ;

13°

l’avis d’un expert en radioprotection ou de la personne chargée de la radioprotection si cette personne remplit les conditions prévues par l’article 21 de la loi lui permettant de conseiller l’établissement ;

14°

un rapport d’étude de risque décrivant :

a)	une identification des mécanismes susceptibles d’entraîner des expositions potentielles ou des expositions accidentelles et non intentionnelles ;
b)	une évaluation, dans la mesure du possible, de la probabilité et l’ampleur des expositions potentielles ;
c)	une évaluation de la qualité et de la portée des mesures de protection physique et de radioprotection.

(3)

La Direction de la santé peut requérir du demandeur les informations complémentaires nécessaires à l’instruction de la demande ou à l’émission de son avis sur les conditions liées à la demande d’autorisation. Lorsque des pièces indispensables à l’instruction de la demande sont manquantes, l’accusé de réception fixe le délai dans lequel ces pièces doivent être fournies.

La décision est rendue après réception de l’avis motivé de la Direction de la santé.

Art. 20. Demande d’autorisation en cas d’expositions à des fins médicales ou à des fins d’imagerie non médicale

(1)

En complément aux pièces justificatives et informations visées à l’article 19, paragraphe 2, la demande d’autorisation d’un établissement mettant en œuvre des expositions à des fins médicales ou des expositions à des fins d’imagerie non médicale est accompagnée des documents suivants :

1°	l’inventaire des équipements radiologiques médicaux utilisés avec les informations prévues à l’article 41 ;
2°	la justification de l’autorisation de mise sur le marché, la déclaration et le certificat de marquage CE pour chaque équipement radiologique médical et pour chaque type de source utilisée à des fins de radiothérapie ;
3°	les informations et documents visés par les paragraphes 2 à 6 en fonction du type d’exposition considéré ;
4°	les noms, prénoms et coordonnées du ou des experts en physique médicale dans le cas d’un établissement de la classe I ou de la classe II.

(2)

La demande d’autorisation des établissements utilisant des sources radioactives non scellées sur l’homme est accompagnée des pièces justificatives et informations suivantes :

le nombre de médecins spécialistes en médecine nucléaire ;

le nombre de médecins spécialistes dans une autre discipline que celle citée au point 1°, autorisés à utiliser des sources radioactives non scellées sur l’homme, en précisant leurs spécialités ;

les noms et prénoms des pharmaciens spécialisés en radiopharmacie aux services desquels l’établissement a recours ;

pour chaque radionucléide en source non scellée, les activités maximales susceptibles d’être utilisées et détenues, en précisant leurs finalités :

a)	le radiodiagnostic in vivo ;
b)	le radiodiagnostic in vitro ;
c)	la radiothérapie ;
d)	les autres utilisations ;

5°

pour chaque radionucléide en source non scellée utilisé à des fins thérapeutiques :

a)	la technique ;
b)	le fournisseur ;
c)	le nombre d’actes prévisionnels ;
d)	le produit ;
e)	le nombre et la spécialité des médecins intervenants ;
f)	les locaux prévus pour l’administration des sources ;
g)	le cas échéant les locaux prévus pour l’hospitalisation des patients ;

6°

pour chaque radionucléide en source scellée utilisé à des fins médicales, les activités maximales susceptibles d’être utilisées et détenues, en précisant leurs finalités :

a)	le repérage anatomique ;
b)	le contrôle de qualité ;
c)	l’étalonnage ;
d)	les autres utilisations ;

7°

en cas d’administration ponctuelle de sources non scellées dans des locaux situés en dehors de l’installation de médecine nucléaire : les types d’actes, les locaux, les radionucléides, les activités, la technique, la spécialité des médecins administrant les radionucléides ;

8°

en cas d’administration des radionucléides en source non scellée nécessitant l’hospitalisation des patients concernés : les types d’actes, les locaux prévus pour l’hospitalisation, les radionucléides, les activités.

(3)

La demande d’autorisation des établissements où sont mis en œuvre des actes de radiodiagnostic aux rayons X ou des actes de radiologie interventionnelle est accompagnée des pièces justificatives et informations suivantes :

le nombre de médecins spécialistes en radiologie et de médecins spécialistes en radiodiagnostic ;

le nombre de médecins spécialistes dans une autre discipline que celles indiquées au point 1°, autorisés à exercer le radiodiagnostic aux rayons X, en précisant leurs spécialités ;

les finalités pour chaque équipement émetteur de rayon X, à savoir :

a)	le radiodiagnostic aux rayons X ;
b)	la radiologie interventionnelle ;
c)	les autres utilisations ;

le nombre et la spécialité des médecins qui mettent en œuvre des actes de radiologie interventionnelle.

(4)

La demande d’autorisation des établissements où sont mis en œuvre des actes de radiothérapie externe ou de curiethérapie est accompagnée des pièces justificatives et informations suivantes :

le nombre de médecins spécialistes en radiothérapie et le nombre d’experts en physique médicale ;

pour chaque radionucléide en source scellée, les activités maximales susceptibles d’être utilisées et détenues et leurs finalités, à savoir :

a)	la curiethérapie haut débit de dose ;
b)	la curiethérapie bas débit de dose ;
c)	la curiethérapie pulsée ;
d)	les autres techniques de curiethérapie ;
e)	les autres utilisations ;

pour chaque radionucléide en source scellée utilisé à des fins thérapeutiques :

a)	la technique ;
b)	le fournisseur ;
c)	le nombre d’actes prévisionnels ;
d)	le produit ;
e)	le nombre et la spécialité des médecins intervenants ;
f)	les locaux prévus pour l’administration des sources ;
g)	le cas échéant les locaux prévus pour l’hospitalisation des patients ;

les techniques de radiothérapie externes envisagées en précisant les équipements utilisés.

(5)

La demande d’autorisation d’expositions à des fins médicales pour la recherche médicale ou biomédicale est accompagnée des pièces justificatives et informations suivantes :

1°	les sources de rayonnements impliquées ;
2°	un document de présentation de la recherche ;
3°	l’avis préalable du Comité national d’éthique et de recherche et d’un expert en physique médicale ;
4°	un document indiquant les modalités suivant lesquelles sont mis en œuvre les principes de justification et d’optimisation, la détermination d’une contrainte de dose et l’information des personnes exposées ;
5°	le document d’information remis à la personne dont le consentement est sollicité.

(6)

La demande d’autorisation d’expositions à des fins d’imagerie non médicale est accompagnée du document d’information remis à la personne dont le consentement est sollicité.

Art. 21. Notification d’une pratique par les établissements de la classe IV

La notification visée à l’article 50 de la loi est accompagnée des pièces justificatives et informations suivantes :

1°	la dénomination et la raison sociale de l’établissement, ses sièges sociaux, administratif et d’exploitation ;
2°	le certificat précisant les caractéristiques de la source de rayonnement ;
3°	la déclaration sur le devenir de la source de rayonnement après l’utilisation ;
4°	le nom, le prénom et les coordonnées de la personne chargée de la gestion de la source de rayonnement.

Art. 22. Demande d’autorisation pour l’élimination, le recyclage ou la réutilisation de substances radioactives

(1)

La demande visée à l’article 51, paragraphe 3, de la loi est accompagnée des pièces justificatives et informations suivantes :

1°	le nom, le prénom, la fonction du demandeur dans l’établissement et, le cas échéant, la raison sociale de l’établissement, ses sièges sociaux, administratifs et d’exploitation ;
2°	la nature et l’objet de l’établissement, les caractéristiques des substances radioactives, leur état physique et chimique ainsi que la quantité des substances radioactives faisant l’objet de la demande ;
3°	la fréquence des rejets prévue ainsi que le devenir du rejet ;
4°	les moyens mis en œuvre pour surveiller la radioactivité et pour assurer que l’activité totale des substances rejetées reste inférieure aux valeurs X_E.
5°	une estimation la dose efficace reçue par une personne du public en raison de la pratique compte tenu de situations comparatives.

(2)

La demande d’autoriser l’élimination visée à l’article 51, paragraphe 4, de la loi est accompagnée, en sus des pièces justificatives et informations mentionnées au paragraphe 1, des renseignements suivants :

1°

des calculs détaillés réalisés par un expert en radioprotection établissant que la dose efficace reçue par une personne du public en raison de la pratique est inférieure à 10 μSv par an et que la dose efficace reçue par un travailleur est inférieure à 1 mSv par an. Cette évaluation des doses reçues tient compte non seulement des voies d’exposition par effluents gazeux ou liquides mais aussi de celles qui résultent de l’élimination ou du recyclage des résidus solides.

2°

les mesures proposées pour l’élimination des substances radioactives avec les données suivantes :

s’il s’agit de substances liquides :

l’indication du volume des eaux usées déversées par mois et du volume maximum déversé par jour ;

ii.

la nature des substances radioactives susceptibles de s’y trouver, leurs propriétés physico-chimiques et pour chacune d’elles, la quantité maximale par jour, par mois et par an, ainsi que la concentration maximale ;

iii.

l’indication de l’usage éventuel d’une conduite d’évacuation ;

iv.

un extrait du plan cadastral indiquant le tracé de la conduite d’évacuation et l’endroit de la décharge ;

l’indication de la section de la conduite d’évacuation et du matériau dont elle est ou sera constituée ;

vi.

dans le cas d’un déversement dans un cours d’eau, l’estimation du débit d’étiage du cours d’eau récepteur ;

vii.

dans le cas de déversement dans un égout :

i.)	la situation et l’état du système d’épuration des eaux d’égout ;
ii.)	l’emplacement de la décharge radioactive ;

viii.

l’équipement permettant la surveillance des rejets liquides, les procédures de prélèvement et d’analyse d’échantillons, les spécifications techniques des équipements de mesure et d’analyse utilisés et les procédures de l’assurance de qualité des mesures et analyses réalisées ;

ix.

les niveaux d’alarme ainsi que les procédures d’alerte et d’intervention en cas de rejets dépassant les limites autorisées ;

l’évaluation des effets radiologiques sur l’homme et l’impact sur l’environnement, les modèles et les paramètres utilisés pour le calcul de la dispersion dans le milieu aquatique, du transfert dans la chaîne alimentaire et les différents milieux biologiques et de la dose reçue par la population dans son ensemble ainsi que la dose reçue par les différents groupes d’âge des différents groupes de référence de la population ;

xi.

la description détaillée des dispositifs transitoires de stockage des substances radioactives à éliminer.

s’il s’agit de substances solides :

un extrait du plan cadastral indiquant l’endroit où seront éliminées les substances radioactives ;

ii.

l’indication des mesures proposées :

i.)	pour assurer la protection des personnes lors du stockage et au cours de l’évacuation, du chargement, du déchargement, du transport et de la mise en dépôt des substances radioactives ;
ii)	pour éviter la contamination du milieu ambiant et de la faune qui y a accès.

iii.

dans le cas où les substances radioactives seraient entreposées dans le sol :

i.)	tous les renseignements démographiques, géographiques, topographiques, écologiques, géologiques, sismologiques, hydrologiques et météorologiques utiles ;
ii.)	la description du site, la conception du dépotoir et ses caractéristiques techniques ;
iii.)	les mesures de protection prévues pour empêcher l’accès du terrain aux personnes étrangères à l’établissement.

iv.

la description des équipements permettant la surveillance radiologique des substances radioactives éliminées ;

l’évaluation des effets radiologiques sur l’homme et l’impact sur l’environnement, les modèles et paramètres utilisés pour le calcul de la dispersion, du transfert dans la chaîne alimentaire et les différents milieux biologiques et de la dose reçue par la population dans son ensemble ainsi que la dose reçue par les différents groupes d’âge des différents groupes de référence de la population ;

vi.

les procédures de prélèvements et d’analyses d’échantillons de l’environnement, les spécifications techniques de l’équipement d’analyse utilisé et les procédures de l’assurance de qualité des analyses réalisées.

s’il s’agit de substances gazeuses :

i.	l’indication du volume de gaz et d’aérosols contaminés rejetés par jour et de leur température à la bouche d’évacuation ;
ii.	la nature des substances radioactives susceptibles de s’y trouver, leurs propriétés physico-chimiques et la quantité maximale pour chacune d’elles par jour, par mois et par an, ainsi que la concentration maximale ;
iii.	l’indication de l’usage éventuel d’une cheminée d’évacuation et dans ce cas, ses caractéristiques: son emplacement, ses dimensions, les matériaux dont elle est constituée ;
iv.	les renseignements sur les conditions météorologiques et climatiques du site et sur les vents dominants dans la région ;
v.	la concentration maximale au point le plus défavorable aux conditions météorologiques extrêmes ;
vi.	l’indication des dispositifs d’épuration et de filtration utilisés et leur efficacité présumée pour les diverses substances radioactives en cause ;
vii.	la description des stations permettant la surveillance des conditions météorologiques et du taux de la radioactivité dans l’atmosphère ;
viii.	l’équipement permettant la surveillance des effluents gazeux et des aérosols, les procédures de prélèvements et d’analyses d’échantillons, les spécifications techniques des équipements de mesure et d’analyse utilisés et les procédures de l’assurance de qualité des mesures et analyses réalisées ;
ix.	les niveaux d’alarme ainsi que les procédures d’alerte et d’intervention en cas de rejets dépassant les limites autorisées ;
x.	l’évaluation des effets radiologiques sur l’homme et l’impact sur l’environnement, les modèles et paramètres utilisés pour le calcul de la dispersion dans l’atmosphère, du transfert dans la chaîne alimentaire et les différents milieux biologiques et de la dose reçue par la population dans son ensemble ainsi que la dose reçue par les différents groupes d’âge des différents groupes de référence de la population.

Art. 23. Critères de conformité spécifiques pour certains types d’installations radiologiques

Les critères de conformité spécifiques concernant le conditionnement des sources, la conception des locaux et les dispositifs de sûreté et d’alerte auxquels doivent répondre certains types d’installations radiologiques sont précisés :

1°	à l’annexe III concernant les installations de médecine nucléaire ;
2°	à l’annexe XIII concernant les équipements radiologiques médicaux utilisés pour des pratiques mises en œuvre dans un établissement de la classe III.

Art. 24. Demande d’autorisation de transport

(1)

La demande visée à l’article 58 de la loi est accompagnée des pièces justificatives et informations suivantes :

1°	le nom, le prénom, la fonction du demandeur dans l’établissement et, le cas échéant, la raison sociale de l’établissement, ses sièges sociaux, administratifs et d’exploitation ;
2°	le genre de transports prévus, éventuellement la destination, la date présumée ou la fréquence, les moyens de transports utilisés ;
3°	les caractéristiques des substances radioactives transportées, leur quantité, leur état physique et chimique, leur caractère scellé ou non scellé, le conditionnement, la nature et l’intensité des rayonnements émis ;
4°	les types de colis destinés à être transportés ;
5°	les mesures de précaution relatives à la manutention et l’entreposage ;
6°	la procédure interne d’urgence ;
7°	la qualification du personnel affecté au transport et au convoyage et l’information de ce personnel quant aux mesures à prendre en cas d’accidents ;
8°	le programme de protection radiologique ;
9°	la désignation d’une personne chargée de la surveillance du transport ainsi que des conditions particulières imposées éventuellement par l’autorisation ;
10°	les assurances souscrites en vue de couvrir les risques inhérents aux incidents et accidents susceptibles d’être provoqués par la nature des marchandises transportées ;
11°	pour le transporteur établi en dehors du territoire luxembourgeois, la copie de l’autorisation pour le transport de matières radioactives délivrée par les autorités compétentes de l’État où le transporteur a son siège ;
12°	le programme de protection radiologique définissant les objectifs de radioprotection ainsi que les moyens prévues pour atteindre ces objectifs en tenant compte de la nature et de l’ampleur des risques.

(2)

La demande d’autorisation de transport par voie aérienne doit être accompagnée de l’autorisation de transport spéciale ou générale prévue à l’article 7 du règlement grand-ducal du 27 février 1986 relatif au transport aérien de marchandises dangereuses.

Chapitre V

-Contrôle de l’exposition professionnelle

Art. 25. Conseils en radioprotection

(1)

L’examen et le contrôle établissent si les dispositifs de protection et les instruments de mesure sont adaptés au risque lié à la pratique.

(2)

L’examen des plans d’installation et la réalisation des tests de réception sont réalisés selon des normes internationales ainsi que des guides approuvés par la Direction de la santé et publiés sur son site internet.

(3)

Le fonctionnement des dispositifs de protection et des instruments de mesure est vérifié à des intervalles ne dépassant pas un an. La validité du certificat de calibration pour tout instrument de mesure est contrôlée lors de ces vérifications.

(4)

Une pratique appartenant à un établissement de classe III est considérée comme pratique à faible risque si les conditions suivantes sont remplies :

1°	l’équipement est accompagné d’une analyse du risque radiologique permettant d’exclure une exposition des travailleurs à des valeurs dépassant un tiers de la limite annuelle pour personnes du public ;
2°	l’équipement ne nécessite pas de mesures supplémentaires sur les lieux d’utilisation pour assurer le respect du critère fixé au point 1°.

(5)

Dans les cas visés au paragraphe 2, la personne chargée de la radioprotection établit une procédure de radioprotection incluant des dispositions relatives à un contrôle visuel régulier, à la communication et aux gestes à adopter en cas de survenance d’un événement significatif.

Art. 26. Classification des zones

La classification des zones de travail en zone contrôlée et en zone surveillée est effectuée sur base d’une évaluation des doses annuelles prévisibles ainsi que sur base de la probabilité et de l’ampleur des expositions potentielles.

Art. 27. Exigences de contrôle à prendre dans les zones surveillées

(1)

Les exigences suivantes s’appliquent à la zone surveillée :

1°	en fonction de la nature et de l’ampleur des risques radiologiques encourus dans la zone surveillée, une surveillance radiologique du lieu de travail est organisée conformément aux dispositions de l’article 30 ;
2°	le cas échéant, des indications précisant le type de zone, la nature des sources et les risques inhérents qu’elles comportent sont affichées ;
3°	le cas échéant, des consignes de travail adaptées au risque radiologique lié aux sources et aux opérations effectuées sont établies.

(2)

L’établissement est responsable de la mise en œuvre de ces exigences en tenant compte des conseils fournis par l’expert en radioprotection ou la personne chargée de la radioprotection.

Art. 28. Exigences de contrôle à prendre dans les zones contrôlées

(1)

La zone contrôlée est délimitée et n’est accessible qu’à des personnes ayant reçu des instructions appropriées.

L’accès à ladite zone est contrôlé selon des procédures écrites établies par l’établissement. Des dispositions spéciales sont prises chaque fois qu’il existe un risque significatif de dispersion de la contamination radioactive. Ces dispositions comprennent des contrôles de l’accès et de la sortie des personnes et des biens ainsi que la surveillance de la contamination dans la zone contrôlée et, le cas échéant, dans la zone adjacente.

(2)

En fonction de la nature et de l’ampleur des risques radiologiques encourus dans les zones contrôlées, une surveillance radiologique du lieu de travail est organisée conformément aux dispositions de l’article 30.

(3)

Des indications précisant le type de zone, la nature des sources et les risques encourus sont affichées à chaque point d’accès à la zone.

(4)

Des consignes de travail adaptées au risque radiologique lié aux sources et aux opérations effectuées sont établies.

(5)

Le travailleur reçoit une formation spécifique adaptée aux caractéristiques du lieu de travail, à ses tâches et à leur exercice.

(6)

Le travailleur est doté d’équipements de protection individuelle appropriés.

(7)

Les mesures prévues aux paragraphes 1^er à 6 sont mises en place par l’établissement, le cas échéant après consultation de l’expert en radioprotection ou de la personne chargée de la radioprotection.

Art. 29. Signalisations dans les zones contrôlées et surveillées

(1)

Le signal d’avertissement pour les rayonnements ionisants est défini à l’annexe IV.

(2)

Le signal d’avertissement, dont les dimensions peuvent varier selon l’endroit ou l’objet à signaler doit dans tous les cas être apposé de façon nettement apparente et clairement visible sur le fond.

(3)

Le signal d’avertissement doit figurer :

1°	à chaque entrée d’une zone contrôlée ou surveillée ;
2°	sur les portes d’accès de chaque local où est entreposée une source radioactive ;
3°	sur chaque récipient dans lequel se trouve une substance ou matière radioactive ;
4°	sur tout appareil ou source émettant des rayonnements ionisants.

(4)

Sous le signal d’avertissement visé au paragraphe 3, point 1°, les indications suivantes sont apposées de façon apparente et lisible :

1°	« Zone contrôlée – Accès réglementé » dans le cas d’une zone contrôlée ;
2°	« Zone surveillée » dans le cas d’une zone surveillée.

(5)

Le signal visé au paragraphe 3 est complété par les indications suivantes :

1°	« rayonnement très élevé » lorsque le débit de dose susceptible d’être délivré aux individus dépasse 1 mSv par heure ;
2°	« danger de contamination radioactive » lorsque des sources non scellées sont entreposées ou utilisées ;
3°	« pollution radioactive de l’air » lorsque la concentration des substances radioactives contaminantes est susceptible d’entraîner une dose supérieure aux limites de doses applicables pour une personne du public.

(6)

Dans les cas identifiés au paragraphe 5, points 1° et 3°, ces inscriptions sont doublées d’une signalisation acoustique ou lumineuse qui se déclenche en présence du risque signalé.

(7)

Les indications prévues au présent article sont à apposer dans une des langues officielles.

(8)

Tout récipient contenant des substances radioactives porte de manière apparente les renseignements suivants :

1°	les quantités des diverses substances radioactives ;
2°	la nature physique et chimique de ces substances ;
3°	leurs activités ;
4°	la nature des rayonnements ionisants.

Cette disposition ne s’applique pas aux récipients de laboratoire pendant l’utilisation par un opérateur et aussi longtemps que celui-ci reste présent.

Art. 30. Surveillance radiologique du lieu de travail

(1)

Les établissements doivent disposer d’instruments de mesure appropriés aux sources et équipements mis en œuvre. Cette disposition ne s’applique ni aux établissements de la classe III mettant en œuvre uniquement des appareils à rayons X ou des pratiques à faible risque, ni aux établissements de la classe IV.

(2)

Ces instruments doivent selon les sources de rayonnement permettre la mesure du débit de dose et de la contamination. Ils doivent être disponibles au lieu où est mise en œuvre la pratique.

(3)

L’établissement a l’obligation d’assurer l’étalonnage et le bon fonctionnement des équipements de mesure.

(4)

La surveillance radiologique du milieu de travail, visée aux articles 27 et 28 comprend :

1°	la mesure des débits de dose externes avec indication de la nature et de la qualité des rayonnements en cause ;
2°	en fonction du risque, la mesure de la concentration de l’activité de l’air et de la densité superficielle des substances radioactives contaminantes avec indication de leur nature et de leurs états physique et chimique.

(5)

Les résultats de ces mesures sont documentés.

Art. 31. Évaluations dosimétriques

(1)

Les évaluations dosimétriques sont effectuées mensuellement.

(2)

Par dérogation au paragraphe 1^er, les évaluations dosimétriques d’un travailleur de la catégorie B peuvent, après accord de la Direction de la santé, dépasser un mois.

Art. 32. Données du registre de dosimétrie central

(1)

Pour chaque personne soumise à la surveillance dosimétrique, le registre de dosimétrie central comprend les données mentionnées aux paragraphes 2 à 5.

(2)

Les données suivantes relatives à l’identité du travailleur :

1°	le nom ;
2°	le prénom ;
3°	le sexe ;
4°	la date de naissance ;
5°	la nationalité ;
6°	le numéro d’identification.

(3)

Les données suivantes relatives à l’établissement :

1°	le nom, l’adresse et le numéro d’identification de l’établissement ou, à défaut, le numéro d’identification du responsable de l’établissement ;
2°	les coordonnées de la personne ou des personnes de contact ;
3°	le médecin ou les médecins du travail chargés de la surveillance médicale des travailleurs exposés ;
4°	le cas échéant, le service ou les services de dosimétrie désignés.

(4)

Les données suivantes relatives à l’emploi du travailleur :

1°	le nom, l’adresse et le numéro d’identification de l’employeur si celui-ci diffère de l’établissement ;
2°	la date de début de la surveillance radiologique individuelle, et le cas échéant la date de fin ;
3°	la catégorie à laquelle appartient le travailleur ;
4°	l’information sur l’aptitude médicale de la personne ;
5°	les informations sur d’éventuelles restrictions concernant le travail en milieu exposé aux rayonnements ;
6°	la date du dernier examen de santé périodique ;
7°	la durée de validité des résultats.

(5)

Les résultats de la surveillance radiologique individuelle du travailleur exposé comportent le relevé officiel des doses en précisant l’année et la dose efficace en mSv. Le relevé comprend en cas d’exposition non uniforme, les doses équivalentes dans les différentes parties du corps en mSv et, dans le cas d’une incorporation de radionucléides, la dose efficace engagée en mSv.

Art. 33. Gestion des données pour la surveillance radiologique individuelle

(1)

Sont enregistrés dans le registre de dosimétrie central :

1°	les travailleurs exposés employés au sein d’un établissement tenu de se pourvoir d’une autorisation ou de procéder à une notification ;
2°	les travailleurs employés par un établissement implanté au Luxembourg et qui exécutent des missions comportant un risque d’exposition au Luxembourg ou à l’étranger ;
3°	les travailleurs extérieurs assujettis à la sécurité sociale luxembourgeoise et exécutant au Luxembourg ou à l’étranger des missions comportant un risque d’exposition professionnelle.

(2)

Les données du registre de dosimétrie central proviennent :

1°	des établissements ou des employeurs dans le cas d’un travailleur extérieur ;
2°	des services de dosimétrie autorisés ;
3°	des médecins du travail chargés de la surveillance médicale des travailleurs exposés.

(3)

Ont un droit d’accès au registre de dosimétrie central :

1°	les membres de la Direction de la santé désignés par le ministre et chargés de surveiller le respect de la législation relative à la radioprotection ;
2°	les établissements et les personnes chargées de la radioprotection en ce qui concerne les données visées aux paragraphes 2 à 5 de l’article 32 qui concernent leurs propres travailleurs ;
3°	les employeurs des travailleurs extérieurs qui exécutent une mission comportant un risque d’exposition en ce qui concerne les données visées aux paragraphes 2 à 5 de l’article 32 qui concernent ces travailleurs extérieurs ;
4°	les médecins du travail chargés de la surveillance médicale des travailleurs exposés agréés en ce qui concerne les données visées aux paragraphes 2 à 5 de l’article 32 des personnes soumises à la surveillance dosimétrique dont ils effectuent la surveillance de la santé ;
5°	les services de dosimétrie autorisés en ce qui concerne leurs propres données ;
6°	les personnes soumises à la surveillance dosimétrique en ce qui concerne leurs propres données par le présent article qui les concernent.

(4)

En vue d’exercer le droit d’accès prévu au paragraphe 3, l’intéressé adresse une demande à la Direction de la santé qui communique les documents de surveillance radiologique individuelle pour les travailleurs.

Art. 34. Protection des travailleurs extérieurs

(1)

Les accords contractuels entre l’établissement et l’employeur de travailleurs extérieurs définissent les responsabilités en ce qui concerne les obligations suivantes :

1°	vérifier, pour les travailleurs exposés entrant dans des zones contrôlées, que tout travailleur extérieur est reconnu médicalement apte pour l’intervention qui lui sera assignée ;
2°	vérifier que la classification d’un travailleur extérieur est adaptée aux doses auxquelles il est susceptible d’être exposé au sein de l’établissement ;
3°	s’assurer que, pour l’entrée dans des zones contrôlées, outre la formation de base en radioprotection, le travailleur extérieur a reçu des instructions et une formation spécifiques en rapport avec les caractéristiques du lieu de travail et les activités qui y sont menées ;
4°	s’assurer que, pour l’entrée dans des zones surveillées, le travailleur extérieur a reçu des consignes de travail adaptées au risque radiologique lié aux sources et aux opérations effectuées ;
5°	veiller à ce que le travailleur extérieur dispose des équipements de protection individuelle nécessaires ;
6°	veiller à ce que le travailleur extérieur bénéficie d’une surveillance individuelle d’exposition appropriée à la nature de ses activités et du suivi dosimétrique opérationnel éventuellement nécessaire ;
7°	assurer la conformité au système de protection applicable aux expositions professionnelles ;
8°	assurer, ou prendre toute disposition utile pour que soit assuré, pour l’entrée dans des zones contrôlées et après chaque activité, l’enregistrement des éléments radiologiques de la surveillance individuelle d’exposition de chaque travailleur extérieur de la catégorie A ;
9°	assurer l’enregistrement au registre de dosimétrie central des données relatives à la surveillance radiologique individuelle au moins trimestriellement et après la fin de l’activité du travailleur extérieur concernant la période couverte par l’activité.

(2)

Avant le début de l’activité, l’employeur du travailleur extérieur fournit à l’établissement, par l’intermédiaire du système de données pour la surveillance radiologique individuelle, les données suivantes :

les données relatives à l’emploi du travailleur extérieur conformément à l’article 32 ;

les données relatives à la surveillance médicale du travailleur, qui comprennent :

a)	l’information sur l’aptitude médicale de la personne ;
b)	les informations sur d’éventuelles restrictions concernant le travail en milieu exposé aux rayonnements ;
c)	la date du dernier examen de santé périodique ;
d)	la durée de validité des résultats ;

conformément à l’article 32, paragraphe 5, les résultats de la surveillance radiologique individuelle du travailleur extérieur des cinq années précédant l’année en cours.

(3)

Les travailleurs extérieurs apportent, dans la mesure du possible, leur concours à la protection que doit leur assurer le système de surveillance radiologique visé au paragraphe 1^er, sans préjudice des responsabilités incombant à l’établissement ou à l’employeur.

Chapitre VI

-Expositions à des fins médicales

Art. 35. Contraintes de dose

(1)

Pour l’exposition des personnes participant au soutien et au réconfort de patients, des contraintes de dose sont définies par le médecin réalisateur sur base de l’annexe V, partie A, l’avis d’un expert en physique médicale ayant été demandé au préalable.

Le médecin réalisateur remet aux personnes participant au soutien et au réconfort de patients des instructions concernant le risque et les mesures de précaution à prendre en vue de limiter leur exposition.

Dans le cas d’un patient bénéficiant d’un traitement ou d’un diagnostic au moyen de radionucléides, ces instructions comprennent les éléments prévus à l’article 36.

(2)

Pour chaque projet de recherche médicale ou biomédicale faisant intervenir une exposition à des fins médicales, des contraintes de dose pour les personnes pour lesquelles aucun avantage médical direct n’est attendu de l’exposition sont définies par le médecin réalisateur sur base de l’annexe V, partie B, l’avis d’un expert en physique médicale ayant été demandé au préalable.

Art. 36. Acte de médecine nucléaire

Le contenu minimal des informations écrites et des instructions à remettre par le médecin réalisateur au patient ou à son représentant en vue de restreindre, dans la mesure du possible, les doses reçues par les personnes en contact avec le patient ayant reçu un traitement ou un diagnostic au moyen de radionucléides, est précisé à l’annexe VI.

Art. 37. Compte-rendu d’acte radiologique médical

(1)

Le compte rendu d’acte radiologique médical comporte au moins les informations suivantes :

l’identification du patient, du médecin réalisateur et du médecin demandeur ;

la date et l’heure de réalisation de l’acte ;

les éléments de justification de l’acte et la procédure réalisée, compte tenu des recommandations de bonne pratique médicale concernant les critères de bon usage des examens d’imagerie médicale élaborées par le Conseil scientifique du domaine de la santé et compte tenu des protocoles écrits mis en place par l’établissement ;

les éléments d’identification du matériel utilisé dans le cas des expositions à des fins médicales suivantes :

a)	exposition des enfants ;
b)	expositions effectuées dans le cadre d’un programme de dépistage médical ;
c)	expositions impliquant des doses élevées pour le patient, en radiothérapie, en radiologie interventionnelle, en médecine nucléaire, en tomodensitométrie ou avec d’autres techniques d’imagerie tridimensionnelles ;

5°

les informations utiles à l’estimation de la dose reçue par le patient au cours de la procédure.

(2)

Le contenu minimal des informations visées au paragraphe 1^er, point 5° est précisé à l’annexe VII en fonction du type d’acte.

Art. 38. Audit interne

L’audit clinique interne est réalisé selon la procédure prévue à l’annexe VIII.

Art. 39. Évaluation des doses

(1)

L’évaluation de la dose délivrée aux patients pour différents types d’actes de radiodiagnostic et de radiologie interventionnelle ainsi que la transmission des résultats se font selon les modalités précisées à l’annexe IX, partie A.

(2)

Dans les établissements de la classe I et de la classe II, l’établissement délègue la réalisation de ces tâches à un expert en physique médicale.

Art. 40. Niveaux de référence diagnostique

Les niveaux de référence diagnostique sont définis à l’annexe IX, partie B.

Art. 41. Inventaire des équipements radiologiques médicaux

(1)

L’inventaire des équipements radiologiques médicaux visé à l’article 100 de la loi comprend pour chaque équipement radiologique médical les informations suivantes :

1°	le cas échéant, le numéro de référence correspondant au numéro attribué dans l’autorisation de l’établissement ;
2°	le site où l’équipement radiologique médical est utilisé ;
3°	le service ou l’unité où l’équipement radiologique médical est utilisé ;
4°	la ou les salles où l’équipement radiologique médical est utilisé ;
5°	le type d’équipement radiologique médical concerné ;
6°	le fabricant ;
7°	le modèle ;
8°	le numéro de série ;
9°	la date de fabrication ;
10°	la date d’installation ;
11°	la date de réalisation du test de réception de l’installation radiologique médicale ;
12°	la date de réalisation du test d’acceptation de l’équipement radiologique médical ;
13°	le kilovoltage maximum et la puissance du générateur pour les équipements radiologiques médicaux émetteurs de rayons X.

(2)

Le type d’équipement radiologique médical visé au paragraphe 1^er, point 5° est indiqué sur base de la classification précisée à l’annexe X.

(3)

L’inventaire des équipements radiologiques médicaux est transmis annuellement à la Direction de la santé.

(4)

L’établissement assure la cohérence entre l’inventaire des équipements radiologiques médicaux et le registre des sources de rayonnements.

Art. 42. Contrôle de qualité des équipements radiologiques médicaux

(1)

Le test d’acceptation d’un équipement radiologique médical est réalisé suite au test de réception de l’installation et avant la mise en service de l’équipement.

(2)

Le test d’acceptation vise à vérifier si l’équipement radiologique médical considéré répond aux normes applicables aux équipements radiologiques médicaux avant sa mise en service.

(3)

Le test d’acceptation comprend la réalisation des mêmes tests que ceux effectués lors des contrôles de qualité prévus au paragraphe (5), complété par tout test jugé nécessaire par l’expert en physique médicale pour s’assurer que l’équipement radiologique médical considéré répond aux normes visées au paragraphe 2 avant sa mise en service.

(4)

Les résultats du test d’acceptation sont conservés et servent de valeur de base pour les contrôles de qualité ultérieurs.

(5)

Les contrôles de qualité et la maintenance des équipements radiologiques médicaux sont à effectuer régulièrement après la mise en service de l’équipement radiologique médical et sont documentés.

(6)

La liste des tests devant être réalisés lors des contrôles de qualité, le niveau d’expertise requis pour la réalisation, la périodicité, les niveaux d’action et les niveaux de suspension associés sont précisés :

1°	à l’annexe XI pour des équipements radiologiques médicaux utilisés à des fins de radiothérapie externe et de curiethérapie ;
2°	à l’annexe XII pour des équipements radiologiques médicaux utilisés pour la mise en œuvre d’expositions à des fins médicales, à l’exception des équipements radiologiques médicaux utilisés à des fins de radiologie dentaire ne disposant pas de technique d’imagerie tridimensionnelle, et pour la mise en œuvre d’expositions de personnes à des fins d’imagerie non médicale ;
3°	à l’annexe XIII pour des équipements radiologiques médicaux utilisés à des fins de radiologie dentaire ne disposant pas de technique d’imagerie tridimensionnelle.

(7)

Pour les équipements radiologiques médicaux utilisés à des fins de radiothérapie externe et de curiethérapie dont les modalités de contrôle de qualité ne sont pas précisées à l’annexe XI, étant donné les doses importantes reçues par les patients, les modalités des contrôles de qualité sont précisées dans l’autorisation.

(8)

Après chaque entretien susceptible d’influencer la qualité image ou la dose au patient, les contrôles de qualité portent sur les paramètres susceptibles d’avoir été modifiés. Si l’intervention concerne un des organes responsables de la production de faisceaux de rayonnements ionisants, les caractéristiques des faisceaux sont vérifiées et de nouvelles valeurs de base sont déterminées en cas de besoin.

(9)

Les résultats sont consignés dans des rapports de contrôle comportant les informations suivantes :

1°	l’identification de l’équipement radiologique médical ;
2°	les caractéristiques de l’équipement radiologique médical ;
3°	la date du contrôle ;
4°	l’expert en physique médicale responsable du contrôle ;
5°	le matériel de contrôle ;
6°	la date du dernier étalonnage des appareils de mesure ;
7°	pour chaque test réalisé, la référence au critère applicable des annexes visées au paragraphe 6 ;
8°	les valeurs de base et la date du contrôle ayant permis d’établir ces valeurs.

(10)

Les niveaux d’expertise pour la réalisation, niveau A et niveau B, sont définis en fonction de la périodicité et de la complexité technique des tests à réaliser.

Le niveau A concerne les contrôles de qualité routiniers ne nécessitant pas de niveau d’expertise élevé et qui peuvent être effectués par le médecin réalisateur ou la personne chargée de la réalisation des aspects pratiques des procédures radiologiques médicales.

Le niveau B concerne les tests d’acceptation et les contrôles de qualité moins fréquents nécessitant une expertise technique plus élevée et qui sont effectués :

dans le cas d’un établissement de la classe I ou II, par un expert en physique médicale ou, sous sa responsabilité et dans le cadre d’une délégation de tâches formalisée, par une personne titulaire d’un master en physique médicale, par un assistant technique médical de radiologie ou par un technicien dûment formé à la réalisation des contrôles de qualité des équipements concernés ;

dans le cas d’un établissement de la classe III, par un expert en physique médicale ou par une personne chargée de la radioprotection si cette personne remplit les conditions prévues par l’article 21 de la loi lui permettant de conseiller l’établissement.

(11)

Les rapports des contrôles de niveau B ainsi que le bilan des résultats des contrôles de niveau A sont transmis annuellement à la Direction de la santé par l’établissement.

(12)

Les images issues des contrôles de qualité sont conservées pendant une durée minimale d’un an après la réalisation du contrôle.

(13)

Les tests d’acceptation et les contrôles de qualité sont réalisés à l’aide de fantômes et d’appareils de mesure disponibles et agréés dans l’un des pays de l’Union Européenne.

(14)

Les tests d’acceptation et les contrôles de qualité sont réalisés sur base des normes visées au paragraphe 2 et de protocoles approuvés par la Direction de la santé.

(15)

Pour la mise en œuvre des tests prévus aux annexes XI, XII et XIII, il peut être nécessaire d’adapter la méthode en fonction de la conception de certains équipements radiologiques médicaux. Dans ce cas, l’adaptation de la méthode utilisée est consignée dans les rapports de contrôle de qualité.

(16)

Dans le cas de tests concernant des modes ou des fonctions qui ne sont pas disponibles ou qui ne sont pas utilisés sur un équipement radiologique médical, lesdits tests peuvent ne pas être réalisés sur ledit équipement radiologique médical, à condition de joindre au rapport de contrôle un élément attestant de la non-utilisation de ces modes ou fonctions.

(17)

Tout dépassement dans le cadre d’un contrôle de qualité d’un niveau de suspension prévu aux annexes XI, XII et XIII entraîne :

1°	l’arrêt de l’utilisation de l’équipement radiologique médical, pour les paramètres concernés, jusqu’à remise en conformité attestée par un nouveau contrôle de qualité ;
2°	notification sans délai à la Direction de la santé.

(18)

Tout dépassement d’un niveau d’action constitue une non-conformité et nécessite :

1°	la réalisation d’une action de correction ;
2°	la réalisation d’un nouveau contrôle de qualité attestant de la remise en conformité moyennant les tests prévus aux annexes XI et XII.

(19)

En cas d’impossibilité technique de réalisation d’un test, celle-ci est justifiée dans le rapport de contrôle de qualité.

(20)

Pour chaque équipement radiologique médical dont les modalités de contrôle de qualité ne sont précisées ni aux annexes XI, XII et XIII ni dans l’autorisation, l’établissement réalise les contrôles de qualité en prenant en compte les recommandations existantes en matière de contrôle de qualité des équipements radiologiques médicaux publiées par la Commission Européenne, par les sociétés savantes et organisations compétentes dans le domaine de la radioprotection et par le fabricant d’équipement radiologique médical.

(21)

Les appareils de mesure de la dose utilisés pour l’étalonnage des sources de rayonnements ionisants ainsi que pour la dosimétrie des patients sont étalonnés de manière régulière. Un expert en physique médicale s’assure de la traçabilité de l’étalonnage des appareils de mesure utilisés en médecine nucléaire et en radiothérapie auprès d’un laboratoire standard d’étalonnage.

Art. 43. Contrôle de la dose délivrée aux patients

(1)

Les équipements utilisés pour la radiothérapie externe par faisceau dont l’énergie nominale est supérieure à 1 MeV sont munis d’un dispositif permettant de vérifier les paramètres importants liés au traitement.

(2)

Les équipements utilisés en radiologie interventionnelle possèdent un dispositif ou une fonction informant le médecin réalisateur et les personnes habilitées à intervenir dans les aspects pratiques des procédures radiologiques médicales de la quantité de rayonnement produite par les équipements au cours de la procédure.

(3)

Les équipements utilisés en radiologie interventionnelle ou en tomodensitométrie et les nouveaux équipements utilisés à des fins de repérage, de guidage et de vérification possèdent un dispositif ou une fonction informant le médecin réalisateur, au terme de la procédure, des paramètres pertinents pour l’évaluation de la dose reçue par le patient. Les équipements installés après la date de publication du présent règlement doivent également disposer d’une fonction permettant le transfert de ces informations vers le rapport d’examen.

(4)

Les nouveaux équipements de radiodiagnostic médical émettant des rayonnements ionisants sont munis d’un dispositif informant le médecin réalisateur des paramètres pertinents pour l’évaluation de la dose reçue par le patient ou d’un moyen équivalent en vue de l’informer ainsi que d’une fonction permettant le transfert de ces informations vers le rapport d’examen.

Art. 44. Femmes allaitantes

Les instructions délivrées à une femme qui allaite lorsqu’il est prévu de lui administrer des radionucléides à des fins diagnostiques ou thérapeutiques comportent les informations précisées à l’annexe VI.

Chapitre VII

-Protection du public

Art. 45. Estimation des doses reçues par les personnes du public

(1)

L’ampleur des dispositions prises pour l’estimation des doses auxquelles sont soumises les personnes du public du fait de pratiques autorisées est proportionnée au risque d’exposition concerné.

(2)

Les doses auxquelles sont soumises les personnes du public du fait des expositions provenant des établissements de la classe I et des établissements autorisés à éliminer, recycler ou réutiliser de substances radioactives sont évaluées de manière réaliste. Une évaluation de détection est suffisante pour toute autre pratique impliquant une exposition des personnes du public.

(3)

Pour procéder à l’évaluation de manière réaliste des doses auxquelles sont exposées les personnes du public, la Direction de la santé :

fixe un niveau raisonnable concernant les contrôles à effectuer et les informations à prendre en compte en vue d’identifier la personne représentative compte tenu des voies effectives de transfert des substances radioactives ;

fixe une fréquence raisonnable concernant la surveillance des paramètres pertinents déterminés au point 1° ;

veille à ce que les estimations des doses auxquelles la personne représentative est exposée incluent les opérations suivantes :

a)	l’évaluation des doses dues à l’exposition externe avec indication, le cas échéant, du type de rayonnement en cause ;
b)	l’évaluation de l’incorporation de radionucléides avec indication de leur nature et, au besoin, de leurs états physique et chimique, et la détermination de l’activité et des concentrations de ces radionucléides dans les denrées alimentaires et dans l’eau potable ou dans d’autres milieux environnementaux pertinents ;
c)	l’évaluation des doses que la personne représentative identifiée au point a) du présent article est susceptible de recevoir ;

assure la conservation de documents relatifs aux mesures de l’exposition externe et de la contamination, aux estimations des incorporations de radionucléides ainsi qu’aux résultats de l’évaluation des doses reçues par la personne représentative ainsi que, sur demande, leur mise à la disposition de toutes les parties intéressées.

Art. 46. Plan d’intervention interne

(1)

Le plan d’intervention interne comprend :

1°	l’identification d’accidents potentiels et d’autres situations d’urgence qui peuvent survenir et l’évaluation des risques associés ;
2°	les moyens d’alerte des services de secours et de la Direction de la santé ;
3°	la spécification et l’acquisition d’équipements d’urgence ;
4°	l’identification des personnes responsables en charge d’exécuter et de coordonner les différents stades du plan d’intervention ;
5°	l’interaction lors d’une intervention d’urgence avec les intervenants externes des services de secours et de la Direction de la santé ;
6°	les mesures protectrices ;
7°	un plan des locaux où les substances radioactives sont normalement utilisées ou entreposées.

(2)

Les mesures protectrices visées au paragraphe 1^er concernent :

1°	la source de rayonnement afin de réduire ou d’arrêter les rayonnements, y compris le rejet de radionucléides ;
2°	l’environnement afin de réduire l’exposition des personnes à des substances radioactives par les voies d’exposition concernées ;
3°	les individus afin de limiter leur exposition.

(3)

L’établissement a l’obligation de familiariser le personnel avec le plan d’urgence interne et de le sensibiliser au comportement à adopter en cas d’urgence. Le personnel respectera les instructions sur le comportement à adopter et sur les mesures à mettre en œuvre sur le site en cas d’urgence radiologique.

(4)

L’établissement assure une coordination avec les services de secours en cas d’urgence radiologique. À cette fin, l’établissement informe préalablement les services de secours des arrangements prévus dans le plan d’intervention interne.

(5)

Le plan d’intervention interne fait l’objet d’exercices périodiques. La portée et la fréquence d’exercice sont en lien avec la sévérité potentielle de l’accident ou de l’incident.

(6)

L’établissement assure la mise à jour du plan d’intervention interne en tenant compte, entres autres, des conclusions des exercices visés au paragraphe 5, des accidents qui se sont produits ailleurs et du progrès technique en matière d’équipement d’urgence.

(7)

L’équipement d’urgence est disponible et fonctionnel à tout moment et comprend un ou plusieurs appareils de mesure, du matériel de délimitation d’une zone et des notifications d’avertissement. Une vérification des lignes de communication et de la disponibilité de l’équipement d’urgence est réalisée annuellement.

(8)

En cas d’urgence, l’établissement concerné :

1°	alerte les personnes qui se trouvent sur le site, les services de secours et la Direction de la santé ;
2°	procède à une première évaluation provisoire des circonstances et des conséquences de la situation ;
3°	apporte son concours grâce à des mesures protectrices ;
4°	prend les mesures nécessaires afin de réduire ou d’arrêter l’émission de rayonnements et la dispersion de radionucléides ;
5°	prend les mesures nécessaires afin de réduire l’exposition des travailleurs occupés au sein de son établissement et du personnel d’intervention ;
6°	veille à ce que les limites de dose des intervenants sur le site soient respectées ;
7°	procède au recensement du personnel d’intervention et apporte son concours à la détermination de leur contamination interne et externe.

(9)

Quand la situation d’urgence a pris fin, l’établissement procède à une enquête et à une analyse pour déterminer la cause exacte de l’accident et des répercussions sur l’homme et sur l’environnement. Il dresse un rapport avec les résultats de l’enquête. Ce rapport contient également toutes les dispositions prises ou prévues pour parer à un nouvel accident. Ce rapport est délivré endéans un délai de trois mois à la Direction de la santé.

Art. 47. Éléments de radioprotection du système de gestion des urgences

(1)

Le plan d’intervention d’urgence précise la répartition des responsabilités des personnes et organismes jouant un rôle dans les dispositions en matière de préparation et d’intervention.

(2)

Est élaboré un système de communication fiable et des dispositions en matière de coopération et de coordination en liaison avec l’installation ainsi qu’aux niveaux national et international avec les autorités compétentes pour la préparation et la gestion de l’urgence.

(3)

Des plans opérationnels du plan d’intervention d’urgence définissent les arrangements opérationnels pour assurer :

1°	la protection sanitaire des travailleurs intervenant en situation d’urgence ;
2°	l’information préalable et la formation des travailleurs intervenant en situation d’urgence et de toute autre personne exerçant des responsabilités ou accomplissant des tâches dans le domaine de l’intervention d’urgence par l’organisation régulière d’exercices d’entraînement ;
3°	la surveillance radiologique individuelle ou l’évaluation des doses individuelles auxquelles ont été soumis les travailleurs intervenant en situation d’urgence ainsi que l’enregistrement des doses.

(4)

Le plan d’intervention d’urgence couvre la transition d’une situation d’exposition d’urgence à une situation d’exposition existante, y compris la récupération et la remédiation.

(5)

Le ministre, en concertation avec le Premier ministre et le ministre ayant l’Intérieur dans ses attributions, prend les dispositions nécessaires pour assurer, si la situation l’exige, la prise en charge médicale des personnes affectées par une exposition ou contamination non-négligeable du point de vue sanitaire.

Art. 48. Éléments du plan d’intervention d’urgence

(1)

Le plan d’intervention d’urgence et les plans opérationnels y associés concernant la planification contiennent les éléments suivants :

1°	les niveaux de référence pour l’exposition du public ;
2°	les niveaux de référence pour l’exposition professionnelle d’urgence ;
3°	les stratégies optimisées de protection des personnes du public susceptibles d’être exposées sur la base d’événements postulés et de scénarios connexes ;
4°	les critères génériques prédéfinis pour des mesures protectrices particulières ;
5°	les évènements déclencheurs ou critères opérationnels tels que des éléments observables et des indicateurs des conditions sur place ;
6°	les dispositions visant à garantir une coordination rapide entre les organismes jouant un rôle en matière de préparation aux situations d’urgence et d’intervention d’urgence ainsi qu’avec tous les autres États membres et avec les pays tiers qui pourraient être concernés ou qui sont susceptibles d’être touchés ;
7°	les dispositions relatives au réexamen et à la révision du plan d’urgence pour tenir compte des modifications ou des enseignements tirés des exercices et des évènements ;
8°	la définition des zones de planification.

(2)

Des dispositions sont prises lors de l’élaboration du plan d’intervention d’urgence pour qu’il soit possible de réviser ces éléments, le cas échéant, pendant une situation d’exposition d’urgence, afin de tenir compte des conditions réelles et de leur évolution au cours de l’intervention.

(3)

Les éléments du plan d’intervention d’urgence et des plans opérationnels y associés permettent la mise en œuvre des dispositions suivantes :

1°	la mise en œuvre rapide de mesures protectrices, si possible avant qu’une exposition ne survienne ;
2°	l’évaluation de l’efficacité des stratégies et des actions mises en œuvre et leur ajustement, le cas échéant, à la situation réelle ;
3°	la mise en place d’un dispositif de surveillance des expositions et la comparaison des doses avec le niveau de référence applicable, en particulier pour les groupes pour lesquels les doses dépassent le niveau de référence ;
4°	la mise en œuvre d’autres stratégies de protection, le cas échéant, en fonction des conditions réelles et des informations disponibles et en tenant compte des effets radiologiques et non-radiologiques de l’urgence ;
5°	la prise en charge médicale des personnes affectées.

Art. 49. Coopération internationale

(1)

Les accords bilatéraux établissent des commissions bilatérales chargées de la définition et de l’implémentation des modalités opérationnelles en matière d’échange rapide d’informations en cas d’urgence.

(2)

Les situations d’urgence visées par le présent article comprennent :

1°	des rejets radioactifs transfrontaliers significatifs ou le risque imminent d’un tel rejet ;
2°	la déclaration de l’urgence dans une installation nucléaire ;
3°	des pertes, des vols ou des découvertes de sources scellées de haute activité ou d’autres matières radioactives suscitant des préoccupations ;
4°	une urgence ayant comme conséquence une disruption significative du commerce international et de la mobilité des populations ;
5°	tout incident radiologique ou nucléaire suscitant des préoccupations auprès de la population.

(3)

Les modalités opérationnelles visées au paragraphe 1^er comprennent pour des situations d’urgence ou de possibles situations d’urgence des systèmes d’alerte permettant à chaque partie d’établir rapidement des contacts avec toutes les autres parties pouvant être concernées ou qui sont susceptibles d’être touchées en vue de partager leurs évaluations de la situation d’exposition et de coordonner les mesures protectrices et l’information du public.

Le cas échéant, des systèmes internationaux d’échange d’information et de coordination peuvent compléter ou remplacer ces échanges. Les échanges d’information sont conçus de manière à ne pas retarder la mise en œuvre des mesures protectrices.

(4)

Les modalités opérationnelles visées au paragraphe 1^er sont actualisées et tenues à jour en tenant compte, entres autres, des conclusions d’exercices et des recommandations internationales.

Art. 50. Régime d’information des personnes du public susceptibles d’être affectées en cas d’urgence

(1)

L’information par rapport au risque nucléaire et radiologique fournie à la population susceptible d’être affectée en cas d’urgence comporte :

1°	des notions de base sur la radioactivité et ses effets sur l’être humain ainsi que sur l’environnement ;
2°	les différents cas d’urgence pris en compte et leurs conséquences pour le public et l’environnement ;
3°	les mesures d’urgence prévues pour alerter, protéger et secourir les personnes du public en cas d’urgence ;
4°	des informations adéquates relatives au comportement que le public devrait adopter en cas d’urgence.

(2)

L’information est communiquée aux personnes du public sans qu’elles n’aient à en faire la demande.

(3)

L’information est mise à jour et diffusée à intervalles réguliers ainsi que lorsque des modifications significatives interviennent. Cette information est accessible au public de façon permanente.

Art. 51. Régime d’information des personnes effectivement affectées en situation d’urgence

(1)

Lors d’une urgence les personnes du public effectivement affectées reçoivent de manière rapide et continue :

des informations sur le type d’urgence survenue et, dans la mesure du possible, sur ses caractéristiques, telles que son origine, son étendue et son évolution prévisible ;

des consignes de protection qui, en fonction du type d’urgence, peuvent porter sur :

a)	la restriction à la consommation de certains aliments et de l’eau susceptibles d’être contaminés ;
b)	des règles simples d’hygiène et de décontamination ;
c)	la mise à l’abri à l’intérieur des bâtiments ;
d)	la distribution et l’utilisation de substances protectrices ;
e)	les dispositions à prendre en cas d’évacuation ;
f)	des consignes spéciales pour certaines catégories de personnes du public ;

des conseils de coopération dans le cadre des instructions ou des requêtes des organes assurant la gestion de crise.

(2)

Si la situation d’urgence est précédée d’une phase de préalarme, les personnes du public susceptibles d’être affectées reçoivent déjà des informations et des consignes durant cette phase, telles que :

1°	une invitation aux personnes du public concernées à utiliser les moyens de communication pertinents ;
2°	des consignes préparatoires à l’intention des établissements ayant des responsabilités collectives particulières ;
3°	des recommandations destinées aux professions spécialement concernées.

(3)

Ces informations et ces consignes seront complétées, en fonction du temps disponible, par un rappel des notions de base sur la radioactivité et ses effets sur l’être humain ainsi que sur l’environnement.

Art. 52. Programme de surveillance de l’environnement

(1)

Le réseau de contrôle comprend :

1°	des stations de mesures automatiques assurant une couverture géographique adéquate sur le territoire du pays et permettant des mesures débits de dose gamma ambiants externes en temps réels ;
2°	des mesures de milieux d’échantillonnage.

(2)

Les mesures visées au paragraphe 1^er sont faites de façon à permettre des mesures à haute sensibilité et une représentation transparente des niveaux réels de radioactivité et de leur évolution.

(3)

Les milieux d’échantillonnage visés au paragraphe 1^er et leurs contrôles répondent aux critères suivants :

la mesure des radionucléides est effectuée pour détecter les radio-isotopes artificiels ainsi que les radionucléides naturels dans les particules en suspension dans l’air. L’échantillonnage est effectué par des systèmes fonctionnant en continu ;

les radionucléides sont contrôlés dans les eaux de surface. Les échantillons sont prélevés dans les principaux cours d’eau ;