Article Annexe à la section 1 du chapitre III du titre IX du livre V

A.-Définitions Pour l'application de la section 1 du chapitre III du titre IX du livre V : 1° Les termes “ substances radioactives ”, “ déchets radioactifs ”, “ entreposage ” et “ stockage de déchets radioactifs ” sont définis à l'article L. 542-1-1. Les termes “ accélérateur ”, “ activité ”, “ nucléide ”, “ radioactivité ”, “ radionucléide ” et “ source radioactive scellée ” sont définis à l'annexe 13-7 à la première partie du code de la santé publique ; 2° Les opérations de préparation, d'enrichissement, de fabrication, de traitement ou d'entreposage de combustibles nucléaires comprennent l'ensemble des opérations pratiquées en vue : a) De produire du combustible nucléaire utilisable en réacteur nucléaire, à l'exclusion de l'extraction minière soumise au code minier ; b) D'extraire des matières valorisables du combustible nucléaire ou d'entreposer ces matières ; 3° Les produits de traitement du minerai d'uranium naturel sont l'ensemble des produits non enrichis en isotope 235 de l'uranium obtenus à partir de ce minerai en vue de leur utilisation ; 4° La puissance d'un faisceau de particules est le produit de l'énergie communiquée à chaque particule et du nombre maximal de particules pouvant arriver par unité de temps sur une cible virtuelle interceptant la totalité du faisceau. B.-Méthode de prise en compte des radionucléides présents dans l'installation 1° Valeurs de référence : A chaque radionucléide est associée une valeur de référence en becquerels. Pour les radionucléides figurant au tableau 2 de l'annexe 13-8 à la première partie du code de la santé publique ou dans un arrêté pris en application de l'article R. 1333-106 de ce code, la valeur de référence est égale au seuil d'exemption en quantité fixé par cette annexe ou cet arrêté. Toutefois, pour le tritium, la valeur de référence est fixée à 107 Bq. La valeur de référence des autres radionucléides peut être fixée par décision de l'Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection en fonction des impératifs de radioprotection. A défaut, la valeur de référence est fixée à 1 000 Bq. 2° Quantification de l'activité des radionucléides présents dans une installation : Dans une installation où sont présents un ou plusieurs radionucléides, le coefficient Q mentionné à l'article R. 593-2 est calculé selon la formule : “ Q = Σ i (Ai/ Aref i) ” dans laquelle Ai représente l'activité (en Bq) du radionucléide i et Aref i représente la valeur de référence du radionucléide “ i ”. Pour les radionucléides de filiation en équilibre avec leur radionucléide père, la valeur de référence Aref i du radionucléide père prend en compte la radiotoxicité des radionucléides de filiation. L'activité de ces derniers ne doit donc pas être prise en compte pour le calcul du coefficient “ Q ”. Pour le radionucléide père, la valeur de référence est notée Aref i (+) ou Aref i (sec) selon les conventions de notation définies par les textes réglementaires mentionnés au 1° du B. 3° Exclusions : La présence de sources radioactives dans les installations mentionnées au IV de l'article R. 593-2, lorsque ces sources sont exclusivement utilisées pour l'étalonnage, les tests, la détection et les mesures, ne fait pas obstacle à ce que ces installations soient exclues du champ d'application des installations nucléaires de base. Mais ces sources sont prises en compte pour la détermination du coefficient “ Q ”. Les radionucléides contenus dans des substances radioactives dont l'activité massique totale est inférieure à 100 kBq par kilogramme ne sont pris en compte ni dans le calcul du coefficient “ Q ”, ni pour l'application des seuils énoncés au 2° du III de l'article R. 593-2. Il en est de même des radionucléides naturels contenus dans des substances radioactives qui ne sont pas ou n'ont jamais été utilisées pour leurs propriétés radioactives, fissiles ou fertiles.