LegalizeRèglement grand-ducal du 1er août 2019 relatif à la radioprotection
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 ;
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 ;
veiller à ce que le travailleur extérieur dispose des équipements de protection individuelle nécessaires ;
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 ;
assurer la conformité au système de protection applicable aux expositions professionnelles ;
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 ;
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 :l’information sur l’aptitude médicale de la personne ;les informations sur d’éventuelles restrictions concernant le travail en milieu exposé aux rayonnements ;la date du dernier examen de santé périodique ;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 1er, 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 :exposition des enfants ;expositions effectuées dans le cadre d’un programme de dépistage médical ;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 ;
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 1er, 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 :
le cas échéant, le numéro de référence correspondant au numéro attribué dans l’autorisation de l’établissement ;
le site où l’équipement radiologique médical est utilisé ;
le service ou l’unité où l’équipement radiologique médical est utilisé ;
la ou les salles où l’équipement radiologique médical est utilisé ;
le type d’équipement radiologique médical concerné ;
le fabricant ;
le modèle ;
le numéro de série ;
la date de fabrication ;
la date d’installation ;
la date de réalisation du test de réception de l’installation radiologique médicale ;
la date de réalisation du test d’acceptation de l’équipement radiologique médical ;
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 1er, 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 :
à l’annexe XI pour des équipements radiologiques médicaux utilisés à des fins de radiothérapie externe et de curiethérapie ;
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 ;
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 :
l’identification de l’équipement radiologique médical ;
les caractéristiques de l’équipement radiologique médical ;
la date du contrôle ;
l’expert en physique médicale responsable du contrôle ;
le matériel de contrôle ;
la date du dernier étalonnage des appareils de mesure ;
pour chaque test réalisé, la référence au critère applicable des annexes visées au paragraphe 6 ;
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 :
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 ;
notification sans délai à la Direction de la santé.
(18)
Tout dépassement d’un niveau d’action constitue une non-conformité et nécessite :
la réalisation d’une action de correction ;
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 :l’évaluation des doses dues à l’exposition externe avec indication, le cas échéant, du type de rayonnement en cause ;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 ;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 :
l’identification d’accidents potentiels et d’autres situations d’urgence qui peuvent survenir et l’évaluation des risques associés ;
les moyens d’alerte des services de secours et de la Direction de la santé ;
la spécification et l’acquisition d’équipements d’urgence ;
l’identification des personnes responsables en charge d’exécuter et de coordonner les différents stades du plan d’intervention ;
l’interaction lors d’une intervention d’urgence avec les intervenants externes des services de secours et de la Direction de la santé ;
les mesures protectrices ;
un plan des locaux où les substances radioactives sont normalement utilisées ou entreposées.
(2)
Les mesures protectrices visées au paragraphe 1er concernent :
la source de rayonnement afin de réduire ou d’arrêter les rayonnements, y compris le rejet de radionucléides ;
l’environnement afin de réduire l’exposition des personnes à des substances radioactives par les voies d’exposition concernées ;
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 :
alerte les personnes qui se trouvent sur le site, les services de secours et la Direction de la santé ;
procède à une première évaluation provisoire des circonstances et des conséquences de la situation ;
apporte son concours grâce à des mesures protectrices ;
prend les mesures nécessaires afin de réduire ou d’arrêter l’émission de rayonnements et la dispersion de radionucléides ;
prend les mesures nécessaires afin de réduire l’exposition des travailleurs occupés au sein de son établissement et du personnel d’intervention ;
veille à ce que les limites de dose des intervenants sur le site soient respectées ;
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 :
la protection sanitaire des travailleurs intervenant en situation d’urgence ;
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 ;
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 :
les niveaux de référence pour l’exposition du public ;
les niveaux de référence pour l’exposition professionnelle d’urgence ;
les stratégies optimisées de protection des personnes du public susceptibles d’être exposées sur la base d’événements postulés et de scénarios connexes ;
les critères génériques prédéfinis pour des mesures protectrices particulières ;
les évènements déclencheurs ou critères opérationnels tels que des éléments observables et des indicateurs des conditions sur place ;
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 ;
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 ;
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 :
la mise en œuvre rapide de mesures protectrices, si possible avant qu’une exposition ne survienne ;
l’évaluation de l’efficacité des stratégies et des actions mises en œuvre et leur ajustement, le cas échéant, à la situation réelle ;
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 ;
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 ;
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 :
des rejets radioactifs transfrontaliers significatifs ou le risque imminent d’un tel rejet ;
la déclaration de l’urgence dans une installation nucléaire ;
des pertes, des vols ou des découvertes de sources scellées de haute activité ou d’autres matières radioactives suscitant des préoccupations ;
une urgence ayant comme conséquence une disruption significative du commerce international et de la mobilité des populations ;
tout incident radiologique ou nucléaire suscitant des préoccupations auprès de la population.
(3)
Les modalités opérationnelles visées au paragraphe 1er 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 1er 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 :
des notions de base sur la radioactivité et ses effets sur l’être humain ainsi que sur l’environnement ;
les différents cas d’urgence pris en compte et leurs conséquences pour le public et l’environnement ;
les mesures d’urgence prévues pour alerter, protéger et secourir les personnes du public en cas d’urgence ;
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 :la restriction à la consommation de certains aliments et de l’eau susceptibles d’être contaminés ;des règles simples d’hygiène et de décontamination ; la mise à l’abri à l’intérieur des bâtiments ; la distribution et l’utilisation de substances protectrices ; les dispositions à prendre en cas d’évacuation ;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 :
une invitation aux personnes du public concernées à utiliser les moyens de communication pertinents ;
des consignes préparatoires à l’intention des établissements ayant des responsabilités collectives particulières ;
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 :
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 ;
des mesures de milieux d’échantillonnage.
(2)
Les mesures visées au paragraphe 1er 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 1er 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 ;
les radionucléides sont contrôlés :sur des échantillons de lait prélevés dans les laiteries ou directement chez les fermiers ;dans des échantillons de repas complets ;sur une sélection représentative de denrées alimentaires produites au pays.
Art. 53. Zones radon
(1)
Constitue une zone radon, une zone dans laquelle, sans mesure de limitation, au moins cinq pourcents des bâtiments dépassent le niveau de référence.
(2)
La zone radon visée au paragraphe 1er comprend les territoires entiers des cantons de Clervaux, Diekirch, Redange, Vianden, et Wiltz.
Art. 54. Surveillance du radon sur les lieux de travail
(1)
Les mesures de l’exposition au radon sur les lieux de travail sont réalisées sur base d’une mesure à long terme pendant une durée d’au moins deux mois en période de chauffage entre le premier octobre et le trente avril.
(2)
Constitue un lieu de travail spécifique les lieux de travail souterrains et les bâtiments suivants :
les établissements d’enseignement, y compris les bâtiments d’internat ;
les établissements d’accueil collectif d’enfants de moins de six ans ;
les établissements sanitaires, sociaux et médico-sociaux avec capacité d’hébergement ;
les établissements thermaux ;
les établissements pénitentiaires ;
d’autres établissements ouverts au public et comprenant des séjours réguliers et étendus de personnes du public.
Les lieux de travail souterrains comprennent tout lieu de travail qui se trouve sous terre à une profondeur d’au moins cinq mètres et qui n’est pas considéré comme le sous-sol d’un bâtiment.
(3)
Si plusieurs lieux de travail se situent dans un même bâtiment ou si plusieurs établissements sont implantés dans un même bâtiment, les mesures d’exposition au radon sont à réaliser dans une pièce de référence qui est occupée normalement pendant les temps de travail et située à l’étage le plus bas du bâtiment. Si à l’étage où la mesure de référence est réalisée, le bâtiment dispose d’une surface supérieure à cinq cents mètres carrés, une pièce de référence est à définir par surface de cinq cents mètres carrés.
(4)
Si plusieurs lieux de travail souterrains se trouvent sur un même site, les mesures de l’exposition au radon sont à réaliser dans un ou plusieurs endroits de référence en accord avec la Direction de la santé.
(5)
Les mesures de l’exposition au radon ne sont pas obligatoires sur les lieux de travail qui ne sont pas des lieux de travail spécifiques et qui remplissent une ou plusieurs des conditions suivantes :
ils sont occupés moins de cent heures par année en moyenne ;
ils se trouvent dans un bâtiment ouvert permettant un échange naturel important de l’air, tels que les ateliers artisanaux ;
ils sont occupés de façon temporaire, tels que les chantiers.
(6)
Pour tout nouveau lieu de travail, les mesures visées au présent article peuvent être réalisées après la première occupation du lieu de travail mais dans tous les cas avant la fin des premiers trois ans.
Art. 55. Seuil d’exposition au radon sur le lieu de travail
(1)
Le seuil d’exposition en moyenne annuelle au radon d’un ou de plusieurs travailleurs pour la mise en place d’une surveillance et d’une information est fixé à :
quatre cents Bq/mètre cube pour un lieu de travail occupé plus de six cents heures par année ;
mille Bq/mètre cube pour un lieu de travail occupé plus de trois cents heures par année ;
deux mille Bq/mètre cube pour un lieu de travail occupé plus de cent heures par année ;
tout lieu de travail dépassant six mille Bq/mètre cube, indépendamment de la durée de l’exposition.
Lorsqu’un travailleur occupe plusieurs lieux de travail ayant une exposition au radon supérieure à quatre cents Bq/mètre cube, le seuil d’exposition au radon est atteint si la condition suivante est remplie :
(t400-1000 Bqm3)600+(t1000-2000Bqm3)300+(t2000-6000Bqm3))100>1
où t(x) correspond à la durée maximale annuelle d’occupation en heures en fonction de la concentration de radon.
(2)
La surveillance des lieux de travails sur lesquels le seuil visé au paragraphe 1er est dépassé se fait en continu selon les critères de mesure prévus aux paragraphes 3 et 4 de l’article 54.
Art. 56. Estimation des doses individuelles résultant de l’exposition au radon
Pour l’estimation de la dose individuelle sur les lieux de travail, la formule suivante est utilisée :
E = Av . 6,7 . 10-6 . T
où :
E est la dose efficace en mSv ;
Av est l’activité volumique intégrée sur la période considérée en Bq/mètre cube ;
T est le temps d’exposition en heures h.
Lorsqu’un travailleur est exposé sur plusieurs lieux de travail, l’estimation est réalisée pour chaque lieu de travail. L’estimation de la dose individuelle annuelle est obtenue par l’addition des doses de chaque lieu de travail.
Art. 57. Surveillance du radon dans les logements
(1)
Les mesures de l’exposition au radon dans les logements sont réalisées sur base d’une mesure à long terme, c’est-à-dire pendant une durée d’au moins deux mois en période de chauffage entre le 1er octobre et le 30 avril.
(2)
La Direction de la santé donne des conseils individuels aux propriétaires des logements présentant des concentrations élevées du radon en vue d’un assainissement.
(3)
Le résultat des mesures de l’exposition au radon et le rapport de la Direction de la santé sont à joindre à la demande aux aides individuelles au logement.
Art. 58. Plan d’action radon
(1)
Lors de l’élaboration et de la mise à jour du plan d’action national pour faire face aux risques à long terme dus à l’exposition au radon dans les logements, les bâtiments ouverts au public et les lieux de travail pour toutes les formes d’entrée du radon, les éléments suivants sont pris en compte :
les stratégies visant à réaliser des campagnes de relevés des concentrations de radon à l’intérieur des bâtiments ou des concentrations de gaz dans le sol afin d’estimer la distribution des concentrations de radon à l’intérieur des bâtiments, à gérer les données de mesure et à déterminer d’autres paramètres pertinents, tels que les types de sols et de roches, la perméabilité et la teneur de la roche ou du sol en « radium 226 » ;
l’approche, les données et les critères utilisés pour la délimitation des zones ou pour la définition d’autres paramètres pouvant servir d’indicateurs spécifiques dans des situations d’exposition au radon potentiellement élevée ;
l’inventaire des types de lieux de travail et de bâtiments ouverts au public, tels que les écoles, les lieux de travail souterrains et ceux situés dans certaines zones où des mesures doivent être prises sur base d’une évaluation des risques en tenant compte par exemple de la durée d’occupation ;
la base d’établissement des niveaux de référence pour les logements et les lieux de travail ; le cas échéant, la base d’établissement de niveaux de référence différents pour des utilisations différentes des bâtiments comme les logements, les bâtiments ouverts au public, les lieux de travail, aussi bien que pour des bâtiments existants que pour des bâtiments neufs ;
l’attribution des responsabilités, des mécanismes de coordination et des ressources disponibles pour la mise en œuvre du plan d’action ;
la stratégie visant à réduire l’exposition au radon dans les logements et à donner la priorité au traitement des situations identifiées au point 2°;
la stratégie visant à faciliter des mesures de remédiation après construction ;
la stratégie comportant des méthodes et des outils destinés à prévenir la pénétration de radon dans les bâtiments neufs, comprenant un inventaire des matériaux de construction émettant du radon en quantité significative ;
les calendriers de révision du plan d’action ;
la stratégie de communication visant à sensibiliser le public et à informer les décideurs locaux, les employeurs et les employés en ce qui concerne les risques liés au radon, y compris à l’interaction entre le radon et le tabac ;
les conseils sur les méthodes et outils de mesure et sur les mesures de remédiation ;
les campagnes de mesures du radon et de mesures de remédiation pour les logements privés où les concentrations de radon sont très élevées ;
les objectifs à long terme relatifs à la réduction du risque de cancer du poumon attribuable à l’exposition au radon pour les fumeurs et les non-fumeurs.
(2)
Le ministre charge la Direction de la santé de la préparation du plan d’action visé au paragraphe 1er. Pour la préparation du plan d’action, la Direction de la santé tient compte des expériences disponibles au plan international.
Art. 59. Mesures du radon
(1)
En vue de réaliser des mesures du radon, le système d’assurance de la qualité du laboratoire inclut :
un système de contrôle de qualité analytique ;
des audits annuels par des experts ou organismes qui ne relèvent pas du laboratoire en question ;
des essais inter-laboratoires pour la mesure du radon dans l’air.
(2)
La demande d’autorisation visée à l’article 127 de la loi est adressée au ministre avec les pièces et informations prévus au paragraphe 1er. Aux fins d’instruction, le ministre transmet la demande à la Direction de la santé.
(3)
Les laboratoires autorisés permettent à la Direction de la santé de participer en tant qu’observateur aux audits.
(4)
Une mesure de l’exposition au radon sur un lieu de travail d’un établissement non-étatique est réalisée par la Direction de la santé au prix de 50 euros par détecteur de traces. À cette fin, l’employeur joint une preuve de paiement à sa demande pour la réalisation de la mesure. Le paiement est à acquitter moyennant un versement ou un virement sur un compte bancaire de l’Administration de l’enregistrement et des domaines, comprenant indication de l’identité du requérant ainsi que de l’objet du virement ou versement.
(5)
Les mesures de l’exposition au radon dans les habitations, conformément à l’article 57 sont effectuées gratuitement par la Direction de la santé.
(6)
Les résultats des mesures réalisées par la Direction de la santé sont communiqués au demandeur.
Art. 60. Secteurs industriels nécessitant une évaluation de l’exposition des travailleurs et du public
Les secteurs industriels qui utilisent des matières radioactives naturelles pour la recherche et les procédés secondaires à prendre en considération pour évaluer l’exposition des travailleurs et du public sont les suivantes :
l’extraction de terres rares à partir de monazite ;
la production de composés du thorium et fabrication de produits contenant du thorium ;
le traitement de minerais de niobium et de tantale ;
la production pétrolière et gazière ;
la production d’énergie géothermique ;
la production de pigments « TiO 2 » ;
la production thermique de phosphore ;
l’industrie du zircon et du zirconium ;
la production d’engrais phosphatés ;
la production de ciment, maintenance de fours à clinker ;
les centrales thermiques au charbon, maintenance de chaudières ;
la production d’acide phosphorique ;
la production de fer primaire ;
les activités de fonderie d’étain, plomb ou cuivre ;
les installations de filtration des eaux souterraines ;
l’extraction de minerais autres que l’uranium.
Art. 61. Indice de concentration d’activité pour les matériaux de construction
(1)
Pour les types de matériaux de construction mentionnés à l’article 62, les concentrations d’activité des radionucléides primordiaux « Ra-226 », « Th-232 » et « K-40 » sont déterminées.
(2)
L’indice de concentration d’activité I est obtenu en appliquant la formule suivante :
I=CRa226300Bqkg+CTh23200Bqkg+Ck403000Bqkg
« CRa226 », « CTh232 » et « CK40 » sont les concentrations d’activité en Bq/kg des radionucléides correspondants dans le matériau de construction.
(3)
L’indice est relié à la dose de rayonnement gamma, ajoutée à l’exposition habituelle à l’extérieur du bâtiment, dans un bâtiment construit avec un matériau de construction donné.
L’indice s’applique au matériau de construction et non à ses composants, sauf lorsque ces composants sont eux-mêmes des matériaux de construction et qu’ils sont évalués séparément en tant que tels.
Pour appliquer l’indice à ces composants et aux résidus d’industries traitant des matières naturellement radioactives qui sont recyclées dans des matériaux de construction, il convient d’appliquer un facteur de répartition approprié.
(4)
Les analyses des échantillons doivent être effectuées dans un laboratoire disposant d’un système de contrôle de qualité analytique, contrôlé par des experts ou organismes qui ne relèvent pas du laboratoire en question et qui participent à des essais inter-laboratoires pour la détermination de l’indice de concentration de matériaux de construction.
Art. 62. Matériaux de construction préoccupants sur le plan de la radioprotection
(1)
Les matériaux naturels de construction préoccupants sur le plan de la radioprotection comprennent :
les schistes d’alun ;
les matériaux de construction ou additifs d’origine magmatique naturelle, à savoir les granitoïdes, tels que les granits, la syénite et l’orthogneiss, ainsi que les porphyres, le tuf, la pouzzolane et la lave.
(2)
Les matériaux contenant des résidus d’industries traitant des matières naturellement radioactives préoccupants sur le plan de la radioprotection comprennent :
les cendres volantes ;
le phosphogypse ;
les scories phosphoriques ;
les scories stannifères ;
les scories de cuivre ;
les boues rouges, telles que les résidus de la production d’aluminium ;
les résidus de la sidérurgie.
Chapitre VIII Sources de rayonnement
Art. 63. Fiches de suivi
(1)
Les fiches de suivi des sources scellées de haute activité renseignent les informations suivantes :
le numéro d’identification de la source ;
l’autorisation : la date de la première autorisation, la date de transfert de l’autorisation au dossier historique ;
les caractéristiques de la source : le radionucléide, les caractéristiques physiques et chimiques, l’activité à la date de fabrication, la date de référence de l’activité, du fabricant ou du fournisseur de la source ainsi que ses coordonnés ;
l’identification de l’établissement autorisé : le nom, l’adresse, le pays, la nature de l’établissement, c’est-à-dire le fabricant, le fournisseur ou l’utilisateur ;
l’autorisation: le numéro, la date de délivrance, la date d’expiration ;
la réception: la date de réception de la source, le nom de l’établissement de provenance ainsi que ses coordonnés et sa nature, c’est-à-dire le fabricant, le fournisseur ou l’utilisateur ;
le transfert : la date de transfert de la source, le destinataire ainsi que ses coordonnés, le numéro d’autorisation ainsi que les dates de délivrance et d’expiration du destinataire, la nature du destinataire, c’est-à-dire le fabricant, le fournisseur, l’installation d’entreposage à long terme ou de stockage ou autre ;
la localisation de la source : l’adresse de la localisation ainsi que son utilisation, c’est-à-dire l’utilisation en poste fixe, l’entreposage ou l’utilisation mobile ;
un relevé des contrôles opérationnels de la source avec leur date et le résultat de leurs mesures ;
d’autres informations pertinentes en cas de perte, de vol et de découverte de la source avec leurs dates.
(2)
Un modèle pour les fiches de suivi est mis à disposition par la Direction de la santé.
Art. 64. Identification et marquage des sources scellées de haute activité
Les sources scellées de haute activité sont identifiées et marquées comme suit :
chaque source scellée de haute activité est identifiée par un numéro unique ; ce numéro est gravé ou imprimé sur la source lorsque cela est possible ; ce numéro est également gravé ou imprimé sur le contenant de la source ; si cela n’est pas possible, ou en cas d’utilisation de contenants de transport réutilisables, des informations concernant la nature de la source figurent sur le contenant de la source ;
le contenant de la source et, lorsque cela est possible, la source même sont marqués et étiquetés à l’aide d’un signe approprié destiné à avertir du risque d’irradiation ;
une photographie de chaque type de source produite et du contenant habituellement utilisé pour cette source est fournie par le fabriquant ;
chaque source scellée de haute activité est accompagnée d’informations écrites indiquant que la source est identifiée et marquée conformément au point 1° et que les marques et étiquettes visées au point 2° restent lisibles. Ces informations comprennent des photographies de la source, de son contenant, de l’emballage de transport, du dispositif et de l’équipement selon le cas.
Chapitre IX Gestion des déchets
Art. 65. Plan national pour la gestion des déchets radioactifs
(1)
Le plan national précise la mise en œuvre de la politique nationale pour assurer une gestion responsable et sûre des déchets radioactifs et inclut :
les objectifs généraux que cherche à atteindre la politique nationale en matière de gestion des déchets radioactifs ;
les échéances importantes et des calendriers clairs permettant de respecter ces échéances en tenant compte des objectifs premiers que cherche à atteindre le programme national conformément à la classification appropriée des déchets radioactifs ;
un inventaire de tous les déchets radioactifs et les estimations relatives aux quantités futures, y compris celles résultant d’opérations de démantèlement ; cet inventaire indique clairement la localisation et la quantité de déchets radioactifs ;
les concepts ou les plans et solutions techniques en matière de gestion des déchets radioactifs depuis la production jusqu’au stockage ;
les concepts ou les plans pour la période postérieure à la fermeture d’une installation de stockage, y compris pour la période pendant laquelle des mesures de contrôle appropriées sont maintenues, ainsi que les moyens à utiliser pour préserver la mémoire de l’installation à long terme ;
les activités de recherche, de développement et de démonstration nécessaires pour mettre en œuvre des solutions de gestion des déchets radioactifs ;
les responsabilités en ce qui concerne la mise en œuvre du programme national et les indicateurs de performance clés pour surveiller l’avancement de la mise en œuvre ;
une estimation des coûts du programme national, y compris la base et les hypothèses utilisées pour formuler cette estimation qui doit être assortie d’un calendrier ;
le ou les mécanismes de financement en vigueur ;
la politique ou la procédure en matière de transparence ;
le ou les accords conclus avec un État membre en matière de gestion des déchets radioactifs, y compris pour ce qui est de l’utilisation des installations de stockage.
(2)
Le plan national et la politique nationale peuvent prendre la forme d’un document unique ou d’une série de documents.
Chapitre X Dispositions abrogatoires et finales
Art. 66. Mesures abrogatoires
Sont abrogés :
le règlement grand-ducal du 11 août 1996 concernant l’information de la population sur les mesures de protection sanitaire applicables et sur le comportement à adopter en cas d’urgence radiologique ;
le règlement grand-ducal modifié du 14 décembre 2000 concernant la protection de la population contre les dangers résultant des rayonnements ionisants ;
le règlement grand-ducal du 16 mars 2001 relatif à la protection sanitaire des personnes contre les dangers des rayonnements ionisants lors d’expositions à des fins médicales.
Art. 67.
Le ministre ayant la Santé dans ses attributions est chargé de l’exécution du présent règlement qui sera publié au Journal officiel du Grand-Duché de Luxembourg.
Le Ministre de la Santé, Étienne Schneider
Cabasson, le 1er août 2019.Henri
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Source : Legilux — Journal officiel du Grand-Duché de Luxembourg (Service central de législation, Ministère d'État). Données réutilisées sous licence Creative Commons Attribution 4.0 International (CC BY 4.0).