ISO 24434:2024
(Main)Radiological protection - Radiological monitoring for emergency workers and population following nuclear/radiological incidents - General principles
Radiological protection - Radiological monitoring for emergency workers and population following nuclear/radiological incidents - General principles
This document presents general principles for preparedness to conduct individual contamination screening, triage, monitoring and assessing radiation doses received by people exposed during and/or in the aftermath of a nuclear or major radiological incident. The document mainly focuses on the early response phase, which requires rapid actions to be undertaken for achieving the goals in support of, and according to, national or international guidelines on emergency response. It addresses general requirements for - members of the public, this includes adults, vulnerable populations (such as children and pregnant women) and people with special needs (such as the elderly and disabled), and - emergency workers. This document provides general procedures for screening, triage and monitoring these two categories of people. It deals with individual monitoring for potential external contamination, internal and external exposures and dose assessment. It also gives principles for organizing and managing a population screening centre and for registering and reporting the results of individual monitoring. This document is applicable to most exposure situations following a nuclear or major radiological incident affecting a large number of people, including: - significant release of radioactive materials (e.g. from a facility or nuclear power plant, during transportation); - radiological dispersal device (RDD); - improvised nuclear device (IND); - nuclear weapon. Radiological incidents for which there is no release of radioactive material in the environment but only external exposures (e.g. linked to a Radiation Exposure Device (RED)) are outside the scope of this document[1]. However, some information given by this document may be of interest for this type of event. The aim of the document is to ensure that the appropriate parties are prepared in advance. This document advises how to obtain and collect data quickly and accurately in order to inform decision makers. It does not specify the parties or individuals who are responsible for undertaking the actions. This document is intended to give guidance to those in charge of monitoring and assessing doses received by populations in emergency exposure situations involving a large number of people potentially subject to internal/external contamination (and subsequent radiation doses). It can also serve as guidance to regulatory bodies. [1] Incidents resulting from RED exposure are excluded from consideration in this document because they do not result in contamination that would be detected by a portal monitor or handheld device. Identification of victims with only potential external exposure are determined by means such as evaluation of clinical signs and symptoms, biodosimetry, EPR, etc.
Radioprotection — Surveillance radiologique des membres des équipes d'intervention et de la population après des incidents nucléaires/radiologiques — Principes généraux
Le présent document traite des principes généraux de préparation à la réalisation d'un dépistage individuel de la contamination, d'un triage, d'une surveillance et d'une évaluation des doses de rayonnement reçues par les personnes exposées pendant et/ou à la suite d'un incident nucléaire ou radiologique majeur. Le présent document se concentre principalement sur la phase d'intervention rapide, qui exige que des actions rapides soient entreprises pour atteindre les objectifs, en soutien et conformément aux lignes directrices nationales ou internationales en matière d'intervention d’urgence. Il traite des exigences générales applicables aux — membres du public, c'est-à-dire les adultes, les populations vulnérables (telles que les enfants et les femmes enceintes) et les personnes ayant des besoins spécifiques (telles que les personnes âgées et en situation de handicap), et — membres d’une équipe d’intervention. Le présent document fournit des procédures générales pour le dépistage, le triage et la surveillance de ces deux catégories de personnes. Il traite du contrôle radiologique individuel d'une potentielle contamination externe, des expositions internes et externes et de l'évaluation des doses. Il fournit également des principes pour l'organisation et la gestion d'un centre de dépistage de la population, ainsi que pour l'enregistrement et la communication des résultats du contrôle radiologique individuel. Le présent document s'applique à la plupart des situations d'exposition consécutives à un incident nucléaire ou radiologique majeur affectant un grand nombre de personnes, notamment: — un rejet important de substances radioactives (par exemple à partir d'une installation ou d'une centrale nucléaire, lors du transport); — un engin à dispersion de radioactivité (RDD); — un dispositif nucléaire artisanal (IND); — une arme nucléaire. Les incidents radiologiques pour lesquels il n'y a pas de rejet de substances radioactives dans l'environnement, mais seulement des expositions externes (par exemple liées à un dispositif d'irradiation (RED)) n'entrent pas dans le domaine d'application du présent document. Cependant, certaines informations fournies par le présent document peuvent s'avérer intéressantes pour ce type d'événement. L'objectif du présent document est d'assurer que les parties concernées anticipent leur préparation. Le présent document indique comment obtenir et collecter des données rapidement et avec précision afin d'informer les décideurs. Il ne spécifie pas les parties ou les personnes chargées d'entreprendre les actions. Le présent document est destiné à fournir des recommandations aux personnes chargées de contrôler et d'évaluer les doses reçues par les populations dans les situations d'exposition d'urgence impliquant un grand nombre de personnes potentiellement soumises à une contamination interne/externe (et aux doses de rayonnement qui en découlent). Il peut également servir d'orientation pour les organismes de réglementation.
General Information
- Status
- Published
- Publication Date
- 17-Jan-2024
- Technical Committee
- ISO/TC 85/SC 2 - Radiological protection
- Current Stage
- 6060 - International Standard published
- Start Date
- 18-Jan-2024
- Due Date
- 12-Dec-2023
- Completion Date
- 18-Jan-2024
Overview - ISO 24434:2024 (Radiological protection)
ISO 24434:2024 provides general principles for radiological monitoring of emergency workers and the public following nuclear or major radiological incidents. Focused on the early response phase, the standard guides rapid, accurate screening, triage, monitoring and dose assessment for people potentially affected by internal and/or external contamination. It supports preparedness and decision‑making in events involving significant release of radioactive materials, radiological dispersal devices (RDD), improvised nuclear devices (IND) and nuclear weapons. Incidents with only external exposure from Radiation Exposure Devices (RED) are outside the main scope, although some guidance may still be useful.
Key topics and technical requirements
- Incident information collection: description of the event, source term, weather and modelling, exposure pathways and affected population demographics.
- Organizing a population screening centre: site selection, staffing, modular organization, scalability, sustainability and practical logistics.
- Screening, triage and monitoring procedures: protocols for initial sorting, contamination screening stations, post‑decontamination screening and PPE requirements.
- Decontamination: station setup, partial‑body decontamination, handling clothing and personal belongings.
- Internal exposure monitoring: sample collection, monitoring methods for non‑penetrating and penetrating radiation, radionuclide mixtures and methods for initial and detailed internal dose assessment.
- External exposure assessment: measurement devices, procedures and calculations for emergency workers and the public, plus clinical/biological dosimetry techniques (haematology, cytogenetics, EPR).
- Special populations: guidance for children, pregnant women, the elderly, people with disabilities and other vulnerable groups.
- Recording and reporting: principles for registering results and rapid data transmission to inform decision makers.
- Supporting services: medical, mental‑health (psychosocial), security, communication and transport considerations.
Practical applications - who uses ISO 24434:2024
ISO 24434:2024 is intended for organizations responsible for emergency preparedness and response, including:
- Radiation protection professionals and emergency planners - to develop operational screening and monitoring plans.
- Public health and medical authorities - to set triage, clinical monitoring and follow‑up procedures.
- First responders and emergency workers - to implement contamination screening, PPE and dose assessment processes.
- Hospital and laboratory personnel - for sample collection, biological dosimetry and reporting.
- Regulatory bodies and policymakers - as guidance for national preparedness, interoperability and public communication.
Related guidance and use in practice
ISO 24434 complements national and international emergency response guidelines by providing standardized principles for contamination screening, dose assessment and population screening center management. Implementing this standard supports faster, more consistent monitoring, better protection of vulnerable populations and improved data for decision makers during radiological emergencies.
Keywords: ISO 24434:2024, radiological protection, emergency monitoring, contamination screening, dose assessment, population screening centre, internal exposure, external exposure, emergency workers.
ISO 24434:2024 - Radiological protection — Radiological monitoring for emergency workers and population following nuclear/radiological incidents — General principles Released:18. 01. 2024
ISO 24434:2024 - Radioprotection — Surveillance radiologique des membres des équipes d'intervention et de la population après des incidents nucléaires/radiologiques — Principes généraux Released:8. 10. 2024
REDLINE ISO 24434:2024 - Radioprotection — Surveillance radiologique des membres des équipes d'intervention et de la population après des incidents nucléaires/radiologiques — Principes généraux Released:8. 10. 2024
Frequently Asked Questions
ISO 24434:2024 is a standard published by the International Organization for Standardization (ISO). Its full title is "Radiological protection - Radiological monitoring for emergency workers and population following nuclear/radiological incidents - General principles". This standard covers: This document presents general principles for preparedness to conduct individual contamination screening, triage, monitoring and assessing radiation doses received by people exposed during and/or in the aftermath of a nuclear or major radiological incident. The document mainly focuses on the early response phase, which requires rapid actions to be undertaken for achieving the goals in support of, and according to, national or international guidelines on emergency response. It addresses general requirements for - members of the public, this includes adults, vulnerable populations (such as children and pregnant women) and people with special needs (such as the elderly and disabled), and - emergency workers. This document provides general procedures for screening, triage and monitoring these two categories of people. It deals with individual monitoring for potential external contamination, internal and external exposures and dose assessment. It also gives principles for organizing and managing a population screening centre and for registering and reporting the results of individual monitoring. This document is applicable to most exposure situations following a nuclear or major radiological incident affecting a large number of people, including: - significant release of radioactive materials (e.g. from a facility or nuclear power plant, during transportation); - radiological dispersal device (RDD); - improvised nuclear device (IND); - nuclear weapon. Radiological incidents for which there is no release of radioactive material in the environment but only external exposures (e.g. linked to a Radiation Exposure Device (RED)) are outside the scope of this document[1]. However, some information given by this document may be of interest for this type of event. The aim of the document is to ensure that the appropriate parties are prepared in advance. This document advises how to obtain and collect data quickly and accurately in order to inform decision makers. It does not specify the parties or individuals who are responsible for undertaking the actions. This document is intended to give guidance to those in charge of monitoring and assessing doses received by populations in emergency exposure situations involving a large number of people potentially subject to internal/external contamination (and subsequent radiation doses). It can also serve as guidance to regulatory bodies. [1] Incidents resulting from RED exposure are excluded from consideration in this document because they do not result in contamination that would be detected by a portal monitor or handheld device. Identification of victims with only potential external exposure are determined by means such as evaluation of clinical signs and symptoms, biodosimetry, EPR, etc.
This document presents general principles for preparedness to conduct individual contamination screening, triage, monitoring and assessing radiation doses received by people exposed during and/or in the aftermath of a nuclear or major radiological incident. The document mainly focuses on the early response phase, which requires rapid actions to be undertaken for achieving the goals in support of, and according to, national or international guidelines on emergency response. It addresses general requirements for - members of the public, this includes adults, vulnerable populations (such as children and pregnant women) and people with special needs (such as the elderly and disabled), and - emergency workers. This document provides general procedures for screening, triage and monitoring these two categories of people. It deals with individual monitoring for potential external contamination, internal and external exposures and dose assessment. It also gives principles for organizing and managing a population screening centre and for registering and reporting the results of individual monitoring. This document is applicable to most exposure situations following a nuclear or major radiological incident affecting a large number of people, including: - significant release of radioactive materials (e.g. from a facility or nuclear power plant, during transportation); - radiological dispersal device (RDD); - improvised nuclear device (IND); - nuclear weapon. Radiological incidents for which there is no release of radioactive material in the environment but only external exposures (e.g. linked to a Radiation Exposure Device (RED)) are outside the scope of this document[1]. However, some information given by this document may be of interest for this type of event. The aim of the document is to ensure that the appropriate parties are prepared in advance. This document advises how to obtain and collect data quickly and accurately in order to inform decision makers. It does not specify the parties or individuals who are responsible for undertaking the actions. This document is intended to give guidance to those in charge of monitoring and assessing doses received by populations in emergency exposure situations involving a large number of people potentially subject to internal/external contamination (and subsequent radiation doses). It can also serve as guidance to regulatory bodies. [1] Incidents resulting from RED exposure are excluded from consideration in this document because they do not result in contamination that would be detected by a portal monitor or handheld device. Identification of victims with only potential external exposure are determined by means such as evaluation of clinical signs and symptoms, biodosimetry, EPR, etc.
ISO 24434:2024 is classified under the following ICS (International Classification for Standards) categories: 13.100 - Occupational safety. Industrial hygiene; 13.200 - Accident and disaster control; 13.280 - Radiation protection. The ICS classification helps identify the subject area and facilitates finding related standards.
ISO 24434:2024 is available in PDF format for immediate download after purchase. The document can be added to your cart and obtained through the secure checkout process. Digital delivery ensures instant access to the complete standard document.
Standards Content (Sample)
International
Standard
ISO 24434
First edition
Radiological protection —
2024-01
Radiological monitoring for
emergency workers and population
following nuclear/radiological
incidents — General principles
Radioprotection — Surveillance radiologique des intervenants
en situation d'urgence et de la population après des incidents
nucléaires/radiologiques — Principes généraux
Reference number
© ISO 2024
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CH-1214 Vernier, Geneva
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Website: www.iso.org
Published in Switzerland
ii
Contents Page
Foreword .vi
Introduction .vii
1 Scope . 1
2 Normative references . 2
3 Terms and definitions . 2
4 Symbols and abbreviated terms.10
4.1 Symbols .10
4.2 Abbreviated terms .11
5 Collecting Information about the incident .12
5.1 General . 12
5.2 Description of the incident . 12
5.3 Source term identification and magnitude . 13
5.4 Weather conditions and modelling results . 13
5.5 Potential exposure pathways .14
5.6 Affected population and demographic information .14
6 Organizing and managing a population screening centre . 14
6.1 Selecting the site .14
6.1.1 General considerations .14
6.2 Staffing and organization .16
6.2.1 General .16
6.2.2 Modules of a population screening centre.17
6.3 Scalability and sustainability .18
6.4 Practical considerations .18
6.5 Population with special needs .19
6.5.1 Main considerations .19
6.5.2 Other considerations .19
6.6 Services (medical and psychological, security and safety, communication,
transportation) .19
6.6.1 Medical .19
6.6.2 Mental health (psychosocial) . 20
6.6.3 Security and safety . 20
7 Screening and monitoring for potential external contamination .21
7.1 Purpose .21
7.2 Radiation detection equipment .21
7.3 Contamination screening during initial sorting . 22
7.4 Contamination screening station. 22
7.4.1 General . 22
7.4.2 Contamination screening station location . 22
7.4.3 Contamination screening station staffing . 22
7.4.4 Contamination screening station personal protective equipment (PPE) . 22
7.5 Decontamination station . 23
7.5.1 General . 23
7.5.2 Decontamination station location . 23
[5]
7.5.3 Decontamination station staffing . 23
7.5.4 Decontamination station personal protective equipment . 23
7.5.5 Clothing and personal belongings . 23
7.5.6 Partial-body decontamination .24
7.6 Post-decontamination screening .24
7.6.1 General .24
7.6.2 Factors affecting the criteria for determining if decontamination is warranted .24
8 Assessing and monitoring internal exposure .25
8.1 Overview . 25
iii
8.2 Sample collection . . . 25
8.3 Monitoring for potential internal contamination. 25
8.3.1 General . 25
8.3.2 Monitoring for radionuclides emitting predominantly non-penetrating radiation . 26
8.3.3 Penetrating radiation .27
8.3.4 Radionuclide mixture .27
8.4 Method for dose assessment . 28
8.4.1 General . 28
8.4.2 Initial dose assessment . 29
8.4.3 Detailed internal dose assessment. 30
9 Assessing and monitoring external exposure .30
9.1 General . 30
9.2 Assessing external exposure .31
9.2.1 Subjects .31
9.2.2 Guidance .31
9.2.3 Measurement devices .31
9.3 Assessing external exposure for workers . 33
9.3.1 Subjects . 33
9.3.2 Procedure . 33
9.3.3 Measurements . 33
9.3.4 Calculations . . 34
9.3.5 Assessment . 35
9.4 Assessing external exposure for emergency workers . 36
9.4.1 Subjects . 36
9.4.2 Guidance . 36
9.4.3 Measurements .37
9.4.4 Calculations . .37
9.4.5 Assessment .37
9.5 Assessing external exposure for the public .37
9.5.1 Subjects .37
9.5.2 Guidance . 38
9.5.3 Measurements . 38
9.5.4 Calculations . . 39
9.5.5 Assessment . 40
9.6 Clinical and biological dose assessment . 40
9.6.1 Overview . 40
9.6.2 Clinical signs and symptoms .41
9.6.3 Haematology .41
9.6.4 Blood chemistry .42
9.6.5 Cytogenetics .42
9.6.6 EPR Dosimetry . 44
9.6.7 Combination of dose assessment methods .45
10 Recording and reporting monitoring and dose assessment results .46
10.1 Purpose . 46
10.2 Recording monitoring and dose assessment results .47
10.2.1 General .47
10.2.2 Recording screening and monitoring results .47
10.2.3 Recording dose assessment results . 48
10.3 Reporting screening, monitoring and dose assessment results . 48
10.3.1 General . 48
10.3.2 Reporting results to the individuals being monitored and assessed . 48
10.3.3 Reporting results to personnel performing more detailed dose assessment. 49
10.3.4 Reporting results to professionals for medical or health follow up . 49
11 Supporting processes and quality management .49
11.1 Purpose . 49
11.2 Preparedness . 50
11.3 Emergency plans and procedures (planning) . 50
iv
11.4 Training and exercises . 50
11.5 Communication .52
11.5.1 General .52
11.5.2 Public communication .52
11.5.3 Emergency operations communication .52
11.6 Audits and evaluation . . 53
Annex A (informative) Screening centre roles, equipment, and communication (see Clause 6) .56
Annex B (informative) Screening external contamination .62
Annex C (informative) Sample biodosimetry and clinical worksheet . 67
Annex D (informative) Grading system for response of neurovascular, gastrointestinal,
Cutaneous, and hematopoietic systems . 74
Annex E (informative) Examples of resources to assist responders and emergency medical
personnel in managing radiation injury and dose assessment . 76
Bibliography .78
v
Foreword
ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards
bodies (ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out through
ISO technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical committee
has been established has the right to be represented on that committee. International organizations,
governmental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work. ISO collaborates closely
with the International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of electrotechnical standardization.
The procedures used to develop this document and those intended for its further maintenance are described
in the ISO/IEC Directives, Part 1. In particular, the different approval criteria needed for the different types
of ISO document should be noted. This document was drafted in accordance with the editorial rules of the
ISO/IEC Directives, Part 2 (see www.iso.org/directives).
ISO draws attention to the possibility that the implementation of this document may involve the use of (a)
patent(s). ISO takes no position concerning the evidence, validity or applicability of any claimed patent
rights in respect thereof. As of the date of publication of this document, ISO had not received notice of (a)
patent(s) which may be required to implement this document. However, implementers are cautioned that
this may not represent the latest information, which may be obtained from the patent database available at
www.iso.org/patents. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation of the voluntary nature of standards, the meaning of ISO specific terms and expressions
related to conformity assessment, as well as information about ISO's adherence to the World Trade
Organization (WTO) principles in the Technical Barriers to Trade (TBT), see www.iso.org/iso/foreword.html.
This document was prepared by Technical Committee ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technology, and
radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiological protection.
Any feedback or questions on this document should be directed to the user’s national standards body.
A complete listing of these bodies can be found at www.iso.org/members.html.
vi
Introduction
Nuclear accidents and major radiological events, referred to herein as nuclear or radiological incidents,
can occur and may release large amounts of radioactive materials to the environment and affect large
populations. Their consequences may differ across space and time and should be considered both at the
emergency exposure situation and during long term recovery within the existing exposure situation. In
these circumstances, screening, triage, monitoring and assessing radiation exposures for populations would
be a key issue for managing the situation. More precise measurements and associated dose assessments
need to be undertaken in support of, and according to, different objectives, including: identification of people
potentially subject to internal/external contamination, health assessment, epidemiological follow-up, public
information and reassurance and regulatory compliance. Furthermore, not only physical measurements but
also biological estimation methods are useful for estimating exposures.
vii
International Standard ISO 24434:2024(en)
Radiological protection — Radiological monitoring for
emergency workers and population following nuclear/
radiological incidents — General principles
1 Scope
This document presents general principles for preparedness to conduct individual contamination screening,
triage, monitoring and assessing radiation doses received by people exposed during and/or in the aftermath
of a nuclear or major radiological incident. The document mainly focuses on the early response phase, which
requires rapid actions to be undertaken for achieving the goals in support of, and according to, national or
international guidelines on emergency response.
It addresses general requirements for
— members of the public, this includes adults, vulnerable populations (such as children and pregnant
women) and people with special needs (such as the elderly and disabled), and
— emergency workers.
This document provides general procedures for screening, triage and monitoring these two categories
of people. It deals with individual monitoring for potential external contamination, internal and external
exposures and dose assessment. It also gives principles for organizing and managing a population screening
centre and for registering and reporting the results of individual monitoring. This document is applicable
to most exposure situations following a nuclear or major radiological incident affecting a large number of
people, including:
— significant release of radioactive materials (e.g. from a facility or nuclear power plant, during
transportation);
— radiological dispersal device (RDD);
— improvised nuclear device (IND);
— nuclear weapon.
Radiological incidents for which there is no release of radioactive material in the environment but
only external exposures (e.g. linked to a Radiation Exposure Device (RED)) are outside the scope of this
1)
document . However, some information given by this document may be of interest for this type of event.
The aim of the document is to ensure that the appropriate parties are prepared in advance. This document
advises how to obtain and collect data quickly and accurately in order to inform decision makers. It does not
specify the parties or individuals who are responsible for undertaking the actions.
This document is intended to give guidance to those in charge of monitoring and assessing doses received
by populations in emergency exposure situations involving a large number of people potentially subject
to internal/external contamination (and subsequent radiation doses). It can also serve as guidance to
regulatory bodies.
1) Incidents resulting from RED exposure are excluded from consideration in this document because they do not result
in contamination that would be detected by a portal monitor or handheld device. Identification of victims with only
potential external exposure are determined by means such as evaluation of clinical signs and symptoms, biodosimetry,
EPR, etc.
2 Normative references
There are no normative references in this document.
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
ISO and IEC maintain terminology databases for use in standardization at the following addresses:
— ISO Online browsing platform: available at https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: available at https:// www .electropedia .org/
3.1
activity
A
quotient of –dN by dt, where dN is the change in the number of radioactive nuclei, at a particular energy
state and at a given time, due to spontaneous nuclear transformations in the time interval dt
[SOURCE: ICRU 85, 6.2, October 2011, modified by changing the order of the phrases, by deleting the word
“mean”, by adding the word “radioactive”.]
Note 1 to entry: It is expressed as A = -dN/dt. Activity can be calculated as A = λN, where λ is the decay constant and N
is the number of present radioactive nuclei.
Note 2 to entry: The special name for the unit of activity in the International System of Units is Becquerel (Bq), where
-1 10
1 Bq = 1 s , The use of the former unit Curie (1 Ci = 3,7 × 10 Bq), is also accepted in many countries and in BIPM.
3.2
contamination
radioactive substances on surfaces, or within solids, liquids or gases (including the human body), where
their presence is unintended or undesirable, or the process giving rise to their presence in such places
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.3
decontamination
complete or partial removal of contamination (3.2) by a deliberate physical, chemical or biological process
Note 1 to entry: This definition is intended to include a wide range of processes for removing contamination from people,
equipment and buildings, but to exclude the removal of radionuclides from within the human body or the removal of
radionuclides by natural weathering or migration processes, which are not considered to be decontamination.
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.4
committed effective dose
E()τ
quantity E τ , defined as:
()
Ew()ττ= .H ()
∑ TT
T
where H ()τ is the committed equivalent dose to tissue or organ T over the integration time τ elapsed after
T
an intake of radioactive substances and w is the tissue weighting factor for tissue or organ T
T
Note 1 to entry: Where τ is not specified, it is taken to be 50 years for intakes by adults and the time to the age of
70 years for intakes by children. That is, for intakes by children, 70 years minus the age in years, for example, 60 years
for a 10-year old child.
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition, modified – by adding the last sentence of definition to Note 1 to entry]
3.5
exposure pathway
route by which radiation or radionuclides can reach humans and cause exposure
Note 1 to entry: An exposure pathway may be very simple, for example the external exposure pathway from airborne
radionuclides, or a more complex chain, for example the internal exposure pathway from drinking milk from cows that
ate grass contaminated with deposited radionuclides.
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.6
absorbed dose
D
differential quotient of ε with respect to m, where ε is the mean energy imparted by ionizing radiation to
matter of mass, m:
dε
D=
dm
Note 1 to entry: The gray is a special name for joule per kilogram, and is to be used as the coherent SI unit for absorbed
dose.
[SOURCE: ISO/IEC 80000-10, 10.81.1]
3.7
equivalent dose
H
T
quantity H , defined as:
T,R
Hw=⋅D
T,RTR ,R
where D is the absorbed dose (3.6) delivered by radiation type R averaged over a tissue or organ T and w
T,R R
is the radiation weighting factor for radiation type R
Note 1 to entry: When the radiation field is composed of different radiation types with different values of w , the
R
equivalent dose is:
Hw=⋅D
T RT,R
∑
R
-1
Note 2 to entry: The SI unit for equivalent dose is joule per kilogram (J·kg ), termed the sievert (Sv).
Note 3 to entry: Equivalent dose is a measure of the dose to a tissue or organ designed to reflect the amount of harm
caused.
Note 4 to entry: Equivalent dose cannot be used to quantify higher doses or to make decisions on the need for any
medical treatment relating to deterministic effects.
Note 5 to entry: Values of equivalent dose to a specified tissue or organ from any type(s) of radiation can be compared
directly.
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.8
effective dose
E
quantity E, defined as a summation of the tissue or organ equivalent doses (3.7), each multiplied by the
appropriate tissue weighting factor:
Ew=⋅H
TT
∑
T
where H is the equivalent dose in tissue or organ T and w is the tissue weighting factor for tissue or
T T
organ T. From the definition of equivalent dose, it follows that:
Ew=⋅ wD⋅
T RT,R
∑∑
T R
where w is the radiation weighting factor for radiation type R and D is the average absorbed dose (3.6) in
R T,R
the tissue or organ T delivered by radiation type R.
-1
Note 1 to entry: The SI unit for effective dose is joule per kilogram (J·kg ), termed the sievert (Sv).
Note 2 to entry: Effective dose is a measure of the dose designed to reflect the amount of radiation detriment likely to
result from the dose.
Note 3 to entry: Effective dose cannot be used to quantify higher doses or to make decisions on the need for any
medical treatment relating to deterministic effects.
Note 4 to entry: Values of effective dose from exposure for any type(s) of radiation and any mode(s) of exposure can be
compared directly.
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.9
tissue reaction
deterministic effect
injury in populations of cells, characterised by a threshold dose and an increase in the severity of the reaction
as the dose is increased further
Note 1 to entry: In some cases, these effects are modifiable by post irradiation procedures including biological
response modifiers.
[SOURCE: ICRP Publication 123]
3.10
erythema
reddening of the skin or mucous membrane
[SOURCE: ISO 10993-10:2021, 3.6]
3.11
tachycardia
increased heart rate due to exercise, pain, anxiety or pathophysiological state
[SOURCE: ISO 16972:2020, 4.42]
3.12
intake
act or process of taking radionuclides into the body by inhalation or ingestion or through the skin
Note 1 to entry: Other exposure pathways by intake are injection (e.g. in nuclear medicine) and intake via a wound, as
distinguished from intake through (intact) skin.
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.13
intake
activity of a radionuclide taken into the body in a given time period or as a result of a given event
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.14
kerma
K
for uncharged ionizing radiation, the differential quotient of E with respect to m, where E is the mean sum
tr tr
of the initial kinetic energies of all the charged ionizing particles liberated in a mass m of a material:
dE
tr
K =
dm
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 86.1]
-1
Note 1 to entry: The unit is J·kg . The special name for the unit of kerma is gray (Gy).
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.3.16]
3.15
exposure situation
circumstances of the exposure of the individual(s) or the environment to ionizing radiation sources
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.3.20]
3.16
planned exposure situation
situation of exposure that arises from the planned operation of a source or from a planned activity that
results in an exposure due to a source
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.17
event
any unintended occurrence, including operating error, equipment failure or other mishap, and deliberate
action on the part of others, the consequences or potential consequences of which are not negligible from
the point of view of protection and safety
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition. modified-By deleting the phrase “by the operator” and “nuclear”.]
3.18
emergency exposure situation
situation of exposure that arises as a result of an accident, a malicious act or other unexpected event, and
requires prompt action in order to avoid or to reduce adverse consequences
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.19
existing exposure situation
exposure situation (3.15) which already exists when a decision on the need for control needs to be taken
Note 1 to entry: Exposure to background radiation and exposure to residual radioactive material from a nuclear or
radiological emergency after the emergency exposure situation has been declared ended.
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.20
reference level
level of dose, risk or activity concentration for an emergency exposure situation (3.18) or an existing exposure
situation (3.19) above which it is not appropriate to plan to allow exposures to occur and below which
optimization of protection and safety would continue to be implemented
Note 1 to entry: The value chosen for a reference level depends upon the prevailing circumstances for the exposure
under consideration.
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.21
dose assessment
assessment of the dose(s) to an individual or group of people
Note 1 to entry: For example, assessment of the dose received or committed by an individual on the basis of results
from workplace monitoring or bioassay.
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.22
biomarker
traceable substance indicating changes in a cell or an organ caused by environmental actions (e.g. by ionizing
radiation)
[SOURCE: ICRP Publication 123]
3.23
biodosimetry
biological dosimetry
assessment of the absorbed dose (3.6) of ionizing radiation using indicators found in biological material,
particularly peripheral blood
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.4.2]
3.24
in vitro measurement
analysis that include measurements of radioactivity present in biological samples taken from an individual
3.25
in vivo measurement
measurement of radioactivity present in the human body carried out using detectors to measure the
radiation emitted
Note 1 to entry: Normally, the measurement devices are whole-body or partial-body (e.g. lung, thyroid) counters.
3.26
direct measurement
equipment for the determination of the body burden activity
3.27
screening
type of analysis aimed at eliminating from further consideration factors that are less significant for
protection or safety, in order to concentrate on the more significant factors
3.28
monitoring
measurement of dose, dose rate or activity for reasons relating to the assessment or control of exposure to
radiation or exposure due to radioactive substances, and the interpretation of the results
Note 1 to entry: Monitoring may be subdivided in two different ways: 1) according to where the measurements are
made, into individual monitoring (3.30), workplace monitoring, source monitoring and environmental monitoring,
and, 2) according to the purpose of the monitoring, into routine monitoring, task related monitoring and special
monitoring.
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.29
ambient dose equivalent
H*(d)
dose equivalent that would be produced by the corresponding aligned and expanded field in the ICRU sphere
at a depth d on the radius vector opposing the direction of the aligned field
Note 1 to entry: The recommended value of d for strongly penetrating radiation is 10 mm.
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.30
individual monitoring
personal monitoring
monitoring (3.28) using measurements by equipment worn by individuals, or measurements of quantities
of radioactive substances in or on, or taken into, the bodies of individuals, or measurements of quantities of
radioactive substances excreted from the body by individuals
[SOURCE: IAEA. IAEA Safety Glossary Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection – 2018
Edition]
3.31
personal dose equivalent
H (d)
p
dose equivalent in soft tissue below a specified point on the body at an appropriate depth d
Note 1 to entry: Quantity used as a directly measurable proxy (i.e. substitute) for equivalent dose in tissues or organs
or (with d = 10 mm) for effective dose, in individual monitoring (3.30) of external exposure.
Note 2 to entry: The recommended values of d are 10 m
...
Norme
internationale
ISO 24434
Première édition
Radioprotection — Surveillance
2024-01
radiologique des membres des
équipes d'intervention et de la
population après des incidents
nucléaires/radiologiques —
Principes généraux
Radiological protection — Radiological monitoring for
emergency workers and population following nuclear/
radiological incidents — General principles
Numéro de référence
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Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii
Sommaire Page
Avant-propos .vi
Introduction .vii
1 Domaine d'application . 1
2 Références normatives . 2
3 Termes et définitions . 2
4 Symboles et abréviations .11
4.1 Symboles .11
4.2 Abréviations.11
5 Collecte d'informations à propos de l'incident .12
5.1 Généralités . 12
5.2 Description de l'incident . 13
5.3 Ordre de grandeur et identification du terme source . 13
5.4 Conditions climatiques et résultats de la modélisation .14
5.5 Voies d'exposition potentielles .14
5.6 Population touchée et informations démographiques .14
6 Organisation et gestion d'un centre de dépistage de la population .15
6.1 Choix du site . 15
6.1.1 Considérations générales . 15
6.2 Personnel et organisation .16
6.2.1 Généralités .16
6.2.2 Modules d'un centre de dépistage de la population .18
6.3 Évolutivité et durabilité.19
6.4 Considérations pratiques .19
6.5 Population ayant des besoins spéciaux . 20
6.5.1 Considérations principales . 20
6.5.2 Autres considérations . 20
6.6 Services (médicaux et psychologiques, sûreté et sécurité, communication, transport) .21
6.6.1 Médical .21
6.6.2 Santé mentale (psychosocial) .21
6.6.3 Sûreté et sécurité . 22
7 Dépistage et surveillance de la contamination externe potentielle .22
7.1 Objectif. 22
7.2 Équipement de détection des rayonnements . 23
7.3 Dépistage de la contamination lors du tri initial . 23
7.4 Poste de dépistage de la contamination . 23
7.4.1 Généralités . 23
7.4.2 Emplacement du poste de dépistage de la contamination .24
7.4.3 Personnel du poste de dépistage de la contamination .24
7.4.4 Équipement de protection individuelle (EPI) du poste de dépistage de la
contamination . .24
7.5 Poste de décontamination .24
7.5.1 Généralités .24
7.5.2 Emplacement du poste de décontamination . 25
[5]
7.5.3 Personnel du poste de décontamination . 25
7.5.4 Équipement de protection individuelle du personnel du poste de
décontamination . 25
7.5.5 Vêtements et effets personnels . 25
7.5.6 Décontamination d'une partie du corps . 25
7.6 Dépistage après la décontamination . 26
7.6.1 Généralités . 26
7.6.2 Facteurs influençant les critères permettant de déterminer si la
décontamination est justifiée . 26
iii
8 Évaluation et surveillance de l'exposition interne .26
8.1 Vue d'ensemble . 26
8.2 Prélèvement des échantillons .27
8.3 Surveillance de la contamination interne potentielle .27
8.3.1 Généralités .27
8.3.2 Surveillance des radionucléides émettant principalement des rayonnements
non pénétrants . 28
8.3.3 Rayonnements pénétrants . 29
8.3.4 Mélange de radionucléides . 30
8.4 Méthode d'évaluation de la dose . 30
8.4.1 Généralités . 30
8.4.2 Évaluation initiale de la dose .32
8.4.3 Évaluation détaillée de la dose interne .32
9 Évaluation et surveillance de l'exposition externe .33
9.1 Généralités . 33
9.2 Évaluation de l'exposition externe . 33
9.2.1 Sujets . 33
9.2.2 Recommandations . 33
9.2.3 Dispositifs de mesure . . 34
9.3 Évaluation de l'exposition externe des travailleurs . 36
9.3.1 Sujets . 36
9.3.2 Procédure . 36
9.3.3 Mesures . 36
9.3.4 Calculs . 36
9.3.5 Évaluation . 38
9.4 Évaluation de l'exposition externe des membres d'une équipe d'intervention . 39
9.4.1 Sujets . 39
9.4.2 Recommandations . 39
9.4.3 Mesures .41
9.4.4 Calculs .41
9.4.5 Évaluation .41
9.5 Évaluation de l'exposition externe du public . .41
9.5.1 Sujets .41
9.5.2 Recommandations .41
9.5.3 Mesures .42
9.5.4 Calculs .42
9.5.5 Évaluation . . 44
9.6 Évaluation de la dose clinique et biologique . 44
9.6.1 Vue d'ensemble. 44
9.6.2 Signes et symptômes cliniques .45
9.6.3 Hématologie . 46
9.6.4 Chimie du sang . 46
9.6.5 Cytogénétique . 46
9.6.6 Dosimétrie par RPE. 49
9.6.7 Combinaison de méthodes d'évaluation de la dose . 50
10 Enregistrement et rapport des résultats de mesure et de l'évaluation de la dose .51
10.1 Objectif.51
10.2 Enregistrement des résultats de la surveillance et de l'évaluation de la dose .52
10.2.1 Généralités .52
10.2.2 Enregistrement des résultats du dépistage et de la surveillance .52
10.2.3 Enregistrement des résultats de l'évaluation de la dose . 53
10.3 Rapport sur les résultats du dépistage, de la surveillance et de l'évaluation de la dose . 53
10.3.1 Généralités . 53
10.3.2 Communication des résultats aux personnes faisant l'objet de la surveillance et
de l'évaluation . 53
10.3.3 Communication des résultats au personnel chargé d'une évaluation
dosimétrique plus approfondie . 54
iv
10.3.4 Communication des résultats aux professionnels en vue d'un suivi médical ou
sanitaire . 54
11 Processus de soutien et management de la qualité .54
11.1 Objectif. 54
11.2 Préparation . 55
11.3 Plans et procédures pour les situations d'urgence (planification) . 55
11.4 Formation et exercices . 56
11.5 Communication .57
11.5.1 Généralités .57
11.5.2 Communication publique .57
11.5.3 Communication sur les opérations d'urgence . 58
11.6 Audits et évaluation . 58
Annexe A (informative) Rôles, équipement et communication des centres de dépistage
(voir Article 6) . 61
Annexe B (informative) Dépistage de la contamination externe .68
Annexe C (informative) Échantillon de feuille de calcul de dosimétrie biologie et clinique .73
Annexe D (informative) Système de classification de la réponse des systèmes neurovasculaire,
gastro-intestinal, cutané et hématopoïétique .80
Annexe E (informative) Exemples de ressources destinées à aider les intervenants et le
personnel médical d'urgence à gérer les lésions dues aux rayonnements et l'évaluation
de la dose .82
Bibliographie .84
v
Avant-propos
L'ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d'organismes nationaux
de normalisation (comités membres de l'ISO). L'élaboration des Normes internationales est en général
confiée aux comités techniques de l'ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude a le droit de faire
partie du comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales, gouvernementales et non
gouvernementales, en liaison avec l'ISO participent également aux travaux. L'ISO collabore étroitement avec
la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier, de prendre note des différents
critères d'approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document
a été rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2
(voir www.iso.org/directives).
L'ISO attire l'attention sur le fait que la mise en application du présent document peut entraîner l'utilisation
d'un ou de plusieurs brevets. L'ISO ne prend pas position quant à la preuve, à la validité et à l'applicabilité
de tout droit de propriété revendiqué à cet égard. À la date de publication du présent document, l'ISO
n'avait pas reçu notification qu'un ou plusieurs brevets pouvaient être nécessaires à sa mise en application.
Toutefois, il y a lieu d'avertir les responsables de la mise en application du présent document que des
informations plus récentes sont susceptibles de figurer dans la base de données de brevets, disponible à
l'adresse www.iso.org/brevets. L'ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne pas avoir identifié de tels
droits de propriété et averti de leur existence.
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données pour
information, par souci de commodité, à l'intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un engagement.
Pour une explication de la nature volontaire des normes, la signification des termes et expressions
spécifiques de l'ISO liés à l'évaluation de la conformité, ou pour toute information au sujet de l'adhésion de
l'ISO aux principes de l'Organisation mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles techniques au
commerce (OTC), voir www.iso.org/avant-propos.
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologie nucléaire
et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
Il convient que l'utilisateur adresse tout retour d'information ou toute question concernant le présent
document à l'organisme national de normalisation de son pays. Une liste exhaustive desdits organismes se
trouve à l'adresse www.iso.org/fr/members.html.
vi
Introduction
Des accidents nucléaires et des événements radiologiques majeurs, appelés ici incidents nucléaires ou
radiologiques, peuvent se produire et rejeter de grandes quantités de substances radioactives dans
l'environnement et affecter des populations importantes. Leurs conséquences peuvent varier dans l'espace
et dans le temps et il convient d'en tenir compte à la fois dans la situation d'exposition d'urgence et lors
de la réhabilitation en phase post-accidentelle en cas d’exposition persistante. Dans ces circonstances, le
dépistage, le triage, la surveillance et l'évaluation des expositions aux rayonnements pour les populations
constituent un élément clé de la gestion de la situation. Des mesurages plus précis et des évaluations de doses
associées doivent être entrepris pour soutenir et répondre à différents objectifs, notamment: l'identification
des personnes potentiellement soumises à une contamination interne/externe, l'évaluation de la santé, le
suivi épidémiologique, l'information publique et la réassurance et la conformité réglementaire. En outre,
les mesurages physiques, mais aussi les méthodes d'estimation biologique, sont utiles pour estimer les
expositions.
vii
Norme internationale ISO 24434:2024(fr)
Radioprotection — Surveillance radiologique des membres
des équipes d'intervention et de la population après des
incidents nucléaires/radiologiques — Principes généraux
1 Domaine d'application
Le présent document traite des principes généraux de préparation à la réalisation d'un dépistage individuel
de la contamination, d'un triage, d'une surveillance et d'une évaluation des doses de rayonnement reçues par
les personnes exposées pendant et/ou à la suite d'un incident nucléaire ou radiologique majeur. Le présent
document se concentre principalement sur la phase d'intervention rapide, qui exige que des actions rapides
soient entreprises pour atteindre les objectifs, en soutien et conformément aux lignes directrices nationales
ou internationales en matière d'intervention d’urgence.
Il traite des exigences générales applicables aux
— membres du public, c'est-à-dire les adultes, les populations vulnérables (telles que les enfants et les
femmes enceintes) et les personnes ayant des besoins spécifiques (telles que les personnes âgées et en
situation de handicap), et
— membres d’une équipe d’intervention.
Le présent document fournit des procédures générales pour le dépistage, le triage et la surveillance de ces
deux catégories de personnes. Il traite du contrôle radiologique individuel d'une potentielle contamination
externe, des expositions internes et externes et de l'évaluation des doses. Il fournit également des principes
pour l'organisation et la gestion d'un centre de dépistage de la population, ainsi que pour l'enregistrement
et la communication des résultats du contrôle radiologique individuel. Le présent document s'applique à la
plupart des situations d'exposition consécutives à un incident nucléaire ou radiologique majeur affectant un
grand nombre de personnes, notamment:
— un rejet important de substances radioactives (par exemple à partir d'une installation ou d'une centrale
nucléaire, lors du transport);
— un engin à dispersion de radioactivité (RDD);
— un dispositif nucléaire artisanal (IND);
— une arme nucléaire.
Les incidents radiologiques pour lesquels il n'y a pas de rejet de substances radioactives dans l'environnement,
mais seulement des expositions externes (par exemple liées à un dispositif d'irradiation (RED)) n'entrent
1)
pas dans le domaine d'application du présent document . Cependant, certaines informations fournies par le
présent document peuvent s'avérer intéressantes pour ce type d'événement.
L'objectif du présent document est d'assurer que les parties concernées anticipent leur préparation. Le
présent document indique comment obtenir et collecter des données rapidement et avec précision afin
d'informer les décideurs. Il ne spécifie pas les parties ou les personnes chargées d'entreprendre les actions.
Le présent document est destiné à fournir des recommandations aux personnes chargées de contrôler et
d'évaluer les doses reçues par les populations dans les situations d'exposition d'urgence impliquant un
1) Les incidents résultant d'une exposition à un RED sont exclus du présent document, car ils n'entraînent pas de
contamination susceptible d'être détectée par un moniteur-portique ou un dispositif portatif. L'identification des victimes
n'ayant subi qu'une exposition externe potentielle est déterminée par des moyens tels que l'évaluation des signes et
symptômes cliniques, la dosimétrie biologique, la RPE, etc.
grand nombre de personnes potentiellement soumises à une contamination interne/externe (et aux doses de
rayonnement qui en découlent). Il peut également servir d'orientation pour les organismes de réglementation.
2 Références normatives
Le présent document ne contient aucune référence normative.
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s'appliquent.
L'ISO et l'IEC tiennent à jour des bases de données terminologiques destinées à être utilisées en normalisation,
consultables aux adresses suivantes :
— ISO Online browsing platform: disponible à l'adresse https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: disponible à l'adresse https:// www .electropedia .org/
3.1
activité
A
quotient de -dN par dt, où dN est la variation du nombre de noyaux radioactifs, à un état énergétique
particulier et à un temps donné, en raison de transformations nucléaires spontanées dans l'intervalle de
temps dt
[SOURCE: ICRU 85, 6.2, octobre 2011, modifié en changeant l'ordre des phrases, en supprimant le
mot «moyen», en ajoutant le mot «radioactif».]
Note 1 à l'article: Elle s'exprime par A = -dN/dt. L'activité peut être calculée comme A = λN, où λ est la constante de
désintégration et N est le nombre de noyaux radioactifs présents.
Note 2 à l'article: Le nom spécifique de l'unité d'activité dans le Système international d'unités est le Becquerel (Bq),
-1 10
où 1 Bq = 1 s . L'utilisation de l'ancienne unité Curie (1 Ci = 3,7 × 10 Bq) est également acceptée dans de nombreux
pays et au BIPM.
3.2
contamination
présence fortuite ou indésirable de substances radioactives sur des surfaces ou dans des solides, des liquides
ou des gaz (y compris dans l'organisme humain), ou processus causant cette présence
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018]
3.3
décontamination
élimination complète ou partielle de la contamination (3.2) par un processus physique, chimique ou
biologique délibéré
Note 1 à l'article: Cette définition vise à inclure une vaste gamme de processus d'élimination de la contamination pour
les personnes, l'équipement et les bâtiments, mais à exclure l'élimination de radionucléides de l'intérieur de l'organisme
humain ou l'élimination de radionucléides par des processus d'altération naturelle ou de migration, lesquels ne sont
pas considérés comme une décontamination.
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018]
3.4
dose efficace engagée
E()τ grandeur E()τ , définie par la relation:Ew()ττ= .H () où H ()τ est la dose équivalente
∑ TT T
T
engagée au tissu ou à l'organe T sur le temps d'intégration τ écoulé depuis l'incorporation de substances
radioactives et w est le facteur de pondération tissulaire pour le tissu ou l'organe T
T
Note 1 à l'article: Lorsque τ n'est pas spécifié, on considérera qu'il est de 50 ans pour les adultes et qu'il va jusqu'à
l'âge de 70 ans dans le cas des incorporations par des enfants. Pour ces dernières, cela veut dire 70 ans moins l'âge de
l'enfant: par exemple 60 ans pour un enfant de 10 ans.
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018, modifié – en ajoutant la dernière phrase de la définition à la Note 1 à l'article]
3.5
voie d'exposition
voie par laquelle des rayonnements ou des radionucléides peuvent atteindre des êtres humains et entraîner
une exposition
Note 1 à l'article: Une voie d'exposition peut être très simple (par exemple la voie d'exposition externe due aux
radionucléides en suspension dans l'air) ou être une chaîne plus complexe (par exemple la voie d'exposition interne
due au lait de vaches ayant mangé de l'herbe contaminée par des radionucléides déposés).
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018]
3.6
dose absorbée
D
quotient différentiel de ε par rapport à m, où ε est l'énergie moyenne communiquée par un rayonnement
ionisant à une matière de masse, m:
dε
D=
dm
Note 1 à l'article: Le gray est un nom spécial pour le joule par kilogramme et est à utiliser comme unité SI cohérente de
dose absorbée.
[SOURCE: ISO/IEC 80000-10, 10.81.1]
3.7
dose équivalente
H
T
grandeur H , définie comme étant:
T,R
Hw=⋅D
T,RTR ,R
où D est la dose absorbée (3.6) moyenne au tissu ou à l'organe T émise par le type de rayonnement R et w
T,R R
est le facteur de pondération radiologique pour le type de rayonnement R
Note 1 à l'article: Lorsque le champ se compose de différents types de rayonnements ayant différentes valeurs de w ,
R
la dose équivalente est donnée par la relation:
Hw=⋅D
T ∑ RT,R
R
-1
Note 2 à l'article: L'unité SI de dose équivalente est le joule par kilogramme (J kg ), appelé sievert (Sv).
Note 3 à l'article: La dose équivalente est une mesure de la dose à un tissu ou un organe visant à rendre compte de
l'ampleur du dommage causé.
Note 4 à l'article: La dose équivalente ne peut pas être utilisée pour quantifier les doses élevées ou prendre des
décisions quant à la nécessité d'un quelconque traitement médical lié à des effets déterministes.
Note 5 à l'article: Les valeurs de dose équivalente à un tissu ou un organe déterminé peuvent être comparées
directement pour tous les types de rayonnements.
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018]
3.8
dose efficace
E
grandeur E définie comme étant la somme des produits des doses équivalentes (3.7) aux tissus ou organes
par leurs facteurs de pondération tissulaires respectifs:
Ew�=⋅H
∑ TT
T
où H est la dose équivalente au tissu ou à l'organe T et w le facteur de pondération tissulaire pour le tissu
T T
ou l'organe T. D'après la définition de la dose équivalente, il s'ensuit que:
Ew=⋅ wD⋅
∑∑T RT,R
T R
où w est le facteur de pondération radiologique pour le type de rayonnement R et D la dose absorbée (3.6)
R T,R
moyenne dans le tissu ou l'organe T émise par le type de rayonnement R.
-1
Note 1 à l'article: L'unité SI de dose efficace est le joule par kilogramme (J kg ), appelé sievert (Sv).
Note 2 à l'article: La dose efficace est une mesure de dose visant à rendre compte de l'ampleur du détriment
radiologique pouvant résulter de la dose.
Note 3 à l'article: La dose efficace ne peut pas être utilisée pour quantifier les doses élevées ou prendre des décisions
quant à la nécessité d'un quelconque traitement médical lié à des effets déterministes.
Note 4 à l'article: Les valeurs de la dose efficace due à une exposition peuvent être comparées directement pour tous
les types de rayonnements et tous les modes d'exposition.
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018]
3.9
réaction tissulaire
effet déterministe
lésion dans des populations de cellules, caractérisée par un seuil de dose et une augmentation de la gravité
de la réaction en fonction de l'augmentation de la dose
Note 1 à l'article: Dans certains cas, ces effets sont modulables après l'irradiation par des procédés comprenant des
modificateurs de la réponse biologique.
[SOURCE: Publication 123 de la CIPR]
3.10
érythème
rougissement de la peau ou d'une muqueuse
[SOURCE: ISO 10993-10:2021, 3.6]
3.11
tachycardie
augmentation de la fréquence cardiaque due à l'exercice, la douleur, l'anxiété ou un état physiopathologique
[SOURCE: ISO 16972:2020, 4.42]
3.12
incorporation
acte ou processus d'introduction de radionucléides dans l'organisme par inhalation ou ingestion
ou à travers la peau
Note 1 à l'article: Les autres voies d'exposition par incorporation sont l'injection (par exemple en médecine nucléaire)
et l'incorporation par le biais d'une blessure, par opposition à l'incorporation à travers la peau (intacte).
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018]
3.13
incorporation
activité d'un radionucléide introduit dans l'organisme pendant une période donnée ou à la suite
d'un événement donné
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018]
3.14
kerma
K
pour des rayonnements ionisants non chargés, quotient différentiel de E par rapport à m, où E est la
tr tr
somme moyenne des énergies cinétiques initiales de toutes les particules ionisantes chargées libérées dans
dE
tr
une masse m de matière: K =
dm
[SOURCE: ISO 80000-10:2019, 86.1]
-1
Note 1 à l'article: L'unité est J kg . Le nom spécial de l'unité de kerma est le gray (Gr).
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.3.16]
3.15
situation d'exposition
circonstances de l'exposition de la ou des personnes ou de l'environnement à des sources de rayonnements
ionisants
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.3.20]
3.16
situation d'exposition planifiée
situation d'exposition résultant de l'exploitation planifiée d'une source ou d'une activité planifiée donnant
lieu à une exposition due à une source
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018]
3.17
événement
fait non planifié, y compris les fausses manœuvres, les défaillances d'équipement et autres anomalies et les
actions délibérées de tiers, dont les conséquences réelles ou potentielles ne sont pas négligeables du point de
vue de la protection et de la sûreté
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018. Modifié – en supprimant la phrase «par l'exploitant» et «nucléaire».]
3.18
situation d'exposition d'urgence
situation d'exposition qui survient à la suite d'un accident, d'un acte malveillant ou de tout autre événement
imprévu et face à laquelle une action rapide doit être menée afin d'éviter ou de réduire les conséquences
néfastes
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018]
3.19
situation d'exposition existante
situation d'exposition (3.15) qui existe déjà lorsqu'une décision quant à la nécessité d'un contrôle doit être prise
Note 1 à l'article: Exposition au rayonnement de fond naturel et exposition aux matières radioactives résiduelles
résultant d'une situation d'urgence nucléaire ou radiologique après la déclaration de la fin de la situation d'urgence.
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018]
3.20
niveau de référence
niveau de dose, de risque ou de concentration d'activité dans une situation d'exposition d'urgence (3.18) ou une
situation d'exposition existante (3.19) au-dessus duquel il est inapproprié de prévoir d'autoriser des expositions
et au-dessous duquel l'optimisation de la protection et de la sûreté continuerait d'être mise en œuvre
Note 1 à l'article: La valeur retenue pour un niveau de référence dépendra des circonstances qui prévalent pour
l'exposition considérée.
[SOURCE: IAEA. Glossaire de sûreté de l'AIEA, Terminologie employée en sûreté nucléaire et radioprotection
– Édition 2018]
3.21
évaluation de la dose
évaluation de la dose reçue par un individu ou un groupe d’individus
Note 1 à l'article: Par exemple, évaluation de la dose reçue ou engagée chez un individu sur la base des résultats du
contrôle ra
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ISO/TC 85
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Date : 2024-03-25
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ISO/TC 85
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Secrétariat : AFNOR
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Première édition .
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2024-01
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Radioprotection — ContrôleSurveillance radiologique des .
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membres des équipes d'intervention et de la population après des .
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incidents nucléaires/radiologiques — Principes généraux
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Radiological protection — Radiological monitoring for emergency workers and population following
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nuclear/radiological incidents — General principles
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ICS : 13.100 ; 13.200 ; 13.280
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Type du document : Norme internationale
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Stade du document : (60) Publication
Langue du document : F
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Sommaire Page Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
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stops: Not at 16.37 cm
Avant-propos . viii
Introduction . ix
1 Domaine d'application . 1
2 Références normatives . 2
3 Termes et définitions . 2
4 Symboles et abréviations . 12
4.1 Symboles . 12
4.2 Abréviations . 13
5 Collecte d'informations à propos de l'incident . 14
5.1 Généralités . 14
5.2 Description de l'incident . 14
5.3 Ordre de grandeur et identification du terme source . 15
5.4 Conditions climatiques et résultats de la modélisation . 15
5.5 Voies d'exposition potentielles . 16
5.6 Population touchée et informations démographiques . 16
6 Organisation et gestion d'un centre de dépistage de la population . 17
6.1 Choix du site . 17
6.2 Personnel et organisation. 18
6.3 Évolutivité et durabilité. 21
6.4 Considérations pratiques . 21
6.5 Population ayant des besoins spéciaux . 22
6.6 Services (médicaux et psychologiques, sûreté et sécurité, communication, transport) . 23
7 Dépistage et surveillance de la contamination externe potentielle . 25
7.1 Objectif . 25
7.2 Équipement de détection des rayonnements . 25
7.3 Dépistage de la contamination lors du tri initial . 25
7.4 Poste de dépistage de la contamination . 26
7.5 Poste de décontamination . 27
7.6 Dépistage après la décontamination . 28
8 Évaluation et surveillance de l'exposition interne . 29
8.1 Vue d'ensemble . 29
8.2 Prélèvement des échantillons . 30
8.3 Surveillance de la contamination interne potentielle . 30
8.4 Méthode d'évaluation de la dose . 33
9 Évaluation et surveillance de l'exposition externe . 36
9.1 Généralités . 36
9.2 Évaluation de l'exposition externe . 37
9.3 Évaluation de l'exposition externe des travailleurs . 39
9.4 Évaluation de l'exposition externe des membres d'une équipe d'intervention . 42
9.5 Évaluation de l'exposition externe du public . 45
9.6 Évaluation de la dose clinique et biologique . 48
10 Enregistrement et rapport des résultats de mesure et de l'évaluation de la dose . 55
10.1 Objectif . 55
10.2 Enregistrement des résultats de la surveillance et de l'évaluation de la dose . 56
10.3 Rapport sur les résultats du dépistage, de la surveillance et de l'évaluation de la dose . 58
© ISO 2024 – Tous droits réservés
iv
ISO 24434:2024(Ffr)
Formatted: Space After: 30 pt
11 Processus de soutien et management de la qualité . 59
11.1 Objectif . 59
11.2 Préparation . 60
11.3 Plans et procédures pour les situations d'urgence (planification) . 60
11.4 Formation et exercices . 61
11.5 Communication . 62
11.6 Audits et évaluation . 64
Annexe A (informative) Rôles, équipement et communication des centres de dépistage
(voir Article 6). 67
Annexe B (informative) Dépistage de la contamination externe . 74
Annexe C (informative) Échantillon de feuille de calcul de dosimétrie biologie et clinique . 80
Annexe D (informative) Système de classification de la réponse des systèmes neurovasculaire,
gastro-intestinal, cutané et hématopoïétique . 87
Annexe E (informative) Exemples de ressources destinées à aider les intervenants et le
personnel médical d'urgence à gérer les lésions dues aux rayonnements et l'évaluation
de la dose . 89
Bibliographie . 91
Introduction . vii
1 Domaine d'application . 1
2 Références normatives . 2
3 Termes et définitions . 2
4 Symboles et abréviations . 14
4.1 Symboles . 14
4.2 Abréviations . 14
5 Collecte d'informations à propos de l'incident . 15
5.1 Généralités . 15
5.2 Description de l'incident . 16
5.3 Ordre de grandeur et identification du terme source . 16
5.4 Conditions climatiques et résultats de la modélisation . 17
5.5 Voies d'exposition potentielles . 17
5.6 Population touchée et informations démographiques . 18
6 Organisation et gestion d'un centre de dépistage de la population . 18
6.1 Choix du site . 18
6.1.1 Considérations générales . 18
6.2 Personnel et organisation. 20
6.2.1 Généralités . 20
6.2.2 Modules d'un centre de dépistage de la population . 22
6.3 Évolutivité et durabilité. 23
6.4 Considérations pratiques . 23
Formatted: Font: 10 pt
6.5 Population ayant des besoins spéciaux . 24
6.5.1 Considérations principales . 24 Formatted: Font: 10 pt
6.5.2 Autres considérations . 24
Formatted: Font: 10 pt
6.6 Services (médicaux et psychologiques, sûreté et sécurité, communication, transport) . 25
Formatted: Font: 10 pt
© ISO 2024 – – Tous droits réservés
v
ISO 24434:2024(Ffr)
Formatted: Space After: 30 pt
6.6.1 Médical . 25
6.6.2 Santé mentale (psychosocial) . 25
6.6.3 Sûreté et sécurité . 26
7 Dépistage et surveillance de la contamination externe potentielle . 27
7.1 Objectif . 27
7.2 Équipement de détection des rayonnements . 27
7.3 Dépistage de la contamination lors du tri initial . 28
7.4 Poste de dépistage de la contamination . 28
7.4.1 Généralités . 28
7.4.2 Emplacement du poste de dépistage de la contamination . 28
7.4.3 Personnel du poste de dépistage de la contamination . 28
7.4.4 Équipement de protection individuelle (EPI) du poste de dépistage de la contamination29
7.5 Poste de décontamination . 29
7.5.1 Généralités . 29
7.5.2 Emplacement du poste de décontamination . 30
[5]
7.5.3 Personnel du poste de décontamination . 30
7.5.4 Équipement de protection individuelle du personnel du poste de décontamination . 30
7.5.5 Vêtements et effets personnels . 30
7.5.6 Décontamination d'une partie du corps . 31
7.6 Dépistage après la décontamination . 31
7.6.1 Généralités . 31
7.6.2 Facteurs influençant les critères permettant de déterminer si la décontamination est
justifiée . 31
8 Évaluation et surveillance de l'exposition interne . 32
8.1 Vue d'ensemble . 32
8.2 Prélèvement des échantillons . 32
8.3 Surveillance de la contamination interne potentielle . 33
8.3.1 Généralités . 33
8.3.2 Surveillance des radionucléides émettant principalement des rayonnements non
pénétrants . 33
8.3.3 Rayonnements pénétrants . 34
8.3.4 Mélange de radionucléides. 35
8.4 Méthode d'évaluation de la dose . 36
8.4.1 Généralités . 36
8.4.2 Évaluation initiale de la dose . 38
8.4.3 Évaluation détaillée de la dose interne. 38
9 Évaluation et surveillance de l'exposition externe . 39
9.1 Généralités . 39
9.2 Évaluation de l'exposition externe . 40
9.2.1 Sujets . 40
9.2.2 Recommandations . 40
9.2.3 Dispositifs de mesure . 40
9.3 Évaluation de l'exposition externe des travailleurs . 43
9.3.1 Sujets . 43
9.3.2 Procédure . 43
9.3.3 Mesures . 43
9.3.4 Calculs . 44
9.3.5 Évaluation . 46
9.4 Évaluation de l'exposition externe des membres d'une équipe d'intervention . 46
9.4.1 Sujets . 46
9.4.2 Recommandations . 46
9.4.3 Mesures . 48
© ISO 2024 – Tous droits réservés
vi
ISO 24434:2024(Ffr)
Formatted: Space After: 30 pt
9.4.4 Calculs . 48
9.4.5 Évaluation . 48
9.5 Évaluation de l'exposition externe du public . 49
9.5.1 Sujets . 49
9.5.2 Recommandations . 49
9.5.3 Mesures . 49
9.5.4 Calculs . 50
9.5.5 Évaluation . 52
9.6 Évaluation de la dose clinique et biologique . 52
9.6.1 Vue d'ensemble . 52
9.6.2 Signes et symptômes cliniques . 52
9.6.3 Hématologie . 54
9.6.4 Chimie du sang . 54
9.6.5 Cytogénétique . 55
9.6.6 Dosimétrie par RPE . 58
9.6.7 Combinaison de méthodes d'évaluation de la dose . 59
10 Enregistrement et rapport des résultats de mesure et de l'évaluation de la dose . 60
10.1 Objectif . 60
10.2 Enregistrement des résultats de la surveillance et de l'évaluation de la dose . 61
10.2.1 Généralités . 61
10.2.2 Enregistrement des résultats du dépistage et de la surveillance . 61
10.2.3 Enregistrement des résultats de l'évaluation de la dose . 62
10.3 Rapport sur les résultats du dépistage, de la surveillance et de l'évaluation de la dose . 63
10.3.1 Généralités . 63
10.3.2 Communication des résultats aux personnes faisant l'objet de la surveillance et de
l'évaluation. 63
10.3.3 Communication des résultats au personnel chargé d'une évaluation dosimétrique plus
approfondie . 63
10.3.4 Communication des résultats aux professionnels en vue d'un suivi médical ou sanitaire 64
11 Processus de soutien et management de la qualité . 64
11.1 Objectif . 64
11.2 Préparation . 65
11.3 Plans et procédures pour les situations d'urgence (planification) . 65
11.4 Formation et exercices . 66
11.5 Communication . 67
11.5.1 Généralités . 67
11.5.2 Communication publique . 67
11.5.3 Communication sur les opérations d'urgence . 68
11.6 Audits et évaluation . 69
Annexe A (informative) Rôles, équipement et communication des centres de dépistage
(voir Article 6). 72
Annexe B (informative) Dépistage de la contamination externe . 79
Annexe C (informative) Échantillon de feuille de calcul de dosimétrie biologie et clinique . 85
Annexe D (informative) Système de classification de la réponse des systèmes neurovasculaire,
gastro-intestinal, cutané et hématopoïétique . 92
Annexe E (informative) Exemples de ressources destinées à aider les intervenants et le
Formatted: Font: 10 pt
personnel médical d'urgence à gérer les lésions dues aux rayonnements et l'évaluation
de la dose . 95
Formatted: Font: 10 pt
Formatted: Font: 10 pt
Bibliographie . 97
Formatted: Font: 10 pt
© ISO 2024 – – Tous droits réservés
vii
ISO 24434:2024(Ffr)
Formatted: Space After: 30 pt
Avant-propos Formatted: French (France)
L'ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d'organismes nationaux de
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
normalisation (comités membres de l'ISO). L'élaboration des Normes internationales est en général confiée Adjust space between Asian text and numbers
aux comités techniques de l'ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude a le droit de faire partie du
comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales, gouvernementales et non
gouvernementales, en liaison avec l'ISO participent également aux travaux. L'ISO collabore étroitement avec
la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont décrites
dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier, de prendre note des différents critères
d'approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document a été rédigé
conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2
(voir www.iso.org/directives).
Formatted: French (France)
Formatted: French (France)
L'ISO attire l'attention sur le fait que la mise en application du présent document peut entraîner l'utilisation
Field Code Changed
d'un ou de plusieurs brevets. L'ISO ne prend pas position quant à la preuve, à la validité et à l'applicabilité de
tout droit de propriété revendiqué à cet égard. À la date de publication du présent document, l'ISO n'avait pas
reçu notification qu'un ou plusieurs brevets pouvaient être nécessaires à sa mise en application. Toutefois, il
y a lieu d'avertir les responsables de la mise en application du présent document que des informations plus
récentes sont susceptibles de figurer dans la base de données de brevets, disponible à
l'adresse www.iso.org/brevets. L'ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne pas avoir identifié de tels
Formatted: French (France)
droits de propriété et averti de leur existence.
Formatted: French (France)
Field Code Changed
Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données pour
information, par souci de commodité, à l'intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un engagement.
Pour une explication de la nature volontaire des normes, la signification des termes et expressions spécifiques
de l'ISO liés à l'évaluation de la conformité, ou pour toute information au sujet de l'adhésion de l'ISO aux
principes de l'Organisation mondiale du commerce (OMC) concernant les obstacles techniques au commerce
(OTC), voir www.iso.org/avant-propos.
Formatted: French (France)
Formatted: French (France)
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologie nucléaire
Field Code Changed
et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
Il convient que l'utilisateur adresse tout retour d'information ou toute question concernant le présent
document à l'organisme national de normalisation de son pays. Une liste exhaustive desdits organismes se
trouve à l'adresse www.iso.org/fr/members.html.www.iso.org/fr/members.html.
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www.iso.org/fr/members.html has been redirected to
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Formatted: French (France)
© ISO 2024 – Tous droits réservés
viii
ISO 24434:2024(Ffr)
Formatted: Space After: 30 pt
Introduction
Des accidents nucléaires et des événements radiologiques majeurs, appelés ici incidents nucléaires ou
radiologiques, peuvent se produire et rejeter de grandes quantités de substances radioactives dans
l'environnement et affecter des populations importantes. Leurs conséquences peuvent varier dans l'espace et
dans le temps et il convient d'en tenir compte à la fois dans la situation d'exposition d'urgence et lors de la
réhabilitation en phase post-accidentelle en cas d’exposition persistante. Dans ces circonstances, le dépistage,
le triage, la surveillance et l'évaluation des expositions aux rayonnements pour les populations constituent un
élément clé de la gestion de la situation. Des mesurages plus précis et des évaluations de doses associées
doivent être entrepris pour soutenir et répondre à différents objectifs, notamment : l'identification des
Formatted: French (France)
personnes potentiellement soumises à une contamination interne/externe, l'évaluation de la santé, le suivi
épidémiologique, l'information publique et la réassurance et la conformité réglementaire. En outre, les
mesurages physiques, mais aussi les méthodes d'estimation biologique, sont utiles pour estimer les
expositions.
Formatted: Font: 10 pt
Formatted: Font: 10 pt
Formatted: Font: 10 pt
Formatted: Font: 10 pt
© ISO 2024 – – Tous droits réservés
ix
ISO 24434:2024(Ffr)
Formatted: Space After: 30 pt
Formatted: French (France)
Radioprotection — ContrôleSurveillance radiologique des membres
Formatted: Main Title 1, None, Adjust space between
des équipes d'intervention et de la population après des incidents
Latin and Asian text, Adjust space between Asian text
nucléaires/radiologiques — Principes généraux
and numbers
1 Domaine d'application
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers, Tab
Le présent document traite des principes généraux de préparation à la réalisation d'un dépistage individuel
stops: Not at 0.76 cm
de la contamination, d'un triage, d'une surveillance et d'une évaluation des doses de rayonnement reçues par
Formatted: French (France)
les personnes exposées pendant et/ou à la suite d'un incident nucléaire ou radiologique majeur. Le présent
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
document se concentre principalement sur la phase d'intervention rapide, qui exige que des actions rapides
Adjust space between Asian text and numbers
soient entreprises pour atteindre les objectifs, en soutien et conformément aux lignes directrices nationales
ou internationales en matière d'intervention d’urgence.
Il traite des exigences générales applicables aux :
Formatted: French (France)
— — membres du public, c'est-à-dire les adultes, les populations vulnérables (telles que les enfants et les
Formatted: French (France)
femmes enceintes) et les personnes ayant des besoins spécifiques (telles que les personnes âgées et en
Formatted: Indent: Left: 0 cm, First line: 0 cm, Adjust
situation de handicap) ;), et
space between Latin and Asian text, Adjust space
between Asian text and numbers
— — membres d’une équipe d’intervention.
Formatted: French (France)
Le présent document fournit des procédures générales pour le dépistage, le triage et la surveillance de ces
Formatted: French (France)
deux catégories de personnes. Il traite du contrôle radiologique individuel d'une potentielle contamination
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
externe, des expositions internes et externes et de l'évaluation des doses. Il fournit également des principes
Adjust space between Asian text and numbers
pour l'organisation et la gestion d'un centre de dépistage de la population, ainsi que pour l'enregistrement et
la communication des résultats du contrôle radiologique individuel. Le présent document s'applique à la
plupart des situations d'exposition consécutives à un incident nucléaire ou radiologique majeur affectant un
grand nombre de personnes, notamment :
Formatted: French (France)
— — un rejet important de substances radioactives (par exemple à partir d'une installation ou d'une
Formatted: French (France)
centrale nucléaire, lors du transport) ;);
Formatted: Indent: Left: 0 cm, First line: 0 cm, Adjust
space between Latin and Asian text, Adjust space
— — un engin à dispersion de radioactivité (RDD) ;);
between Asian text and numbers
Formatted: French (France)
— — un dispositif nucléaire artisanal (IND) ;);
Formatted: French (France)
— — une arme nucléaire.
Formatted: French (France)
Formatted: French (France)
Les incidents radiologiques pour lesquels il n'y a pas de rejet de substances radioactives dans
l'environnement, mais seulement des expositions externes (par exemple liées à un dispositif d'irradiation
Formatted: French (France)
1 1)
(RED)) n'entrent pas dans le domaine d'application du présent document . . Cependant, certaines
Formatted: French (France)
informations fournies par le présent document peuvent s'avérer intéressantes pour ce type d'événement.
Formatted: Adjust space between Latin and Asian text,
Adjust space between Asian text and numbers
Formatted: French (France)
Les incidents résultant d'une exposition à un RED sont exclus du présent document, car ils n'entraînent pas de
contamination susceptible d'être détectée par un moniteur-portique ou un dispositif portatif. L'identification des Formatted: Font: 10 pt
victimes n'ayant subi qu'une exposition externe potentielle est déterminée par des moyens tels que l'évaluation des
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signes et symptômes cliniques, la dosimétrie biologique, la RPE, etc.
1)
Les incidents résultant d'une exposition à un RED sont exclus du présent document, car ils n'entraînent pas de
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contamination susceptible d'être détectée par un moniteur-portique ou un dispositif portatif. L'identification des
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victimes n'ayant subi qu'une exposition externe potentielle est déterminée par des moyens tels que l'évaluation des
signes et symptômes cliniques, la dosimétrie biologique, la RPE, etc. Formatted: Font: Not Bold
© ISO 2024 – – Tous droits réservés
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ISO 24434:2024(Ffr)
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L'objectif du présent document est d'assurer que les parties concernées anticipent leur préparation. Le
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présent document indique comment obtenir et collecter des données rapidement et avec précision afin
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d'informer les décideurs. Il ne spécifie pas les parties ou les personnes chargées d'entreprendre les actions.
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Le présent document est destiné à fournir des recommandations aux personnes chargées de contrôler et
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d'évaluer les doses reçues par les populations dans les situations d'exposition d'urgence impliquant un grand
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nombre de personnes potentiellement soumises à une contamination interne/externe (et aux doses de .
rayonnement qui en découlent). Il peut également servir d'orientation pour les organismes de réglementation.
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2 Références normatives
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Le présent document ne contient aucune référence normative.
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3 Termes et définitions
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Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s'appliquent.
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L'ISO et l'IEC tiennent à jour des bases de données terminologiques destinées à être utilisées en normalisation,
consultables aux adresses suivantes : Field Code Changed
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— — ISO Online browsing platform : disponible à l'adresse https://www.iso.org/obp
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— — IEC Electropedia : disponible à l'adresse https://www.electropedia.org/
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3.1
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activité .
A
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quotient de -dN par dt, où dN est la variation du nombre de noyaux radioactifs, à un état énergétique
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particulier et à un temps donné, en raison de transformations nucléaires spontanées dans l'intervalle de temps
dt Formatted
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[SOURCE : ICRU 85, 6.2, octobre 2011, modifié en changeant l'ordre des phrases, en supprimant le
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mot « moyen », en ajoutant le mot « radioactif ».]».]
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Note 1 à l'article: Elle s'exprime par A = -dN/dt. L'activité peut être calculée comme A = λN, où λ est la constante
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de désintégration et N est le nombre de noyaux radioactifs présents.
Commented [eXtyles3]: eXtyles Inline Standards Citation
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Note 2 à l'article: Le nom spécifique de l'unité d'activité dans le Système international d'unités est le Becquerel
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-1 10
(Bq),
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Questions, Comments and Discussion
Ask us and Technical Secretary will try to provide an answer. You can facilitate discussion about the standard in here.
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