ISO 15382:2015
(Main)Radiological protection — Procedures for monitoring the dose to the lens of the eye, the skin and the extremities
Radiological protection — Procedures for monitoring the dose to the lens of the eye, the skin and the extremities
ISO 15382:2015 provides procedures for monitoring the dose to the skin, the extremities, and the lens of the eye. It gives guidance on how to decide if such dosemeters are needed and to ensure that individual monitoring is appropriate to the nature of the exposure, taking practical considerations into account. National regulations, if they exist, provide requirements that need to be followed. ISO 15382:2015 specifies procedures for individual monitoring of radiation exposure of the skin, extremities (hands, fingers, wrists, forearms, feet and ankles), and lens of the eye in planned exposure situations. It covers practices which involve a risk of exposure to photons in the range of 8 keV to 10 MeV and electrons and positrons in the range of 60 keV to 10 MeV. ISO 15382:2015 gives guidance for the design of a monitoring program to ensure compliance with legal individual dose limits. It refers to the appropriate operational dose quantities, and it gives guidance on the type and frequency of individual monitoring and the type and positioning of the dosemeter. Finally, different approaches to assess and analyse skin, extremity, and lens of the eye doses are given. It is not in the scope of this International Standard to consider exposure due to alpha or neutron radiation fields.
Radioprotection — Procédures pour la surveillance des doses au cristallin, à la peau et aux extrémités
ISO 15382:2015 fournit des procédures de surveillance des doses à la peau, aux extrémités et au cristallin. Elle fournit des recommandations pour déterminer si des dosimètres sont nécessaires et s'assurer que la surveillance individuelle est adaptée à la nature de l'exposition, en prenant en compte les aspects pratiques. Lorsque des réglementations nationales existent, elles stipulent des exigences qui doivent également être respectées. ISO 15382:2015 spécifie des procédures de surveillance individuelle de l'exposition aux rayonnements de la peau, des extrémités (mains, doigts, poignets, avant-bras, pieds et chevilles) et du cristallin dans les situations d'exposition planifiées. Elle concerne les pratiques impliquant un risque d'exposition à des photons dont l'énergie est comprise entre 8 keV et 10 MeV et à des électrons et positrons dont l'énergie est comprise entre 60 keV et 10 MeV. ISO 15382:2015 fournit des lignes directrices pour la conception d'un programme de surveillance permettant de s'assurer du respect des limites légales de dose individuelle. Elle se rapporte aux grandeurs dosimétriques opérationnelles appropriées et fournit des recommandations sur le type et la fréquence de surveillance individuelle ainsi que sur le type et l'emplacement du dosimètre. Elle décrit enfin différentes méthodes permettant d'évaluer et d'analyser les doses à la peau, aux extrémités et au cristallin. L'exposition due à des champs de rayonnements alpha ou neutroniques ne relève pas du domaine d'application de la présente Norme internationale.
General Information
Relations
Standards Content (Sample)
INTERNATIONAL ISO
STANDARD 15382
Second edition
2015-12-01
Radiological protection — Procedures
for monitoring the dose to the lens of
the eye, the skin and the extremities
Radioprotection — Procédures pour la surveillance des doses au
cristallin, à la peau et aux extrémités
Reference number
©
ISO 2015
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ii © ISO 2015 – All rights reserved
Contents Page
Foreword .iv
Introduction .v
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions . 2
4 Individual monitoring . 2
4.1 Quantities . 2
4.2 Dose limits and monitoring levels . 2
4.3 Monitoring period . 3
4.4 Extremity, skin and lens of the eye monitoring . 3
4.5 Uncertainties . 3
4.6 Characteristics of radiation fields . 4
5 Assessment of dose levels prior to routine monitoring . 4
5.1 General . 4
5.2 Indications from workplace measurements . 4
5.3 Indications from whole body dosimetry . 5
5.4 Indications from literature data . 5
5.5 Indications from simulations . 5
5.6 Indications from confirmatory measurements . 5
6 Personal dosimetry. 6
6.1 Extremity and skin dosimetry . 6
6.1.1 Locations to monitor . 6
6.1.2 Types of dosemeters . 6
6.1.3 Technical specifications of dosemeters . 7
6.1.4 Application of correction factors . 7
6.2 Monitoring of the lens of the eye . 7
6.2.1 Locations to monitor . 7
6.2.2 Types of dosemeters . 8
6.2.3 Technical specifications of dosemeters . 8
6.2.4 Application of correction factors . 8
7 Interpretation and management of the results . 9
7.1 Analyses of results . 9
7.2 Optimization . 9
7.3 Registration and documentation . 9
8 Special cases . 9
8.1 Contamination . 9
8.1.1 General. 9
8.1.2 Estimation of dose to the skin or the lens of the eye from contamination .10
8.1.3 Estimation of dose to the skin or to the eye lens from hot particles .10
8.1.4 Estimation of dose to the skin or to the lens of the eye from contamination
on protective clothing .11
8.2 Estimation of dose from exposure to radioactivity in the air .11
8.3 Need to correct estimated doses due to contamination of dosemeters .11
Annex A (normative) Technical specifications of dosemeters .13
Annex B (informative) Monitoring the dose to the lens of the eye .14
Annex C (informative) Special considerations in the medical sector .18
Annex D (informative) Special considerations in nuclear power plants.21
Bibliography .25
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 documents 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).
Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this document may be the subject of
patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights. Details of
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on the ISO list of patent declarations received (see www.iso.org/patents).
Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not
constitute an endorsement.
For an explanation on the meaning of ISO specific terms and expressions related to conformity
assessment, as well as information about ISO’s adherence to the WTO principles in the Technical
Barriers to Trade (TBT) see the following URL: Foreword - Supplementary information
The committee responsible for this document is ISO/TC 85, Nuclear energy, nuclear technologies and
radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiological protection.
This second edition cancels and replaces the first edition (ISO 15382:2002), which has been technically
revised. The main changes are the addition of procedures for monitoring the dose to the lens of the eye.
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Introduction
The human body has to be protected from effects of ionizing radiation. The stochastic effects are
covered by the limit on the effective dose while tissue reactions (deterministic effects) are covered
by the dose limits for specific organs. The human skin has to be protected from tissue reactions, like
erythema and ulceration. For the lens of the eye, there is the risk of radiation induced opacities and
cataract at elevated exposures. To protect the skin of the whole body, the extremities, and the lens
of the eye, separate dose limits are recommended by the International Commission on Radiological
Protection (ICRP). These separate dose limits are needed because, in case of localized exposures, the
organ doses to the skin and the lens of the eye could exceed these limits even if the effective doses were
lower than the limit.
Specific dosimetry is needed to monitor these doses and to assess compliance with applicable limits.
There are some situations where the correct assessment of the exposure of the skin, extremities, and
lens of the eye can be important. In the nuclear sector, there can be exposure due to weakly penetrating
radiation caused by unshielded open radioactive sources, or by work in glove boxes. These types of
exposure can occur, in particular, in connection with contamination. Exposure to weakly penetrating
radiation from radioactive noble gases in room air also has to be considered. In the medical field, doses
to extremities and doses to the lens of the eye can be important during interventional procedures and
in nuclear medicine.
Monitoring the extremities and the lens of the eye is not always straightforward, and many practical
problems arise for the application of monitoring in the workplace. As a result, monitoring is often not
done as it should be, or not done at all. This International Standard provides guidance on how and when
this monitoring should be done, for all the different types of workplace fields.
This International Standard is directed to all who are involved in the dosimetry of the skin, extremities,
and the lens of the eye, like for example, radiation protection officers, regulators, workers, dosimetry
services, etc.
INTERNATIONAL STANDARD ISO 15382:2015(E)
Radiological protection — Procedures for monitoring the
dose to the lens of the eye, the skin and the extremities
1 Scope
This International Standard provides procedures for monitoring the dose to the skin, the extremities,
and the lens of the eye. It gives guidance on how to decide if such dosemeters are needed and to ensure
that individual monitoring is appropriate to the nature of the exposure, taking practical considerations
into account. National regulations, if they exist, provide requirements that need to be followed.
This International Standard specifies procedures for individual monitoring of radiation exposure of
the skin, extremities (hands, fingers, wrists, forearms, feet and ankles), and lens of the eye in planned
exposure situations. It covers practices which involve a risk of exposure to photons in the range of
8 keV to 10 MeV and electrons and positrons in the range of 60 keV to 10 MeV.
This International Standard gives guidance for the design of a monitoring program to ensure
compliance with legal individual dose limits. It refers to the appropriate operational dose quantities,
and it gives guidance on the type and frequency of individual monitoring and the type and positioning
of the dosemeter. Finally, different approaches to assess and analyse skin, extremity, and lens of the eye
doses are given.
It is not in the scope of this International Standard to consider exposure due to alpha or neutron
radiation fields.
2 Normative references
The following documents, in whole or in part, are normatively referenced in this document and are
indispensable for its application. For dated references, only the edition cited applies. For undated
references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.
ISO/TS 18090-1, Radiological protection — Characteristics of reference pulsed radiation — Part 1:
Photon radiation.
IEC 62387, Radiation protection instrumentation — Passive integrating dosimetry systems for personal
and environmental monitoring of photon and beta radiation
IEC 60846-1, Radiation protection instrumentation — Ambient and/or directional dose equivalent (rate)
meters and/or monitors for beta, X and gamma radiation — Part 1: Portable workplace and environmental
meters and monitors
IEC 61526, Radiation protection instrumentation — Measurement of personal dose equivalents Hp(10) and
Hp(0,07) for X, gamma, neutron and beta radiations — Direct reading personal dose equivalent meters
ICRP, 2007. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection,
ICRP Publication 103. Ann. ICRP 37 (2-4)
ICRP, 2010. Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation
Exposures, ICRP Publication 116, Ann. ICRP 40(2–5), 2010
ICRP, 2012. ICRP Statement on Tissue Reactions / Early and Late Effects of Radiation in Normal Tissues
and Organs – Threshold Doses for Tissue Reactions in a Radiation Protection Context, ICRP Publication
118. Ann. ICRP 41(1/2)
ICRU, 2011. Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation, ICRU Publication 85. J. ICRU 11(1)
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the terms, definitions and units given in ICRP 103, ICRP 116,
ICRP 118 and ICRU 85 apply.
4 Individual monitoring
4.1 Quantities
Skin and extremity monitoring involves the measurement of H (0,07), the estimator of the equivalent
p
dose to the skin.
Lens of the eye monitoring involves the measurement of H (3), the estimator of the equivalent dose to
p
the lens of the eye. If the radiation field is well known, H (3) can be estimated by the use of dosemeters
p
type tested and calibrated in terms of other quantities, i.e. H (0,07) and H (10), as in many cases they
p p
can provide an adequate estimate of the dose to the lens of the eye (depending on the radiation field).
Technical specifications of dosemeters are provided in Annex A. Guidance on which type of dosemeter
can be used for the lens of the eye (depending on the radiation field) is provided in Annex B.
4.2 Dose limits and monitoring levels
The dose limits for skin, extremities, and lens of the eye for planned exposure situations are given in
national regulations.
ICRP has given more recent recommendations on the dose limits (ICRP 103 and ICRP 118) to avoid
tissue reactions. Requirements equivalent to these recommendations are given by the IAEA in the Basic
[1]
Safety Standards (BSS). These recommendations from ICRP and IAEA constitute the basis for the
recommendations in this International Standard.
The ICRP recommended dose limits are the following:
a) an equivalent dose limit to the extremities (hands and feet) or the skin of 500 mSv in a year. The
equivalent dose limits for the skin apply to the average dose over 1 cm of the most highly irradiated
area of the skin. In practice, an estimate of equivalent dose to the skin is a conservative estimate of
equivalent dose to the extremities;
b) an equivalent dose limit to the lens of the eye of 20 mSv per year averaged over 5 consecutive years
(100 mSv in 5 years) and of 50 mSv in any single year.
Individual monitoring is required to verify compliance with dose limits as they are described in the
national legislation. Extremity, skin, and lens of the eye monitoring should be undertaken for workers
who have a reasonable probability of receiving per year an equivalent dose higher than 3/10th of one of
the above mentioned yearly limits. National regulations can require monitoring from different values,
in that case they replace the following values.
The following monitoring levels are recommended:
a) for the extremities or the skin, this means monitoring should be undertaken if there is a reasonable
probability to receive a dose greater than 150 mSv per year;
b) for the lens of the eye, monitoring should be undertaken if there is a reasonable probability to receive
a dose in a single year greater than 15 mSv or in consecutive years greater than 6 mSv per year.
For dose levels expected to be lower than the recommended monitoring levels given above, a survey
demonstrating that the levels are not exceeded, should be sufficient.
The expected annual dose can be estimated via one or more of the methods given in Clause 5.
2 © ISO 2015 – All rights reserved
4.3 Monitoring period
The choice of the length of the monitoring period is related to the levels of the expected doses and to the
relevant dose limit.
For doses above the monitoring level, a monitoring period of one month is recommended. For workers
whose doses are likely to stay below the monitoring level, providing monitoring can be considered. The
monitoring period in the latter case can be longer, e.g. three months. Shorter monitoring periods can be
chosen (weekly monitoring or even monitoring per procedure), when setting up new procedures, when
optimizing working conditions or when there is a risk of potential high exposure.
Regulatory bodies and/or expert committees also can provide appropriate recommendations for
monitoring periods.
4.4 Extremity, skin and lens of the eye monitoring
The dose to the extremities, skin, and the lens of the eye needs to be monitored in situations with
non-homogeneous exposure conditions for which the whole-body monitoring does not provide an
adequate estimate of the dose to the skin, the dose to the extremities, or the dose to the lens of the eye.
Exposures can be significant when weakly penetrating radiation such as low energy photons or beta
radiation is present.
Hand or finger monitoring shall be considered for workplaces where extremities are particularly close
to the radiation emitter or radiation beam, such as situations where radioactive sources are handled
in, for example, research, nuclear medicine, and dismantling applications. Other important examples
where extremity monitoring can be necessary are interventional radiology and nuclear medicine
workplaces. Skin monitoring shall be considered for workplaces where skin is close to the radiation
emitter or the beam. Also when there is a risk for skin contamination, monitoring should be considered.
Examples of such situations are handling of contaminated components or unsealed radioactive sources.
Monitoring of the lens of the eye shall be specifically considered for workplaces where the eyes are
particularly close to the radiation emitter (which can also be a source of scattered radiation) or the
radiation beam (for example in interventional radiology) while the rest of the body can be protected
by, e.g. a lead apron. Workers exposed in high energy beta fields can receive significant doses to the
lens of the eye.
4.5 Uncertainties
An essential aspect of quality assurance in individual monitoring is assessing the quality of the
measurement results. In the evaluation of the uncertainty, all knowledge of the dosemeter and
evaluating system should be used, possibly in combination with information from the client/customer
such as local exposure and storage conditions. The amount of effort put into the uncertainty should be
realistic in view of its purpose in radiation protection.
[2]
ICRU makes recommendations on the acceptable levels for total uncertainty in Report 47 which
[3]
are broadly consistent with the ICRP recommendation (ICRP 75). ICRU recommends for single
measurements of the operational quantities that “.in most cases, an overall uncertainty of one
standard deviation of 30 % should be acceptable.”
The expanded uncertainty (95 % coverage probability) for values of assessed annual dose values at
or near the dose limit should not exceed 0,67 to 1,5 (factor 1,5) after all corrections have been made
[3]
(ICRP 75). This applies to values of effective dose, equivalent dose to a small area of skin, equivalent
dose to lens of the eye or extremities, summed for all radiation types of the radiation field.
It shall be recognized that different requirements on accuracy may be needed for an estimate of
the equivalent dose at another part of the body than the position of the dosemeter, for example an
estimate of the equivalent dose to the finger tips from a measurement of H (0,07) several centimetres
p
[4]
away (RP160).
4.6 Characteristics of radiation fields
Characterization of the radiation fields is an important step to determine the need for and the type of
monitoring required.
Photon fields (X and gamma radiation) of any energy can contribute to the skin, extremity, and lens of
the eye exposure.
Electrons (beta radiation) with energy above 60 keV penetrate 0,07 mm of tissue and can, therefore,
contribute to the skin dose. Electrons (beta radiation) with energy above 700 keV penetrate 3 mm of
tissue and can, therefore, contribute to the dose to the lens of the eye.
In medical fields, the type of radiation and radionuclides are very well known. Whole body exposures
are mostly limited because of protection by the use of protective aprons and appropriate shielding, but
doses to the extremities and to the lens of the eye can be high. Typical examples are the preparation
of radionuclides in nuclear medicine and radio pharmacy, and the exposures to physicians during
interventional procedures.
In nuclear installations, low energy betas are to be expected in the vicinity of unsealed radioactive
materials, for example, on contaminated inner surfaces of power plant components, on system
components or tools, and in contaminated areas. High values of the directional dose-equivalent rate
can be produced, in particular, by beta radiation. In nuclear installations handling used fuel as well as
in nuclear reactors experiencing fuel leakage, high energy betas (above 700 keV) should be expected.
These are more readily monitored than the low energy betas.
The components on which contamination can occur are, as a rule, known from operational experience.
If a high gamma ambient-dose-equivalent rate is measured on closed components (e.g. pumps, steam
generators), a high percentage of low energy betas has to be expected when the component is opened.
Information about the energy of beta radiation is obtained from the radionuclide composition,
spectrometry or the attenuation of the radiation. Attenuation measurements can be used to
characterize the radiation field by estimation of the penetration ability as well as the maximum energy
of beta radiation.
5 Assessment of dose levels prior to routine monitoring
5.1 General
Prior to routine monitoring, it is important to assess the dose levels to the skin, the extremities, or the
lens of the eye in a workplace field situation in order to decide which method, if any, and which period of
routine monitoring is necessary.
The doses obtained by one or more of the following methods (5.2 to 5.6) should be extrapolated to
annual doses and compared with the monitoring levels given in 4.2.
The assessment should be repeated when the working conditions or workload change significantly, or if
the effect of such changes on doses to the skin, the extremity, or the lens of the eye cannot be estimated
with confidence.
5.2 Indications from workplace measurements
In work situations with radiation fields that are predictable for a specific work task or over a long
period (at least for several months) and with well established procedures, it can be possible to estimate
the doses which workers will receive using workplace measurements at relevant locations.
Workplace surveys are recommended (for example measuring the dose equivalent rates) before
starting to work on contaminated or activated objects in the nuclear sector, unless it is known from
radionuclide analysis, or from earlier measurements that the working conditions (e.g. distance to the
source) and the protective equipment is sufficient to attenuate and/or shield this type of radiation.
4 © ISO 2015 – All rights reserved
For determining the directional dose-equivalent rate H’(0,07)/t, suitable dose-equivalent rate meters
(i.e. with thin walls and small detector thickness) shall be used. If protective clothing is worn, H’(0,07)
shall be measured behind the respective layer of clothing.
The measurement position shall be representative of the exposure conditions of the person surveyed.
Also the distance that low energy photons and betas travel in air is important. If it cannot be avoided
that contaminated objects are touched with the hands, measurements shall be performed both near the
surface (at closest position) and at the usual working distance of the trunk (approximately 30 cm). If
tools are used, measurements shall be performed at the distance appropriate for the use of such tools.
On the basis of the measured dose-equivalent rates H’(0,07)/t, H’(3)/t, and H*(10)/t, and the time the
person is present in the radiation field, it can be evaluated whether the work to be carried out requires
wearing a personal dosemeter and/or additional protective measures.
The technical specifications for area dosemeters measuring the quantities H’(0,07) and H*(10) shall
be as defined in IEC 62387 for passive dosemeters and IEC 60846-1 for active dosemeters. For area
dosemeters measuring the quantity H’(3), no International Standard is yet available.
5.3 Indications from whole body dosimetry
When individual monitoring is performed, a dosemeter worn on the trunk is used for the estimation
of effective dose. The results from the whole body dosemeter can give an indication of the level of
exposure to the extremities, the skin, or the lens of the eye, provided the exposure conditions and the
radiation field characteristics (especially the spatial distribution) are taken into account.
The approach of using a single dosemeter worn at the collar of the protective apron potentially provides
an option for informing the radiation protection practice. Such a system can provide indications of
when dedicated eye dosimetry is required.
When the whole body dosemeter is worn under the protective clothing, its reading strongly
underestimates the dose to the unprotected extremities and the lens of the eye and can therefore not be
used to provide an indication of the level of these doses.
5.4 Indications from literature data
In the literature, some typical dose values are given for various workplace situations. These can in
principle be used to judge if monitoring is needed. When using literature values it should be ensured
that the data are truly representative of the current workplace conditions regarding the radiation
source (for example, which radionuclides or which high voltage of X-ray tubes is used), the geometry
(for example, under or over couch setting in radiology) and types of protective measures (like shielding)
that are used. Examples of literature data can be found in Annex C for medical applications.
5.5 Indications from simulations
Numerical simulations can be very powerful and can provide important information on the parameters
affecting and influencing the doses in given exposure scenarios. To date, there are no readily
available packages that can be easily used to obtain fast evaluations on operator’s doses to the skin,
the extremities, or the lens of the eye, but general purpose numerical codes (e.g. MCNP, EGS, GEANT,
PENELOPE, etc.) can be applied to the particular investigated case. Simulations are often complex and
time consuming, depending on the treated case. When using simulations, it is necessary to validate the
results with measurements.
5.6 Indications from confirmatory measurements
Another way to determine if individual monitoring is needed is by performing confirmatory
measurements with personal dosemeters. Confirmatory measurements are measurements intended
to assess the level of doses to the workers in the specific workplace field. These confirmatory
measurements can be used as guidance in determining whether the monitoring level might be reached.
Such confirmatory measurements shall fulfil the following requirements:
— the confirmatory measurements shall mimic routine measurements;
— they shall be performed as described in Clause 6;
— the working procedures shall not be changed because of the confirmatory measurements, otherwise
the confirmatory measurements need to be restarted;
— the confirmatory measurements shall be performed for a minimum of 3 consecutive periods unless
it is to mimic a single work task. The intention is to have a representative sample of the annual
doses. If the activities are very irregular (large fluctuations from month to month), longer periods of
monitoring are needed. A confirmatory measurement survey lasting a whole year might be needed.
6 Personal dosimetry
6.1 Extremity and skin dosimetry
6.1.1 Locations to monitor
For radiation fields where there is a significant spatial non-uniformity, the doses to the extremities
can be of great concern. The skin of the extremities is the limiting organ rather than the extremity
itself. An estimate of the equivalent dose to the skin, H , is normally a conservative estimate of the
skin
equivalent dose to the extremities. Therefore, an extremity dosemeter becomes a skin dosemeter and
shall be designed to measure H (0,07) and be placed as close as possible to the most exposed part of the
p
skin surface.
The monitoring location needs special consideration. In non-uniform fields, it is often difficult to place
one single extremity dosemeter at the most highly exposed part of the skin since this part is not known
a priori. In addition, it is not always the hands or fingers that are the most exposed area, also legs or feet
as well as unprotected skin can be the most exposed area.
For direct or close handling of radioactive sources, finger-stall dosemeters on the fingertip, or ring
dosemeters should be used on the finger which is frequently the most exposed. The monitored hand
should be chosen as the most exposed between the left and right one. This can be found by doing some
[5]
specific tests or using recommendations from the literature. In the case of nuclear medicine, the
recommended position is the index finger tip or the base of index finger of the non-dominant hand. The
dosemeter should be oriented towards the radiation source.
For nuclear industry fields, interventional radiology, or other similar radiation fields, either a ring
dosemeter or a wrist dosemeter worn at the most exposed hand shall be used. The dosemeter shall be
oriented towards the radiation field if possible.
For leg monitoring, wrist dosemeters worn at the ankle can be used. The monitored leg shall be chosen
as the most exposed between the left and right one. The leg chosen is the closest to the radiation source
and/or the least protected. The dosemeter shall be oriented towards the radiation field if possible.
It can be necessary to monitor the doses at different locations using several dosemeters simultaneously
(e.g. both hands).
The dosemeter shall be worn under protective clothing, especially inside gloves, if such clothing is worn.
The dosemeter can also be worn outside the protective clothing, but under an appropriate thickness of
material that approximates the type and thickness of the protective clothing. This protects the dosemeter
from perspiration, permits easier removal, and gives an accurate measurement of the skin dose.
6.1.2 Types of dosemeters
Skin and extremity doses shall be estimated by measuring the operational quantity H (0,07).
p
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The dosemeters used for extremity monitoring are generally based on passive techniques and made of
thermoluminescent (TL) materials, although, detectors based on other methods, such as film badges,
optically-stimulated luminescence (OSL) and radiophoto luminescence (RPL) can also be used. The
dosemeter shall be appropriate for the radiation fields to be monitored.
Two types of passive dosemeter design are available for fingers: rings, worn at the thumb, index, middle
or ring finger, and finger-stalls, pulled on at either the index, middle or ring finger with the detector
located at the finger tip. For wrists, the dosemeter is attached with a strap and thus can also be used for
forearms and ankles.
Loose detectors are generally used to perform measurements at locations for which ring or wrist
dosemeters are not adapted (e.g. at the finger tips, on the palm of the hand), or in case the dose levels to
measure are expected below the routine dosemeters’ thresholds. They can be used in test measurements
to establish dose levels related to specific tasks, identify the position where the maximum dose is
received and define appropriate correction factors to the dose measured at the monitored position.
Many whole body dosemeters are also capable of measuring skin doses through H (0,07). In principle
p
these dosemeters can also be used to measure the skin dose on different parts of the body.
Electronic devices, e.g. made of small silicon probe(s) wire-connected with a command and reading
box are available. These systems offer the advantage of a direct reading of the dose, which is useful for
training and optimization purposes. Active dosemeters can be helpful in some cases to determine the
expected dose (see Clause 5). However, their suitability in pulsed radiation fields should be verified if they
are to be used in such fields, e.g. in the vicinity of pulsed X-ray tubes as often used in the medical sector.
Performance requirements for the measurement in pulsed radiation fields are provided in Annex A.
6.1.3 Technical specifications of dosemeters
The technical specifications for extremity dosimetry systems measuring the quantity H (0,07) shall be
p
as defined in IEC 62387 for passive dosemeters and IEC 61526 for active dosemeters. Further details
are provided in Annex A.
6.1.4 Application of correction factors
Depending on the exposure situation, common extremity monitoring positions, such as the base of
the fingers or the wrist, often underestimate the maximum dose. To estimate the maximum skin dose
from a routine dosemeter, a correction factor, for the specific routine monitoring position, shall be
established and employed. This value could be determined independently for each worker by individual
measurements for a short trial period. If for practical reasons, these measurements are not possible,
existing correction factors can be employed considering the routine monitoring position.
[6]
For nuclear medicine, ICRP Publication 106 recommends placing the routine dosemeter on the base
of the middle finger with the detector positioned on the palm side when the tip cannot be used. In this
case, a correction factor of 3 (6 if the dosemeter faces the back) can be applied to get the value at the tip
[7]
of the finger. Recently published values for nuclear medicine recommend a mean factor of 6 between
the location of the maximum dose and the measured value at the base of the index finger of the non-
dominant hand.
The application of correction factors can be subordinate to national legislations.
6.2 Monitoring of the lens of the eye
6.2.1 Locations to monitor
The positioning of the dosemeter for the lens of the eye is important to have a good estimate of the dose
to the lens of the eye.
The dosemeter for the lens of the eye shall be worn as close as possible to the eye, if possible in contact
with the skin, and facing towards the radiation source. In case of usage in interventional radiology, the
side closest to the X-ray tube shall be chosen.
When using protective lead glasses or face masks, the dosemeter shall be worn preferably behind them.
This is often not very practical, and a dosemeter on the outside or next to the lead glasses can be chosen.
In this case, some correction factors should be applied (see 6.2.4). It can also be an option to cover the
front of the dosemeter with a filter that mimics the attenuation by the lead glasses. It shall be realized
that some types of lead glasses do not offer adequate protection for oblique angles. In those cases,
covering the dosemeter with a filter can lead to underestimation, and this method is not recommended.
[8]
Requirements to protective eyewear are given in IEC 61331-3.
In practical situations, eye lens dosemeters are often placed in various positions: above the eyes, at the
[9][10][11][12]
forehead, at the side of the head, between the eyes.
Some studies suggest estimating the dose to the lens of the eye from a well-placed dosemeter at collar
[17][18] [9]
level or from the reading of the whole body dosemeter. Although this might be acceptable in
homogenous fields with higher energy radiation, this is in general not recommended in other fields. For
example, for interventional radiology, different correction factors have been published to convert collar
doses (above the lead apron) to doses to the lens of the eye for interventional procedures. Such correction
factors are very dependent on the type of procedure, personal habits, the exact place of the above apron
[15]
dosemeters and the protection measures taken, so they cannot be applied to all routine cases.
The application of correction factors can be subordinated to national legislations.
6.2.2 Types of dosemeters
Doses to the lens of the eye shall be estimated by measuring the operational quantity H (3). Dosemeters
p
designed to measure H (3) were very rare in the past, but recently specifically designed H (3)
p p
dosemeters became available on the market.
If the radiation field is well known in advance, H (3) monitoring can be performed by the use of
p
dosemeters type tested and calibrated in terms of other quantities, i.e. H (0,07) and H (10) as, in
p p
many cases, they can provide an adequate estimate of the dose to the lens of the eye (depending on the
radiation field). Technical specifications of dosemeters are provided in Annex A. Guidance on which
type of dosemeter should be used, depending on the radiation field, is provided in Annex B.
The dosemeters used for monitoring the lens of the eye are generally based on passive techniques and
made of thermoluminescent (TL) materials, although, detectors based on other methods, such as film
badges, optically-stimulated luminescence (OSL) and radiophoto luminescence (RPL) can also be used.
Electronic devices, e.g. made of small silicon probe(s) can be used if they are optimized in terms of
H (3) with respect to energy and angular dependence or if the quantity they are optimised for provides
p
an adequate estimate of the dose to the lens of the eye in the prevailing radiation field (see Annex B).
These systems offer the advantage of a direct reading of the dose, which is useful for training and
optimization purposes. However, their suitability in pulsed radiation fields shall be confirmed if they
are to be used in such fields, e.g. in the vicinity of pulsed X-ray tubes as often used in the medical sector.
Performance requirements for the measurement in pulsed radiation fields are provided in Annex A.
6.2.3 Technical specifications of dosemeters
The technical specifications for dosimetry systems for the lens of the eye measuring the quantity
H (3) shall be as defined in IEC 62387 for passive dosemeters. For active dosemeters, currently no
p
International Standard is available for the quantity H (3) but IEC 61526 can be applied accordingly by
p
adopting the radiological requirement from IEC 62387. Further details are provided in Annex A.
6.2.4 Application of correction factors
If the dosemeter for the lens of the eye is not worn optimally (not close to the lens of the eye or behind
shielding like e.g. lead glasses), then appropriate correction factors shall be applied. These factors shall
normally be determined by means of measurements, po
...
NORME ISO
INTERNATIONALE 15382
Deuxième édition
2015-12-01
Radioprotection — Procédures pour la
surveillance des doses au cristallin, à
la peau et aux extrémités
Radiological protection — Procedures for monitoring the dose to the
lens of the eye, the skin and the extremities
Numéro de référence
©
ISO 2015
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ii © ISO 2015 – Tous droits réservés
Sommaire Page
Avant-propos .iv
Introduction .v
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes et définitions . 2
4 Surveillance individuelle . 2
4.1 Grandeurs . 2
4.2 Limites de dose et niveaux de surveillance . 2
4.3 Période de surveillance . 3
4.4 Surveillance des extrémités, de la peau et du cristallin . 3
4.5 Incertitudes . 3
4.6 Caractéristiques des champs de rayonnement . 4
5 Évaluation des niveaux de dose avant une surveillance de routine .5
5.1 Généralités . 5
5.2 Indications obtenues par des mesurages sur le lieu de travail . 5
5.3 Indications obtenues par dosimétrie du corps entier . 5
5.4 Indications obtenues à partir de données documentaires. 6
5.5 Indications obtenues par simulations . 6
5.6 Indications obtenues par des mesurages de contrôle . 6
6 Dosimétrie individuelle . 6
6.1 Dosimétrie des extrémités et de la peau . 6
6.1.1 Emplacements à surveiller . 6
6.1.2 Types de dosimètres . 7
6.1.3 Spécifications techniques des dosimètres . 8
6.1.4 Application de facteurs de correction . 8
6.2 Surveillance du cristallin . 8
6.2.1 Emplacements à surveiller . 8
6.2.2 Types de dosimètres . 9
6.2.3 Spécifications techniques des dosimètres . 9
6.2.4 Application de facteurs de correction . 9
7 Interprétation et gestion des résultats .10
7.1 Analyse des résultats .10
7.2 Optimisation .10
7.3 Enregistrement et documentation .10
8 Cas particuliers .10
8.1 Contamination .10
8.1.1 Généralités .10
8.1.2 Estimation de la dose à la peau ou au cristallin due à une contamination .11
8.1.3 Estimation de la dose à la peau ou au cristallin due à des particules chaudes .11
8.1.4 Estimation de la dose à la peau ou au cristallin due à une contamination
des vêtements de protection .12
8.2 Estimation de la dose due à une exposition à la radioactivité dans l’air.12
8.3 Nécessité de corriger les doses estimées en cas de contamination des dosimètres .13
Annexe A (normative) Spécifications techniques des dosimètres .14
Annexe B (informative) Pratique pour surveiller la dose au cristallin .15
Annexe C (informative) Considérations particulières dans le secteur médical .19
Annexe D (informative) Considérations particulières dans les centrales nucléaires .22
Bibliographie .26
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’attention est appelée sur le fait que certains des éléments du présent document peuvent faire l’objet de
droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable
de ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence. Les détails concernant
les références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de
l’élaboration du document sont indiqués dans l’Introduction et/ou dans la liste des déclarations de
brevets reçues par l’ISO (voir www.iso.org/brevets).
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 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’OMC concernant les obstacles techniques au commerce (OTC), voir le lien suivant: Avant-propos —
Informations supplémentaires.
Le comité chargé de l’élaboration du présent document est l’ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
Cette deuxième édition annule et remplace la première édition (ISO 15382:2002), qui a fait l’objet d’une
révision technique. Les principales modifications sont l’ajout de procédures concernant la surveillance
des doses au cristallin.
iv © ISO 2015 – Tous droits réservés
Introduction
Le corps humain doit être protégé contre les effets des rayonnements ionisants. Les effets stochastiques
sont couverts par la limite de la dose efficace alors que les réactions tissulaires (effets déterministes)
sont couvertes par les limites de dose pour des organes spécifiques. La peau humaine doit être protégée
contre les réactions tissulaires, telles que l’érythème et l’ulcération. Pour le cristallin, il existe un
risque d’opacités et de cataracte induites par les rayonnements en cas d’expositions élevées. Pour
protéger la peau du corps entier, les extrémités ainsi que le cristallin, des limites de dose distinctes
sont recommandées par la Commission internationale de protection radiologique (CIPR). Ces limites de
dose distinctes sont nécessaires car, en cas d’expositions localisées, les doses de l’organe à la peau et au
cristallin peuvent dépasser ces limites, même si les doses efficaces sont inférieures à la limite.
Une dosimétrie spécifique est nécessaire pour surveiller ces doses et évaluer la conformité aux limites
applicables. Dans certaines situations, l’évaluation précise des expositions de la peau, des extrémités
et du cristallin peut être importante. Dans le secteur nucléaire, il peut y avoir une exposition à des
rayonnements faiblement pénétrants causée par des sources radioactives non scellées ou par des
travaux avec des boîtes à gants. Ces types d’exposition peuvent notamment se produire en présence
d’une contamination. L’exposition au rayonnement faiblement pénétrant de gaz rares radioactifs
présents dans l’air ambiant doit aussi être considérée. Dans le domaine médical, les doses aux
extrémités et les doses au cristallin peuvent être importantes durant les procédures interventionnelles
et en médecine nucléaire.
La surveillance des extrémités et du cristallin n’est pas toujours simple et de nombreux problèmes
pratiques se posent pour la mise en place d’une surveillance sur le lieu de travail. De ce fait, la
surveillance n’est souvent pas mise en place comme elle le devrait ou n’est pas mise en place du tout. La
présente Norme internationale fournit des recommandations concernant la manière et le moment où il
convient d’effectuer cette surveillance, pour les différents types de champs sur les lieux de travail.
La présente Norme internationale s’adresse à tous ceux qui sont impliqués dans le domaine de la
dosimétrie de la peau, des extrémités et du cristallin, comme, par exemple, les responsables chargés de
la radioprotection, de la réglementation, les travailleurs, les services de dosimétrie, etc.
NORME INTERNATIONALE ISO 15382:2015(F)
Radioprotection — Procédures pour la surveillance des
doses au cristallin, à la peau et aux extrémités
1 Domaine d’application
La présente Norme internationale fournit des procédures de surveillance des doses à la peau, aux
extrémités et au cristallin. Elle fournit des recommandations pour déterminer si des dosimètres
sont nécessaires et s’assurer que la surveillance individuelle est adaptée à la nature de l’exposition,
en prenant en compte les aspects pratiques. Lorsque des réglementations nationales existent, elles
stipulent des exigences qui doivent également être respectées.
La présente Norme internationale spécifie des procédures de surveillance individuelle de l’exposition
aux rayonnements de la peau, des extrémités (mains, doigts, poignets, avant-bras, pieds et chevilles)
et du cristallin dans les situations d’exposition planifiées. Elle concerne les pratiques impliquant un
risque d’exposition à des photons dont l’énergie est comprise entre 8 keV et 10 MeV et à des électrons et
positrons dont l’énergie est comprise entre 60 keV et 10 MeV.
La présente Norme internationale fournit des lignes directrices pour la conception d’un programme de
surveillance permettant de s’assurer du respect des limites légales de dose individuelle. Elle se rapporte
aux grandeurs dosimétriques opérationnelles appropriées et fournit des recommandations sur le type
et la fréquence de surveillance individuelle ainsi que sur le type et l’emplacement du dosimètre. Elle
décrit enfin différentes méthodes permettant d’évaluer et d’analyser les doses à la peau, aux extrémités
et au cristallin.
L’exposition due à des champs de rayonnements alpha ou neutroniques ne relève pas du domaine
d’application de la présente Norme internationale.
2 Références normatives
Les documents suivants, en totalité ou en partie, sont référencés de manière normative dans le présent
document et sont indispensables pour son application. Pour les références datées, seule l’édition citée
s’applique. Pour les références non datées, la dernière édition du document de référence s’applique (y
compris les éventuels amendements).
ISO/TS 18090-1, Radioprotection — Caractéristiques des champs de rayonnement pulsés de référence —
Partie 1: Radiation de photons
IEC 62387, Instrumentation pour la radioprotection — Systèmes dosimétriques intégrés passifs pour la
surveillance de l’individu et de l’environnement des rayonnements photoniques et bêta
IEC 60846-1, Instrumentation pour la radioprotection — Instruments pour la mesure et/ou la surveillance
de l’équivalent de dose (ou du débit d’équivalent de dose) ambiant et/ou directionnel pour les rayonnements
bêta, X et gamma — Partie 1: Instruments de mesure et de surveillance portables pour les postes de travail
et l’environnement
IEC 61526, Instrumentation pour la radioprotection — Mesure des équivalents de dose individuels H (10)
P
et H (0,07) pour les rayonnements X, gamma, neutron et bêta — Appareils de mesure à lecture directe de
P
l’équivalent de dose individuel
ICRP, 2007. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection,
Publication CIPR 103, Ann. ICRP 37 (2-4)
ICRP, 2010. Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures,
Publication CIPR 116, Ann. ICRP 40 (2-5), 2010
ICRP, 2012. ICRP Statement on Tissue Reactions/Early and Late Effects of Radiation in Normal Tissues and
Organs – Threshold Doses for Tissue Reactions in a Radiation Protection Context, Publication CIPR 118,
Ann. ICRP 41 (1/2)
ICRP, 2007. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection.
Publication CIPR 103. Ann. ICRP 37 (2-4)
ICRU, 2011. Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation, ICRU Publication 85. J. ICRU 11(1)
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes, définitions et unités donnés dans la CIPR 103,
CIPR 116, CIPR 118 et l’ICRU 85 s’appliquent.
4 Surveillance individuelle
4.1 Grandeurs
La surveillance de la peau et des extrémités nécessite le mesurage de l’estimateur de la dose équivalente
à la peau, H (0,07).
p
La surveillance du cristallin nécessite le mesurage de l’estimateur de la dose équivalente au cristallin,
H (3). Si le champ de rayonnement est bien connu, H (3) peut être estimé à l’aide de dosimètres ayant
p p
fait l’objet d’essais de type et d’un étalonnage pour d’autres grandeurs, c’est-à-dire H (0,07) et H (10)
p p
car, dans bien des cas, ils peuvent fournir une estimation adéquate de la dose au cristallin (selon le
champ de rayonnement). Les spécifications techniques des dosimètres sont fournies à l’Annexe A. Des
recommandations concernant le type de dosimètre pouvant être utilisé pour le cristallin de l’œil (selon
le champ de rayonnement) sont données à l’Annexe B.
4.2 Limites de dose et niveaux de surveillance
Les limites de dose pour la peau, les extrémités et le cristallin dans les situations d’exposition planifiées
sont indiquées dans les réglementations nationales.
La CIPR a donné des recommandations plus récentes en ce qui concerne les limites de dose (CIPR 103
et CIPR 118) permettant d’éviter des réactions tissulaires. Des exigences équivalentes à ces
[1]
recommandations sont stipulées par l’AIEA dans les Normes fondamentales de sûreté (BSS) . Ces
recommandations de la CIPR et de l’AIEA servent de base aux exigences et aux recommandations de la
présente Norme internationale.
Les limites de dose recommandées par la CIPR sont les suivantes:
a) une limite de dose équivalente pour les extrémités (mains et pieds) ou la peau de 500 mSv par an.
Les limites de dose équivalentes pour la peau s’appliquent à la dose moyenne sur 1 cm de la zone
de peau la plus fortement irradiée. Dans la pratique, une estimation de l’équivalent de dose à la
peau est une estimation conservative de l’équivalent de dose aux extrémités;
b) une limite de dose équivalente pour le cristallin de 20 mSv par an, moyennée sur cinq années
consécutives (100 mSv en 5 ans) et de 50 mSv sur une seule année.
Une surveillance individuelle est requise pour vérifier le respect des limites de dose indiquées dans
la législation nationale. Une surveillance des extrémités, de la peau et du cristallin doit être mise
en place pour les travailleurs ayant une probabilité raisonnable de recevoir, en une année, une dose
ème
équivalente supérieure à 3/10 de l’une des limites annuelles susmentionnées. Les réglementations
nationales peuvent exiger une surveillance à partir de valeurs différentes, auquel cas elles remplacent
les valeurs suivantes.
2 © ISO 2015 – Tous droits réservés
Les niveaux de surveillance suivants sont recommandés:
a) pour les extrémités ou la peau, il convient de mettre en place une surveillance lorsqu’il existe une
probabilité raisonnable de recevoir une dose supérieure à 150 mSv par an;
b) pour le cristallin, il convient de mettre en place une surveillance s’il existe une probabilité
raisonnable de recevoir une dose supérieure à 15 mSv sur une seule année ou supérieure à 6 mSv
par an sur plusieurs années consécutives.
Pour des niveaux de dose attendus inférieurs aux niveaux de surveillance recommandés indiqués ci-
dessus, un contrôle permettant de démontrer que ces niveaux ne sont pas dépassés devrait suffire.
La dose annuelle attendue peut être estimée par une ou plusieurs des méthodes décrites à l’Article 5.
4.3 Période de surveillance
Le choix de la durée de la période de surveillance est lié aux niveaux des doses attendues et à la limite
de dose pertinente.
Pour les doses supérieures au niveau de surveillance, une période de surveillance d’un mois est
recommandée. Pour les travailleurs exposés à des doses qui resteront de préférence au-dessous du
niveau de surveillance, il est possible d’envisager une surveillance. La période de surveillance, dans ce
cas, peut être plus longue, trois mois par exemple. Des périodes de surveillance plus courtes peuvent
être choisies (une surveillance hebdomadaire ou même une surveillance par procédure) lors de la mise
en place de nouvelles procédures, lors de l’optimisation des conditions de travail ou en présence d’un
risque d’exposition potentiellement élevée.
Des organismes de réglementation et/ou des comités d’experts peuvent également fournir des
recommandations appropriées concernant les périodes de surveillance.
4.4 Surveillance des extrémités, de la peau et du cristallin
La dose aux extrémités, à la peau et au cristallin doit être surveillée dans les situations où les
conditions d’exposition ne sont pas homogènes et où la surveillance du corps entier ne fournit pas
une estimation adéquate de la dose à la peau, de la dose aux extrémités ou de la dose au cristallin. Les
expositions peuvent être significatives en présence de rayonnements faiblement pénétrants, tels que
des rayonnements photoniques ou bêta de faible énergie.
Une surveillance des mains ou des doigts doit être envisagée pour les postes de travail où les extrémités
sont particulièrement proches de la source de rayonnement ou du faisceau de rayonnement, tels que
les situations où des sources radioactives sont manipulées, par exemple, dans des applications de
recherche, de médecine nucléaire et de démantèlement. Les autres exemples importants pour lesquels
une surveillance des extrémités peut être nécessaire sont la radiologie interventionnelle et les centres
de médecine nucléaire. Une surveillance de la peau doit être envisagée pour les postes de travail où la
peau est proche de la source de rayonnement ou du faisceau. Lorsqu’il existe un risque de contamination
de la peau, il convient également d’envisager une surveillance. De telles situations apparaissent, par
exemple, lors de la manipulation de composants contaminés ou de sources radioactives non scellées.
Une surveillance du cristallin doit être spécifiquement envisagée pour les postes de travail où
les yeux sont particulièrement proches de la source de rayonnement (qui peut aussi être une
source de rayonnements rétrodiffusés) ou du faisceau de rayonnement (par exemple en radiologie
interventionnelle) alors que les autres parties du corps peuvent être protégées, par exemple, par un
tablier de plomb. Les travailleurs exposés à des champs bêta d’énergies élevées peuvent recevoir des
doses significatives au cristallin.
4.5 Incertitudes
Un aspect essentiel de l’assurance de la qualité en matière de surveillance individuelle est l’évaluation
de la qualité des résultats de mesure. Lors de l’évaluation de l’incertitude, il convient d’utiliser toutes
les connaissances relatives au dosimètre et au système d’évaluation, éventuellement associées aux
informations fournies par le client telles que les conditions locales d’exposition et de stockage. Il
convient que les efforts déployés pour déterminer l’incertitude soient réalistes, compte tenu de sa
finalité en matière de radioprotection.
[2]
Dans son Rapport 47 , l’ICRU formule des recommandations sur les niveaux acceptables d’incertitude
[3]
globale qui sont généralement cohérentes avec les déclarations de la CIPR (CIPR 75) . Pour des
mesurages uniques des grandeurs opérationnelles, l’ICRU recommande que «.dans la plupart des cas,
une incertitude globale correspondant à un écart-type de 30 % devrait être acceptable ».
Il convient que l’incertitude élargie (probabilité de couverture de 95 %) pour des valeurs estimées
de dose annuelle égales à, ou proches de, la limite de dose ne dépasse pas 0,67 à 1,5 (facteur de 1,5)
[3]
une fois que toutes les corrections ont été effectuées (CIPR 75) . Cela s’applique aux valeurs de dose
efficace, de la dose équivalente à une petite surface de peau, de la dose équivalente au cristallin ou aux
extrémités, cumulées pour tous les types de rayonnement du champ de rayonnement.
Il faut admettre que différentes exigences en matière d’incertitude peuvent être nécessaires pour une
estimation de la dose équivalente à une partie du corps autre que celle mesurée par le dosimètre, par
exemple pour une estimation de la dose équivalente aux extrémités des doigts à partir d’un mesurage
[4]
de H (0,07) réalisé à plusieurs centimètres (RP160) .
p
4.6 Caractéristiques des champs de rayonnement
La caractérisation des champs de rayonnement est une étape importante pour déterminer la nécessité
et le type de surveillance requis.
Les champs de rayonnements photoniques (rayonnements X et gamma) de toute énergie peuvent
contribuer à l’exposition de la peau, des extrémités et du cristallin.
Les électrons (rayonnement bêta) d’une énergie supérieure à 60 keV pénètrent de 0,07 mm dans les
tissus et peuvent donc contribuer à la dose à la peau. Les électrons (rayonnement bêta) d’une énergie
supérieure à 700 keV pénètrent de 3 mm dans les tissus et peuvent donc contribuer à la dose au cristallin.
Dans le secteur médical, le type de rayonnement et les radionucléides sont très bien connus. Les
expositions du corps entier sont généralement limitées en raison de la protection liée à l’utilisation de
tabliers de protection et d’écrans appropriés, mais les doses aux extrémités et au cristallin peuvent
être élevées. Les exemples types sont la préparation de radionucléides en médecine nucléaire et en
radiopharmacie, et les expositions des médecins pendant les procédures interventionnelles.
Dans les installations nucléaires, des rayonnements bêta de faible énergie sont attendus à proximité
des matières radioactives non scellées, par exemple sur les surfaces internes contaminées des
composants de réacteurs, sur des éléments de système ou des outils et dans des zones contaminées.
Des valeurs élevées du débit d’équivalent de dose directionnel peuvent être générées, en particulier par
le rayonnement bêta. Dans une installation nucléaire où des combustibles usés sont traités et dans un
réacteur nucléaire soumis à une fuite de combustible, il convient de s’attendre à des rayonnements bêta
d’énergies élevées (supérieurs à 700 keV) qui sont plus faciles à surveiller que des rayonnements bêta
de faible énergie.
Les composants sur lesquels la contamination peut être fixée sont, en règle générale, connus à partir
de l’expérience. Si un débit d’équivalent de dose ambiant élevé, dû au rayonnement gamma, est mesuré
sur des composants clos (par exemple, pompes, générateurs de vapeur), il faut s’attendre à un fort
pourcentage de rayonnement bêta de faible énergie lorsque le composant est ouvert. L’information
sur l’énergie du rayonnement bêta est obtenue à partir de la composition en radionucléides, de la
spectrométrie ou de l’atténuation du rayonnement. Les mesures d’atténuation peuvent être utilisées
pour caractériser le champ de rayonnement par l’estimation de la capacité de pénétration et de l’énergie
maximale du rayonnement bêta.
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5 Évaluation des niveaux de dose avant une surveillance de routine
5.1 Généralités
Avant la mise en place d’une surveillance de routine, il est important d’évaluer les niveaux de dose à la
peau, aux extrémités ou au cristallin dans une situation réelle sur le lieu de travail afin de déterminer la
méthode et la période de surveillance de routine nécessaire, le cas échéant.
Il convient que les doses obtenues par une ou plusieurs des méthodes suivantes (5.2 à 5.6) soient
extrapolées en doses annuelles et comparées aux niveaux de surveillance indiqués en 4.2.
Il convient de renouveler l’évaluation en cas de modification significative des conditions ou de la charge
de travail, ou si l’effet de ces modifications sur les doses à la peau, aux extrémités, ou au cristallin, ne
peuvent pas être estimés avec confiance.
5.2 Indications obtenues par des mesurages sur le lieu de travail
Dans des situations de travail où les champs de rayonnement sont prévisibles pour une tâche spécifique
ou sur une longue période (d’au moins plusieurs mois) et où les procédures sont bien établies, il est
possible d’estimer les doses qui seront reçues par les travailleurs à partir de mesurages réalisés sur le
lieu de travail à des emplacements pertinents.
Dans le secteur nucléaire, il est recommandé de réaliser des études sur le lieu de travail (en mesurant,
par exemple, les débits d’équivalent de dose) avant de commencer à travailler sur des objets contaminés
ou activés, sauf si une analyse des radionucléides ou des mesurages antérieurs montrent que les
conditions de travail (par exemple la distance par rapport à la source) et l’équipement de protection
sont suffisants pour atténuer et/ou protéger contre ce type de rayonnement.
Pour déterminer le débit d’équivalent de dose directionnel H’(0,07)/t, des instruments de mesure
appropriés du débit d’équivalent de dose (c’est-à-dire à parois minces et faible épaisseur de détecteur)
doivent être utilisés. Si des vêtements de protection sont portés, H’(0,07) doit être mesuré derrière une
épaisseur identique à celle des vêtements.
La position de mesurage doit être représentative des conditions d’exposition de la personne contrôlée.
La distance parcourue dans l’air par les photons et les bêta de faible énergie est également importante.
S’il ne peut être évité que des objets contaminés soient touchés avec les mains, des mesurages doivent
être effectués, d’une part, près de la surface (à la position la plus proche) et, d’autre part, à la position
habituelle du tronc en situation d’activité professionnelle (distance approximative de 30 cm). Si des outils
sont utilisés, des mesurages doivent être effectués à la distance correspondant à l’utilisation de tels outils.
Sur la base des débits d’équivalent de dose mesurés, H’(0,07)/t, H’(3)/t, et H*(10)/t, et du temps de
présence de la personne dans le champ de rayonnement, il est possible d’évaluer si le travail à réaliser
nécessite le port d’un dosimètre individuel et/ou des mesures de protection supplémentaires.
Les spécifications techniques relatives aux dosimètres de zone mesurant les grandeurs H’(0,07) et H*(10)
doivent être telles que définies dans l’IEC 62387 pour les dosimètres passifs et dans l’IEC 60846-1 pour
les dosimètres actifs. En ce qui concerne les dosimètres de zone mesurant la grandeur H’(3), aucune
Norme internationale n’est encore disponible.
5.3 Indications obtenues par dosimétrie du corps entier
Lorsqu’une surveillance individuelle est effectuée, un dosimètre porté sur le tronc est utilisé pour
l’estimation de la dose efficace. Les résultats fournis par le dosimètre « corps entier » peuvent donner
une indication du niveau d’exposition au niveau des extrémités, de la peau ou du cristallin sous réserve
que les conditions d’exposition et les caractéristiques du champ de rayonnement (notamment la
répartition spatiale) soient prises en compte.
La méthode consistant à utiliser un seul dosimètre porté à hauteur de cou, à l’extérieur du tablier de
protection, peut éventuellement servir à fournir plus d’informations sur la pratique en matière de
radioprotection. Un tel système peut fournir des indications sur les situations où la dosimétrie des
yeux est requise.
Lorsque le dosimètre « corps entier » est porté sous les vêtements de protection, la valeur qu’il indique
sous-estime fortement la dose aux extrémités et au cristallin non protégés et il ne peut donc pas être
utilisé pour fournir une indication du niveau de ces doses.
5.4 Indications obtenues à partir de données documentaires
La littérature fournit certaines valeurs dosimétriques types pour diverses situations sur les lieux de
travail. Elles peuvent en principe être utilisées pour déterminer si une surveillance est nécessaire.
Lorsque l’on fait appel aux valeurs de la littérature, il convient de s’assurer que les données sont
vraiment représentatives des conditions actuelles sur le lieu de travail en ce qui concerne la source de
rayonnement (par exemple, les radionucléides ou la tension des tubes à rayons X utilisés), la géométrie
(par exemple tube placé sous ou au-dessus de la table d’examen en radiologie) et les types de mesures
de protection (par exemple écran) utilisés. Des exemples de données documentaires sont donnés à
l’Annexe C pour des applications médicales.
5.5 Indications obtenues par simulations
Les simulations numériques peuvent être très puissantes et peuvent fournir des informations
importantes sur les paramètres affectant et influençant les doses dans des scénarios d’exposition
donnés. A l’heure actuelle, il n’existe pas de progiciel pouvant être facilement utilisé pour obtenir des
évaluations rapides des doses à la peau, aux extrémités ou au cristallin de l’opérateur, mais des codes
numériques à usage général (par exemple MCNP, EGS, GEANT, PENELOPE, etc.) peuvent être appliqués
au cas particulier étudié. Les simulations sont souvent complexes et longues, selon le cas traité. Lorsque
des simulations sont utilisées, il est nécessaire de valider les résultats par des mesurages.
5.6 Indications obtenues par des mesurages de contrôle
Une autre manière de déterminer si une surveillance individuelle est nécessaire consiste à réaliser
des mesurages de contrôle à l’aide de dosimètres individuels. Les mesurages de contrôle sont des
mesurages destinés à évaluer le niveau des doses reçues par les travailleurs dans le champ spécifique
sur le lieu de travail. Ces mesurages de contrôle peuvent être utilisés en tant que lignes directrices pour
déterminer si le niveau de surveillance peut être atteint. Ces mesurages de contrôle doivent satisfaire
aux exigences suivantes:
— les mesurages de contrôle doivent reproduire les mesurages de routine:
— ils doivent être effectués comme décrit à l’Article 6;
— les procédures de travail ne doivent pas être modifiées pour les besoins des mesurages de contrôle;
sinon, il est nécessaire de recommencer les mesurages de contrôle;
— les mesurages de contrôle doivent être effectués pendant au moins trois périodes consécutives,
sauf lorsqu’ils sont destinés à étudier une tâche unique. L’objectif est d’obtenir un échantillon
représentatif des doses annuelles. Si les activités sont très irrégulières (importantes fluctuations
d’un mois à l’autre), des périodes de surveillance plus longues sont nécessaires. Une étude par
mesurages de contrôle sur une année entière peut s’avérer nécessaire.
6 Dosimétrie individuelle
6.1 Dosimétrie des extrémités et de la peau
6.1.1 Emplacements à surveiller
Pour les champs de rayonnement présentant une importante hétérogénéité spatiale, les doses aux
extrémités peuvent être d’une grande importance. La peau des extrémités est l’organe limitant plutôt
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que l’extrémité elle-même. Une estimation de la dose équivalente à la peau, H , est en général
peau
une estimation conservative de la dose équivalente aux extrémités. Par conséquent, un dosimètre
« extrémités » devient un dosimètre « peau » et doit être conçu de manière à mesurer H (0,07) et placé
p
aussi près que possible de la partie la plus exposée de la surface de la peau.
L’emplacement de surveillance nécessite une attention particulière. Dans des champs non uniformes, il
est souvent difficile de placer un seul dosimètre « extrémités » au niveau de la partie la plus fortement
exposée de la peau car cette partie n’est pas connue a priori. De plus, les mains ou les doigts ne sont pas
toujours la zone la plus exposée, les jambes ou les pieds ainsi que la peau non protégée pouvant être la
zone la plus exposée.
Pour la manipulation directe ou rapprochée de sources radioactives, il convient que des dosimètres
« doigtier » installés sur le bout du doigt ou des dosimètres « bague » soient utilisés sur le doigt qui est
fréquemment le plus exposé. Il convient que la main que l’on choisit de surveiller soit celle, droite ou
gauche, qui est la plus exposée. Pour l’identifier, il est possible d’effectuer certains essais spécifiques ou
[5]
de suivre les recommandations données dans la littérature. Dans le cas de la médecine nucléaire , la
position recommandée est le bout de l’index ou la base de l’index de la main non dominante. Il convient
d’orienter le dosimètre vers la source de rayonnement.
Dans les domaines de l’industrie nucléaire, de la radiologie interventionnelle ou d’autres champs de
rayonnement similaires, un dosimètre « bague » ou un dosimètre « poignet » doit être porté au niveau
de la main la plus exposée. Le dosimètre doit si possible être orienté vers le champ de rayonnement.
Pour la surveillance des jambes, il est possible d’utiliser un dosimètre « poignet » porté au niveau de la
cheville. La jambe que l’on choisit de surveiller doit être celle, droite ou gauche, qui est la plus exposée.
La jambe choisie est celle qui est la plus proche de la source de rayonnement et/ou la moins protégée. Le
dosimètre doit si possible être orienté vers le champ de rayonnement.
Il peut être nécessaire de surveiller les doses en différents emplacements en utilisant simultanément
plusieurs dosimètres (par exemple sur les deux mains).
Le dosimètre doit être porté sous les vêtements de protection, en particulier à l’intérieur des gants,
si c’est le cas. Le dosimètre peut aussi être porté à l’extérieur des vêtements de protection, mais sous
une épaisseur appropriée de matière similaire au type et à l’épaisseur du vêtement de protection. Ceci
protège le dosimètre de la transpiration, permet de l’enlever plus facilement et procure un mesurage
exact de la dose à la peau.
6.1.2 Types de dosimètres
Les doses à la peau et aux extrémités doivent être estimées en mesurant la grandeur opérationnelle
(0,07).
H
p
Les dosimètres utilisés pour la surveillance des extrémités sont généralement basés sur des techniques
passives et constitués de matériaux thermoluminescents (TL), bien qu’il soit possible d’utiliser des
détecteurs basés sur d’autres méthodes, tels que des dosimètres photographiques individuels, des
dosimètres à luminescence stimulée optiquement (OSL) et des dosimètres à radiophotoluminescence
(RPL). Le dosimètre doit être adapté aux champs de rayonnement à surveiller.
Deux types de conception de dosimètre passif sont disponibles pour les doigts: des bagues portées au
pouce, à l’index, au majeur ou à l’annulaire, et des doigtiers enfilés sur l’index, le majeur ou l’annulaire,
le détecteur étant situé au bout du doigt. Pour les poignets, le dosimètre est fixé sur un bracelet et peut
donc être utilisé sur l’avant-bras et la cheville.
Des détecteurs non fixés sont généralement utilisés pour effectuer des mesurages à des emplacements
pour lesquels les dosimètres « bague » ou « poignet » ne sont pas adaptés (par exemple au bout des
doigts, sur la paume de la main) ou lorsque l’on s’attend à ce que les niveaux de dose à mesurer soient
inférieurs aux seuils des dosimètres de routine. Ils peuvent être utilisés lors des mesurages d’essai pour
établir les niveaux de dose associés à des tâches spécifiques, identifier la position où la dose maximale
est reçue et définir des facteurs de correction appropriés pour la dose mesurée à la position surveillée.
De nombreux dosimètres « corps entier » sont également capables de mesurer les doses à la peau par le
biais de H (0,07). En principe, ces dosimètres peuvent également être utilisés pour mesurer la dose à la
p
peau sur différentes parties du corps.
Des dispositifs électroniques, constitués par exemple d’une ou plusieurs petites sondes en silicium
reliées par un fil à un boîtier de commande et de lecture, sont disponibles. Ces systèmes ont l’avantage
de permettre une lecture directe de la dose, ce qui est utile pour la formation et à des fins d’optimisation.
Les dosimètres actifs peuvent être utiles dans certains cas pour déterminer la dose attendue (voir
Article 5). Toutefois, il convient de s’assurer de leur aptitude à l’emploi s’ils doivent être utilisés dans
des champs de rayonnement pulsés, par exemple à proximité des tubes à rayons X pulsés souvent
utilisés dans le secteur médical. Les exigences de performance relatives au mesurage dans des champs
de rayonnement pulsés sont spécifiées à l’Annexe A.
6.1.3 Spécifications techniques des dosimètres
Les spécifications techniques relatives aux systèmes dosimétriques pour les extrémités mesurant la
grandeur H (0,07) doivent être définies telles que dans l’IEC 62387 pour les dosimètres passifs et dans
p
l’IEC 61526 pour les dosimètres actifs. De plus amples détails sont fournis à l’Annexe A.
6.1.4 Application de facteurs de correction
Selon la situation d’exposition, les positions courantes de surveillance des extrémités, telles que la
base des doigts ou le poignet, sous-estiment souvent la dose maximale. Pour estimer la dose maximale
à la peau à l’aide d’un dosimètre de routine, un facteur de correction, pour la position spécifique de
surveillance de routine, doit être déterminé et appliqué. Cette valeur pourrait être déterminée
indépendamment pour chaque travailleur par des mesurages individuels sur une courte période
d’essai. Si, pour des raisons pratiques, ces mesurages ne sont pas réalisables, des facteurs de correction
existants peuvent être utilisés en tenant compte de la position de surveillance de routine.
[6]
Pour la médecine nucléaire, la publication CIPR 106 recommande de placer le dosimètre de routine
à la base du majeur, le détecteur étant placé du côté paum
...
Questions, Comments and Discussion
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