ISO 15382:2025

Radiological protection - Procedures for monitoring the dose to the lens of the eye, the skin and the extremities

This document 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. This document specifies procedures for individual monitoring of radiation exposure of the skin of the body, extremities (skin of the hands, fingers, wrists, forearms including elbow, lower leg including patella, 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, electrons and positrons in the range of 0,07 MeV to 1,2 MeV mean beta energies being equivalent to 0,22 MeV and 3,6 MeV beta maximum energy - in accordance to the ISO 6980 series, and neutrons in the range of thermal to 20 MeV. This document gives guidance for the design of a monitoring programme 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 document to consider exposure due to alpha radiation fields. NOTE 1 The requirements for the monitoring of the occupational exposure may be given in national regulations. NOTE 2 Dose to the lens of the eye due to intake of tritium is not in the scope of this document. Moreover, the situation of the workers that work in contaminated atmosphere and can have alpha and/or radon eye lens dose is also not in the scope.

Radioprotection — Procédures pour la surveillance des doses au cristallin, à la peau et aux extrémités

Le présent document fournit des procédures de surveillance des doses à la peau, aux extrémités et au cristallin. Il 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. Le présent document spécifie des procédures de surveillance individuelle de l’exposition aux rayonnements de la peau du corps, des extrémités (peau des mains, doigts, poignets, avant-bras, y compris le coude, bas de la jambe, y compris la rotule, pieds et chevilles) et du cristallin dans les situations d’exposition planifiées. Il concerne les pratiques qui impliquent un risque d’exposition à des photons dont l’énergie est comprise entre 8 keV et 10 MeV, des électrons et positrons dont l’énergie est comprise entre 0,07 MeV et 1,2 MeV avec des énergies bêta moyennes équivalentes à 0,22 MeV et une énergie bêta maximale de 3,6 MeV, conformément à la série ISO 6980, et des neutrons dont l’énergie est comprise entre la valeur thermique et 20 MeV. Le présent document fournit des recommandations pour la conception d’un programme de surveillance permettant de s’assurer du respect des limites légales de dose individuelle. Il 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. Il 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 ne relève pas du domaine d’application du présent document. NOTE 1 Les exigences en matière de surveillance de l’exposition professionnelle peuvent être stipulées dans les réglementations nationales. NOTE 2 La dose au cristallin due à l’absorption de tritium ne relève pas du domaine d’application du présent document. La situation des travailleurs qui interviennent dans une atmosphère contaminée et qui peuvent être exposés à une dose alpha et/ou de radon au cristallin ne relève pas non plus de son domaine d’application.

General Information

• Status: Published
• Publication Date: 19-Aug-2025
• ICS: 13.280 - Radiation protection
• Technical Committee: ISO/TC 85/SC 2 - Radiological protection
• Drafting Committee: ISO/TC 85/SC 2 - Radiological protection
• Current Stage: 6060 - International Standard published
• Start Date: 20-Aug-2025
• Due Date: 28-Jul-2025
• Completion Date: 20-Aug-2025

Relations

• Consolidates: ISO 56007:2023 - Innovation management - Tools and methods for managing opportunities and ideas - Guidance
• Effective Date: 06-Jun-2022
• Revises: ISO 15382:2015 - Radiological protection - Procedures for monitoring the dose to the lens of the eye, the skin and the extremities
• Effective Date: 06-Jun-2022

Overview

ISO 15382:2025 - Radiological protection - Procedures for monitoring the dose to the lens of the eye, the skin and the extremities provides standardized procedures and guidance for individual monitoring of localized radiation doses. It specifies how to decide when dosemeter use is required, how to design a monitoring programme, and how to ensure measured doses comply with legal individual dose limits. The standard covers planned exposure situations for photons, beta particles/electrons/positrons and neutrons, and gives approaches to assessment, analysis and documentation of skin, extremity and eye-lens doses.

Key technical topics and requirements

• Scope of radiation fields: photons (8 keV to 10 MeV), electrons/positrons (mean beta energies ~0.07 MeV to 1.2 MeV; equivalent beta maxima noted in the standard), and neutrons (thermal up to 20 MeV). Exposure from alpha radiation and tritium eye-lens intake are excluded.
• Individual monitoring: criteria for when to monitor skin, hands/fingers/wrists/forearms, lower legs/feet and the lens of the eye; selection of operational dose quantities; recommended monitoring periods.
• Dosemeters: guidance on dosemeter types, positioning, technical specifications, and application of correction factors for accurate dose assessment.
• Programme design: how to plan frequency and type of monitoring, account for uncertainties, and choose suitable measurement locations based on workplace fields.
• Assessment methods: use of workplace measurements, whole-body dosimetry, literature data, simulations and confirmatory measurements to estimate dose levels prior to routine monitoring.
• Special cases: procedures for contamination, discrete particle exposures, airborne radioactivity, and when to correct doses for contaminated dosemeters.
• Results management: analysis, optimization, registration and documentation requirements to support compliance and radiological protection decisions.

Practical applications and users

ISO 15382:2025 is applicable to organizations and professionals responsible for occupational radiological protection, including:

• Radiation protection officers and safety managers designing monitoring programmes
• Dosimetry services selecting and calibrating dosemeters for extremity and eye-lens monitoring
• Regulatory bodies and inspectors evaluating compliance with dose limits
• Medical personnel (interventional radiology, nuclear medicine) and nuclear sector workers (power plants, fuel cycle facilities) where localized exposure risks exist
• Employers and occupational health teams implementing workplace monitoring and recordkeeping

Practical benefits include improved consistency in extremity and eye-lens dose assessments, clearer decision-making for when to deploy dosemeters, and better alignment with legal dose limits and optimization principles.

Related standards

ISO 15382:2025 references and aligns with several instrumentation and calibration standards, e.g.:

• IEC 61526 (active personal dosemeters)
• ISO 4037 (X and gamma reference radiation)
• IEC 61331-3 (protective clothing and eyewear)
• ISO 14146 (dosimetry service performance criteria)

Keywords: ISO 15382:2025, radiological protection, monitoring dose, lens of the eye, skin dosimetry, extremity dosimetry, dosemeters, dosimetry programme, occupational radiation safety.

Standards Content (Sample)

International
Standard
ISO 15382
Third edition
Radiological protection —
2025-08
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 2025
All rights reserved. Unless otherwise specified, or required in the context of its implementation, no part of this publication may
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Email: [e-mail]
Website: www.iso.org
Published in Switzerland
ii
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 .3
4.3 Monitoring period . .3
4.4 Extremity, skin and lens of the eye monitoring .4
4.5 Uncertainties .4
4.6 Characteristics of radiation fields .4
5 Assessment of dose levels prior to routine monitoring . 5
5.1 General .5
5.2 Indications from workplace measurements .5
5.3 Indications from whole body dosimetry .6
5.4 Indications from literature data .6
5.5 Indications from simulations.7
5.6 Indications from confirmatory measurements .7
6 Personal dosimetry . 7
6.1 Extremity and skin dosimetry .7
6.1.1 Locations to monitor.7
6.1.2 Types of dosemeters .8
6.1.3 Technical specifications of dosemeters .8
6.1.4 Application of correction factors .8
6.2 Monitoring of the lens of the eye .9
6.2.1 Locations to monitor.9
6.2.2 Types of dosemeters .10
6.2.3 Technical specifications of dosemeters .11
6.2.4 Application of correction factors .11
7 Interpretation and management of the results .12
7.1 Analyses of results . 12
7.2 Optimization . 12
7.3 Registration and documentation . 13
8 Special cases .13
8.1 Contamination . 13
8.1.1 General . 13
8.1.2 Estimation of dose to the skin or the lens of the eye from contamination . 13
8.1.3 Estimation of dose to the skin or to the eye lens from discrete particles .14
8.1.4 Estimation of dose to the skin or to the lens of the eye from contamination on
protective clothing .14
8.2 Estimation of dose from exposure to radioactivity in the air . 15
8.3 Need to correct estimated doses due to contamination of dosemeters . 15
Annex A (informative) Technical specifications of dosemeters .16
Annex B (informative) Monitoring the dose to the lens of the eye . 17
Annex C (informative) Special considerations in the medical sector .20
Annex D (informative) Special considerations in nuclear power plants and associated fuel cycle
facilities .21
Bibliography .30

iii
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 technologies, and
radiological protection, Subcommittee SC 2, Radiological protection, in collaboration with the European
Committee for Standardization (CEN) Technical Committee CEN/TC 430, Nuclear energy, nuclear technologies,
and radiological protection, in accordance with the Agreement on technical cooperation between ISO and
CEN (Vienna Agreement).
This third edition cancels and replaces the second edition (ISO 15382:2015), which has been technically
revised.
The main changes are as follows:
— addition of neutron radiation;
— reference to up-to-date standards on reference radiation fields;
— clarification and extension of several procedures;
— extension of dosimetry procedures at nuclear power plants including indirect eye lens dosimetry.
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.

iv
Introduction
The human body shall be protected from harmful effects of exposure to ionizing radiation, internally and
externally. Effective dose limits keep the occurrence of stochastic effects to an “acceptable” level, while
protection from tissue reactions (i.e. deterministic effects) is provided by dose limits for specific organs.
The human skin shall be protected from external tissue reactions, such as erythema and ulceration. For
the lens of the eye, there is the risk of radiation induced 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 equivalent 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 challenging. In the nuclear sector, there can be exposure due to weakly penetrating radiation
caused by unshielded unsealed radioactive sources, or by working 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 shall be considered. In the medical field, doses to extremities and
doses to the lens of the eye could occur during interventional procedures and in nuclear medicine.
Monitoring the extremities and the lens of the eye is not always straightforward, and many practical
problems can arise for the application of monitoring in the workplace, due to issues such as geometry,
resulting in an unsuitable monitoring situation. This document provides guidance on how and when this
monitoring should be done, for all the different types of workplace fields. This document is directed to all
who are involved in the dosimetry of the skin, extremities, and the lens of the eye; for example: radiation
protection officers, regulators, workers, dosimetry services, etc.

v
International Standard ISO 15382:2025(en)
Radiological protection — Procedures for monitoring the
dose to the lens of the eye, the skin and the extremities
1 Scope
This document 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.
This document specifies procedures for individual monitoring of radiation exposure of the skin of the body,
extremities (skin of the hands, fingers, wrists, forearms including elbow, lower leg including patella, 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, electrons and positrons in the range of 0,07 MeV to
1,2 MeV mean beta energies being equivalent to 0,22 MeV and 3,6 MeV beta maximum energy - in accordance
to the ISO 6980 series, and neutrons in the range of thermal to 20 MeV.
This document gives guidance for the design of a monitoring programme 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 document to consider exposure due to alpha radiation fields.
NOTE 1 The requirements for the monitoring of the occupational exposure may be given in national regulations.
NOTE 2 Dose to the lens of the eye due to intake of tritium is not in the scope of this document. Moreover, the
situation of the workers that work in contaminated atmosphere and can have alpha and/or radon eye lens dose is also
not in the scope.
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all their content constitutes
requirements of this document. 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 — Dosimetry systems with integrating passive detectors for
individual, workplace 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 for X, gamma,
neutron and beta radiations - Active personal dosemeters
ISO 14146, Radiological protection — Criteria and performance limits for the periodic evaluation of dosimetry
services for external radiation
IEC 61331-3, Protective devices against diagnostic medical X-radiation — Part 3: Protective clothing, eyewear
and protective patient shields

ISO 4037-1, Radiological protection — X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and doserate
meters and for determining their response as a function of photon energy — Part 1: Radiation characteristics
and production methods
ISO 4037-2, Radiological protection — X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and
doserate meters and for determining their response as a function of photon energy — Part 2: Dosimetry for
radiation protection over the energy ranges from 8 keV to 1,3 MeV and 4 MeV to 9 MeV
ISO 4037-3, Radiological protection — X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and
doserate meters and for determining their response as a function of photon energy — Part 3: Calibration of area
and personal dosemeters and the measurement of their response as a function of energy and angle of incidence
ISO 4037-4, Radiological protection — X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and
doserate meters and for determining their response as a function of photon energy — Part 4: Calibration of area
and personal dosemeters in low energy X reference radiation fields
ISO 6980-1, Nuclear energy — Reference beta-particle radiation — Part 1: Methods of production
ISO 6980-2, Nuclear energy — Reference beta-particle radiation — Part 2: Calibration fundamentals related to
basic quantities characterizing the radiation field
ISO 6980-3, Nuclear energy — Reference beta-particle radiation — Part 3: Calibration of area and personal
dosemeters and the determination of their response as a function of beta radiation energy and angle of incidence
ISO 8529-1, Neutron reference radiations fields — Part 1: Characteristics and methods of production
ISO 8529-2, Reference neutron radiations — Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection devices
related to the basic quantities characterizing the radiation field
ISO 8529-3, Neutron reference radiation fields — Part 3: Calibration of area and personal dosemeters and
determination of their response as a function of neutron energy and angle of incidence
IEC 61005, Radiation protection instrumentation — Neutron ambient dose equivalent (rate) meters
ISO 21909-1, Passive neutron dosimetry systems — Part 1: Performance and test requirements for personal
dosimetry
ISO 21909-2, Passive neutron dosimetry systems — Part 2: Methodology and criteria for the qualification of
personal dosimetry systems in workplaces
3 Terms and definitions
No terms and definitions are listed in this document.
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/
4 Individual monitoring
4.1 Quantities
Skin and extremities monitoring involves the measurement of H (0,07), the estimator of the equivalent dose
p
to the skin.
Based on the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) definitions, lens of
the eye monitoring involves the measurement of H (3), the estimator of the equivalent dose to the lens of
p
the eye. If the radiation field is well known, H (3) can be estimated by the use of dosemeters type tested
p
and calibrated in terms of other quantities, i.e., H (0,07) and H (10) (this latest being the estimator of the
p p
personal dose equivalent), as in many cases they can provide an adequate estimate of the dose to the lens
of the eye. Technical specifications of dosemeters are provided in Annex A. Guidance on which type of
dosemeter can be used for the lens of the eye 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.
[1] [2]
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 International Atomic
[3]
Energy Agency (IAEA) in the General Safety Requirements . These recommendations from ICRP and IAEA
constitute the basis for the recommendations in this document.
The ICRP recommends the following dose limits:
a) an equivalent dose limit for the skin of any extremity or whole body 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 for 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 described in the national regulations.
Monitoring of the extremities, skin, and lens of the eye 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-
[4][5][6]
mentioned yearly limits .
The following monitoring levels are recommended:
a) for the extremities or the skin, 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 average over 5 consecutive years greater than 6 mSv per year.
NOTE National regulations can require monitoring levels different from the ones recommended in this subclause.
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.
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, monitoring can be adapted. 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 e.g., below 15 keV, 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 example where
extremity monitoring can be necessary is 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, where monitoring the lens of the eye is necessary due to
scattered radiation of the collimator) 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 (QA) 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.
International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) also makes recommendations
[7]
on the acceptable levels for total uncertainty in Report 47 which are broadly consistent with the ICRP
[8]
recommendation in 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 be such that the dosemeter’s response does not exceed 0,71 to 1,67-for photon radiation
and high-energy beta radiation (E̅ > 0,2 MeV) and for neutron radiation for the quantity H*(10) and it
beta
should not exceed 0,5 to 2,0 for low-energy beta radiation (E̅ ≤ 0,2 MeV) and for neutron radiation for
beta
the quantity H (10) after all corrections have been made (see ISO 14146). This applies to values of effective
p
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. For annual dose values significantly below the dose limit larger
uncertainties are inevitable. Thus, the dosemeter’s response should be within 0,3 to 2,3 (see ISO 14146).
For neutron radiations, the expanded uncertainty (95 % coverage probability) for values of assessed annual
dose values at or near the dose limit should not exceed 0,5 to 2 (factor 2) after all corrections have been
[8]
made ICRP 75 .
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
[9]
the equivalent dose to the fingertips from a measurement of H (0,07) several centimetres away .
p
4.6 Characteristics of radiation fields
Characterization of the radiation fields is a challenging step to determine the need for and the type of
monitoring required.
Photon fields (X and gamma radiation) of any energy can interact and be deposited to the extremity tissues,
i.e., skin and lens of the eye.

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 due to appropriate protective means, e.g. the use of aprons by physicians during interventional
procedures or appropriate shielding in the preparation of radiopharmaceuticals in nuclear medicine and
radio pharmacy, but doses to the extremities and to the lens of the eye can be high.
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,
open boilers or steam generators (during outages) and in contaminated areas. High values of the directional
dose equivalent rate can be produced by beta radiation. In nuclear installations handling spent 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 must 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.
For workplaces with uniform neutron field, it is acceptable to monitor the extremity and lens of the eye dose
using the whole body dosemeter. However, in some specific situations the whole body dosemeter cannot
be used to monitor the extremity or lens of the eye dose. Such situation may be encountered when specific
[9]
shielding for neutrons are used, and partially cover the worker body e.g. working around glove boxes .
Moreover, the contribution of neutrons to eye-lens dose will be important where it contributes a significant
fraction of the total dose to the lens of the eye. It should be noted that neutron fields at workplaces, in the
nuclear fuel cycle and nuclear power generation environments as well as in areas near medical accelerators
[10][11]
span energies from thermal (0,025 eV) to 20 MeV .
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 to decide which method, if any, and which period of routine monitoring
are necessary.
The doses obtained by one or more of the following methods (see 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 monitoring 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.

For determining the directional dose equivalent rate Ḣ'(0,07) or Ḣ'(3), suitable dose equivalent rate meters
(i.e. with thin walls and small detector thickness) shall be used. The maximum direction dose equivalent
is obtained by rotating the dose rate meter during the measurement and looking for maximum reading.
Dosemeters measuring H'(0,07) or H'(3) positioned according to different incidence shall integrate enough
dose to estimate properly the direction dose equivalent to find the maximum value directional dose
equivalent rate Ḣ'(0,07, Ω) or Ḣ'(3, Ω).
If protective clothing is worn, H'(0,07) shall be measured behind the respective layer of clothing, unless the
protective clothing is not large enough to protect the whole part of the body that is monitored. If it cannot be
ensured that the protective clothing is large enough, then H'(0,07) shall be measured above 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 Ḣ'(0,07), Ḣ'(3), and Ḣ*(10), 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), H'(3) and/or H*(10)
shall be as defined in IEC 62387 for passive photon and/or beta dosemeters, IEC 60846-1 for active photon
and/or beta dosemeters and IEC 61005 for active neutron dosemeters.
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 considered.
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.
NOTE Likewise, when protective equipment is not worn correctly, the dosemeter under the protective equipment
strongly underestimates the doses to the poorly protected or unprotected parts of the body.
The technical specifications for personal dosemeters measuring the quantities H (0,07), H (3) and/or H (10)
p p p
shall be as defined in IEC 62387 for passive photon and/or beta dosemeters, IEC 61526 for active photon/
beta and/or neutron dosemeters and ISO 21909-1 and ISO 21909-2 for passive neutron dosemeters.
5.4 Indications from literature data
Typical dose values for various workplace situations can be found in the literature (see references in Annex C
for medical applications). These can in principle be used to judge if monitoring is needed. When using
literature values, it shall be ensured that the data are 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.

5.5 Indications from simulations
Numerical simulations can be very efficient tools and can provide important information on the parameters
[12]
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 specific investigated case. Simulations are often complex and time consuming, depending on
the treated case. When using simulations, it is necessary, with appropriate quality assurance, 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:
— shall mimic routine measurements;
— shall be performed as described in Clause 6;
— shall be restarted if the working procedures were changed;
— 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
When a high-level radiation field has a significant spatial non-uniformity, the dose assessments to the
extremities can be greatly interesting and challenging. 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
skin
estimate of the 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
p
part of the 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 close handling of radioactive sources, i.e., glove-box operations, 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 specific tests or using
[13]
recommendations from the literature. In the case of nuclear medicine, the recommended position is the
index fingertip, using a fingertip dosemeter, or the base of index finger of the non-dominant hand using a
ring dosemeter. 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).
To protect the dosemeter from surface contaminations, perspiration, to permit easier removal, and to give
a more accurate measurement of the skin dose, personal dosemeters should be worn under protective
clothing, especially inside gloves, if such clothing is worn. When dosemeter worn outside the protective
clothing, a specific attention should be paid for the surface contamination and dropping out of the pocket.
6.1.2 Types of dosemeters
Skin and extremity doses shall be estimated by measuring the operational quantity H (0,07).
p
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 fingertip dosemeters, put on either the index, middle or ring finger with the detector located
at the fingertip. For wrists, the dosemeter is attached with a strap and, thus, can also be used for forearms
and ankles.
Individual detectors are generally used to perform measurements at locations for which ring or wrist
dosemeters are not adapted, e.g. at the fingertips, on the palm of the hand, or in case the dose levels to
measure are expected below the routine dos
...

Norme
internationale
ISO 15382
Troisième édition
Radioprotection — Procédures
2025-08
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
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Case postale 401 • Ch. de Blandonnet 8
CH-1214 Vernier, Genève
Tél.: [phone]
E-mail: [e-mail]
Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii
Sommaire Page
Avant-propos .iv
Introduction .v
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes et définitions . 2
4 Surveillance individuelle . 3
4.1 Grandeurs . .3
4.2 Limites de dose et niveaux de surveillance .3
4.3 Période de surveillance .4
4.4 Surveillance des extrémités, de la peau et du cristallin .4
4.5 Incertitudes .4
4.6 Caractéristiques des champs de rayonnement .5
5 Évaluation des niveaux de dose avant une surveillance de routine . 6
5.1 Généralités .6
5.2 Indications obtenues par des mesurages sur le lieu de travail.6
5.3 Indications obtenues par dosimétrie du corps entier .7
5.4 Indications obtenues à partir de données documentaires .7
5.5 Indications obtenues par simulations .7
5.6 Indications obtenues par des mesurages de contrôle .7
6 Dosimétrie individuelle . 8
6.1 Dosimétrie des extrémités et de la peau .8
6.1.1 Emplacements à surveiller .8
6.1.2 Types de dosimètres .8
6.1.3 Spécifications techniques des dosimètres .9
6.1.4 Application de facteurs de correction .9
6.2 Surveillance du cristallin .10
6.2.1 Emplacements à surveiller .10
6.2.2 Types de dosimètres .11
6.2.3 Spécifications techniques des dosimètres . 12
6.2.4 Application de facteurs de correction . 12
7 Interprétation et gestion des résultats .13
7.1 Analyse des résultats . 13
7.2 Optimisation . 13
7.3 Enregistrement et documentation .14
8 Cas particuliers . 14
8.1 Contamination .14
8.1.1 Généralités .14
8.1.2 Estimation de la dose à la peau ou au cristallin due à une contamination .14
8.1.3 Estimation de la dose à la peau ou au cristallin due à des particules discrètes . 15
8.1.4 Estimation de la dose à la peau ou au cristallin due à une contamination des
vêtements de protection . .16
8.2 Estimation de la dose due à une exposition à la radioactivité dans l’air .16
8.3 Nécessité de corriger les doses estimées en cas de contamination des dosimètres .16
Annexe A (informative) Spécifications techniques des dosimètres .18
Annexe B (informative) Pratique pour surveiller la dose au cristallin . 19
Annexe C (informative) Considérations particulières dans le secteur médical .22
Annexe D (informative) Considérations particulières dans les centrales nucléaires et dans les
installations associées liées au cycle du combustible .23
Bibliographie .33

iii
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 brevet 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 tout ou
partie de tels droits de brevet.
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/iso/fr/avant-propos.html.
Le présent document a été élaboré par le Comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection, en collaboration avec le comité technique
CEN/TC 430, Énergie nucléaire, technologies nucléaires, et radioprotection, du Comité européen de
normalisation (CEN) conformément à l’Accord de coopération technique entre l’ISO et le CEN (Accord de
Vienne).
Cette troisième édition annule et remplace la deuxième édition (ISO 15382:2015), qui a fait l’objet d’une
révision technique.
Les principales modifications sont les suivantes:
— ajout du rayonnement neutronique;
— référence à des normes actualisées relatives aux champs de rayonnement de référence;
— clarification et extension de plusieurs procédures;
— extension des procédures de dosimétrie dans les centrales nucléaires, y compris la dosimétrie indirecte
du cristallin.
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.

iv
Introduction
Le corps humain doit être protégé contre les effets indésirables de l’exposition aux rayonnements ionisants,
en interne et en externe. Les limites de la dose efficace permettent de maintenir l’occurrence des effets
stochastiques à un niveau «acceptable», tandis que la protection contre les réactions tissulaires (c’est-
à-dire les effets déterministes) est assurée par les limites de dose pour des organes spécifiques. La peau
humaine doit être protégée contre les réactions tissulaires externes, telles que l’érythème et l’ulcération.
Pour le cristallin, il existe un risque de cataracte induite 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 équivalentes 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 difficile. 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, des doses aux extrémités et des doses au cristallin peuvent exister
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
peuvent se poser pour la mise en place d’une surveillance sur le lieu de travail, en raison d’éléments tels
que la géométrie, générant une situation de surveillance inadaptée. Le présent document 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. Le présent document 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.
v
Norme internationale ISO 15382:2025(fr)
Radioprotection — Procédures pour la surveillance des doses
au cristallin, à la peau et aux extrémités
1 Domaine d’application
Le présent document fournit des procédures de surveillance des doses à la peau, aux extrémités et au
cristallin. Il 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.
Le présent document spécifie des procédures de surveillance individuelle de l’exposition aux rayonnements
de la peau du corps, des extrémités (peau des mains, doigts, poignets, avant-bras, y compris le coude, bas de
la jambe, y compris la rotule, pieds et chevilles) et du cristallin dans les situations d’exposition planifiées.
Il concerne les pratiques qui impliquent un risque d’exposition à des photons dont l’énergie est comprise
entre 8 keV et 10 MeV, des électrons et positrons dont l’énergie est comprise entre 0,07 MeV et 1,2 MeV avec
des énergies bêta moyennes équivalentes à 0,22 MeV et une énergie bêta maximale de 3,6 MeV, conformément
à la série ISO 6980, et des neutrons dont l’énergie est comprise entre la valeur thermique et 20 MeV.
Le présent document fournit des recommandations pour la conception d’un programme de surveillance
permettant de s’assurer du respect des limites légales de dose individuelle. Il 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. Il 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 ne relève pas du domaine d’application du présent
document.
NOTE 1 Les exigences en matière de surveillance de l’exposition professionnelle peuvent être stipulées dans les
réglementations nationales.
NOTE 2 La dose au cristallin due à l’absorption de tritium ne relève pas du domaine d’application du présent
document. La situation des travailleurs qui interviennent dans une atmosphère contaminée et qui peuvent être
exposés à une dose alpha et/ou de radon au cristallin ne relève pas non plus de son domaine d’application.
2 Références normatives
Les documents suivants sont cités dans le texte de sorte qu’ils constituent, pour tout ou partie de leur
contenu, des exigences du présent document. 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 avec détecteurs intégrés passifs pour
le contrôle radiologique individuel, du lieu de travail 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 pour les
rayonnements X, gamma, neutron et bêta — Dosimètres individuels actifs

ISO 14146, Radioprotection — Critères et limites de performance pour l’évaluation périodique des services de
dosimétrie pour le rayonnement externe
IEC 61331-3, Dispositifs de protection radiologique contre les rayonnements X pour diagnostic médical —
Partie 3: Vêtements et lunettes de protection radiologique, écrans de protection pour le patient
ISO 4037-1, Radioprotection — Rayonnements X et gamma de référence pour l'étalonnage des dosimètres et
des débitmètres, et pour la détermination de leur réponse en fonction de l'énergie des photons — Partie 1:
Caractéristiques des rayonnements et méthodes de production
ISO 4037-2, Radioprotection — Rayonnements X et gamma de référence pour l'étalonnage des dosimètres et des
débitmètres, et pour la détermination de leur réponse en fonction de l'énergie des photons — Partie 2: Dosimétrie
pour la radioprotection dans les gammes d'énergie de 8 keV à 1,3 MeV et de 4 MeV à 9 MeV
ISO 4037-3, Radioprotection — Rayonnements X et gamma de référence pour l'étalonnage des dosimètres et des
débitmètres et pour la détermination de leur réponse en fonction de l'énergie des photons — Partie 3: Étalonnage
des dosimètres de zone et individuels et mesurage de leur réponse en fonction de l'énergie et de l'angle d'incidence
ISO 4037-4, Radioprotection — Rayonnements X et gamma de référence pour l'étalonnage des dosimètres et des
débitmètres et pour la détermination de leur réponse en fonction de l'énergie des photons — Partie 4: Étalonnage
des dosimètres de zone et individuels dans des champs de référence X de faible énergie
ISO 6980-1, Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence — Partie 1: Méthodes de production
ISO 6980-2, Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence — Partie 2: Concepts d'étalonnage en relation
avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de rayonnement
ISO 6980-3, Énergie nucléaire — Rayonnement bêta de référence — Partie 3: Étalonnage des dosimètres
individuels et des dosimètres de zone et détermination de leur réponse en fonction de l'énergie des particules
bêta et de l'angle d'incidence du rayonnement bêta
ISO 8529-1, Champs de rayonnement neutronique de référence — Partie 1: Caractéristiques et méthodes de
production
ISO 8529-2, Rayonnements neutroniques de référence — Partie 2: Concepts d'étalonnage des dispositifs de
radioprotection en relation avec les grandeurs fondamentales caractérisant le champ de rayonnement
ISO 8529-3, Champs de rayonnement neutronique de référence — Partie 3: Étalonnage des dosimètres de zone et
individuels et détermination de leur réponse en fonction de l’énergie et de l’angle d’incidence des neutrons
IEC 61005, Instrumentation pour la radioprotection — Appareils de mesure de l’équivalent de dose ambiant
neutron (ou de son débit d’équivalent de dose)
ISO 21909-1, Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons — Partie 1: Exigences de fonctionnement et
d'essai pour la dosimétrie individuelle
ISO 21909-2, Systèmes dosimétriques passifs pour les neutrons — Partie 2: Méthodologie et critères de
qualification des systèmes dosimétriques individuels aux postes de travail
3 Termes et définitions
Aucun terme n’est défini dans le présent document.
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/

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
Selon les définitions de l’International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU), la
surveillance du cristallin nécessite le mesurage de l’estimateur de la dose équivalente au cristallin, H (3).
p
Si le champ de rayonnement est bien connu, H (3) peut être estimé à l’aide de dosimètres ayant fait l’objet
p
d’essais de type et d’un étalonnage pour d’autres grandeurs, c’est-à-dire H (0,07) et H (10) (cette dernière
p p
correspondant à l’estimation de l’équivalent de dose individuel) car, dans bien des cas, ils peuvent fournir
une estimation adéquate de la dose au cristallin. Les spécifications techniques des dosimètres sont fournies
à l’Annexe A. Des recommandations concernant le type de dosimètre qui peut être utilisé pour le cristallin
sont données dans 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.
[1]
La CIPR a donné des recommandations plus récentes en ce qui concerne les limites de dose (CIPR 103 et
[2]
CIPR 118 ) permettant d’éviter des réactions tissulaires. Des exigences équivalentes à ces recommandations
sont stipulées par l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) dans les Normes fondamentales de
[3]
sûreté . Ces recommandations de la CIPR et de l’AIEA servent de base aux exigences et aux recommandations
du présent document.
Les limites de dose recommandées par la CIPR sont les suivantes:
a) une limite de dose équivalente pour la peau d’une extrémité ou du corps entier 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 les
réglementations nationales. 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 équivalente
e [4][5][6]
supérieure à 3/10 de l’une des limites annuelles susmentionnées .
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 en moyenne
sur cinq années consécutives.
NOTE Les réglementations nationales peuvent exiger des niveaux de surveillance différents de ceux recommandés
dans le présent paragraphe.
Pour des niveaux de dose attendus inférieurs aux niveaux de surveillance recommandés indiqués ci-dessus,
il convient de mettre en place un contrôle permettant de démontrer que ces niveaux ne sont pas dépassés.
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 restent de préférence au-dessous du niveau de surveillance, il est
possible d’adapter la 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, par exemple inférieurs à 15 keV, 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 centres de médecine nucléaire constituent un autre exemple
important pour lequel une surveillance des extrémités peut être nécessaire. 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, où la surveillance
du cristallin est nécessaire en raison des rayonnements rétrodiffusés du faisceau collimaté) 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’énergie élevée peuvent recevoir des doses significatives au cristallin.
4.5 Incertitudes
Un aspect essentiel de l’assurance de la qualité (AQ) 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.
[7]
Dans son Rapport 47, l’International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) formule
également des recommandations sur les niveaux acceptables d’incertitude globale qui sont généralement
[8]
cohérentes avec les déclarations de la CIPR dans le document CIPR 75. Pour des mesurages uniques des
grandeurs opérationnelles, l’ICRU recommande que «…dans la plupart des cas, il convient de considérer une
incertitude globale correspondant à un écart-type de 30 % comme 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 soit telle que la réponse du dosimètre ne
dépasse pas 0,71 à 1,67 pour le rayonnement photonique et le rayonnement bêta d’énergie élevée
(E̅ > 0,2 MeV) et pour le rayonnement neutronique pour la quantité H*(10) et il convient qu’elle ne
beta
dépasse pas 0,5 à 2,0 pour le rayonnement bêta de faible énergie (E̅ ≤ 0,2 MeV) et pour le rayonnement
beta
neutronique pour la quantité H (10) une fois que toutes les corrections ont été effectuées (voir l’ISO 14146).
p
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. Pour les valeurs de dose annuelle considérablement inférieures à la limite de dose, de plus
grandes incertitudes sont inévitables. Dans ce cas, il convient que la réponse du dosimètre soit comprise
entre 0,3 et 2,3 (voir l’ISO 14146).
Pour les rayonnements neutroniques, 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
[8]
pas 0,5 à 2 (facteur de 2) une fois que toutes les corrections ont été effectuées, CIPR 75 .
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 de H (0,07)
p
[9]
réalisé à plusieurs centimètres .
4.6 Caractéristiques des champs de rayonnement
La caractérisation des champs de rayonnement est une étape critique pour déterminer la nécessité et le type
de surveillance requis.
Les champs de rayonnements photoniques (rayonnements X et gamma) de toute énergie peuvent interagir et
être déposés sur les tissus des extrémités, comme la peau et le 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 par des moyens de protection adéquats, par exemple l’utilisation
de tabliers par les médecins pendant les procédures interventionnelles ou le recours à des écrans appropriés
lors de la préparation des médicaments radiopharmaceutiques en médecine nucléaire et en radiopharmacie,
mais les doses aux extrémités et au cristallin peuvent être élevées.
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, sur des chaudières ouvertes ou des générateurs de
vapeur (pendant les arrêts) et dans des zones contaminées. Des valeurs élevées du débit d’équivalent de
dose directionnel peuvent être générées 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.
Pour les postes de travail où le champ neutronique est uniforme, il est acceptable de surveiller la dose
aux extrémités et au cristallin à l’aide du dosimètre «corps entier». Toutefois, dans certaines situations
spécifiques, le dosimètre «corps entier» ne peut pas être utilisé pour surveiller la dose aux extrémités ou au
cristallin. Cela peut par exemple être le cas lorsque des écrans spécifiques pour les neutrons sont utilisés et
qu’ils couvrent partiellement le corps du travailleur, par exemple en cas de travaux à proximité de boîtes à
[9]
gants .
De plus, la contribution des neutrons à la dose reçue par le cristallin est importante lorsqu’elle représente
une fraction significative de la dose totale reçue par le cristallin. Il convient de noter que les champs
neutroniques aux postes de travail, dans le cycle du combustible nucléaire et dans les environnements

de production d’énergie nucléaire, ainsi que dans les zones situées à proximité d’accélérateurs médicaux,
[10][11]
couvrent des énergies allant de la valeur thermique (0,025 eV) à 20 MeV .
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 nécessaires, le cas échéant.
Il convient que les doses obtenues par une ou plusieurs des méthodes suivantes (voir 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 peut pas
être estimé 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 par la mise en place d’une surveillance 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) ou H’(3), 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. L’équivalent de dose directionnel maximal est obtenu en tournant l’instrument de mesure du
débit de dose pendant le mesurage et en recherchant l’indication maximale. Les indications H’(0,07) ou H’(3)
des dosimètres placés en fonction de diverses incidences doivent intégrer une dose suffisante pour estimer
correctement l’équivalent de dose directionnel afin de trouver la valeur maximale du débit d’équivalent de
dose directionnel Ḣ’(0,07, Ω) ou Ḣ’(3, Ω).
Si des vêtements de protection sont portés, H’(0,07) doit être mesuré derrière une épaisseur identique à
celle des vêtements, sauf si les vêtements de protection ne sont pas suffisamment grands pour protéger
toute la partie du corps qui est surveillée. S’il est impossible de s’assurer que les vêtements de protection
sont suffisamment grands, 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), H’(3), et H*(10), 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), H’(3) et/
ou H*(10) doivent être telles que définies dans l’IEC 62387 pour les dosimètres passifs de rayonnements
photoniques et/ou bêta, l’IEC 60846-1 pour les dosimètres actifs de rayonnements photoniques et/ou bêta
et l’IEC 61005 pour les dosimètres actifs de rayonnements neutroniques.

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.
NOTE De même, si l’équipement de protection n’est pas porté correctement, le dosimètre placé sous l’équipement
de protection sous-estime fortement les doses aux parties mal ou non protégées du corps.
Les spécifications techniques relatives aux dosimètres individuels mesurant les grandeurs H (0,07), H (3)
p p
et/ou H (10) doivent être telles que définies dans l’IEC 62387 pour les dosimètres passifs de rayonnements
p
photoniques et/ou bêta, l’IEC 61526 pour les dosimètres actifs de rayonnements photoniques/bêta et/ou
neutroniques, et l’ISO 21909-1 et l’ISO 21909-2 pour les dosimètres passifs de rayonnements neutroniques.
5.4 Indications obtenues à partir de données documentaires
Les valeurs dosimétriques types pour diverses situations sur les lieux de travail figurent dans la littérature
(voir les références à l’Annexe C pour les applications médicales). Elles peuvent en principe être utilisées
pour déterminer si une surveillance est nécessaire. Lorsque l’on fait appel aux valeurs de la littérature, le
lecteur doit s’assurer que les données sont 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.
5.5 Indications obtenues par simulations
Les simulations numériques peuvent être des outils très efficaces et peuvent fournir des informations
importantes sur les paramètres affectant et influençant les doses dans des scénarios d’exposition donnés.
[12]
À 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, PENEL
...