ISO 20553:2025

Radiation protection - Monitoring of workers occupationally exposed to a risk of internal contamination with radioactive material

This document specifies the minimum requirements for the design of programmes to monitor workers exposed to the risk of internal contamination by radioactive material and establishes principles for the development of compatible goals and requirements for monitoring programmes. This document specifies the a) purposes of monitoring and monitoring programmes, b) description of the different categories of monitoring programmes, c) quantitative criteria for conducting monitoring programmes, d) suitable monitoring methods and criteria for their selection, e) information that has to be collected for the design of a monitoring programme, f) general requirements for monitoring programmes (e.g. detection limits, tolerated uncertainties), g) frequencies of measurements calculated using the ICRP Occupational Intakes of Radionuclides (OIR) series, h) individual monitoring in specific cases (intake of actinides, intake via a wound and intake through the intact skin), i) quality assurance, and j) documentation, reporting and record-keeping. This document does not apply to - the monitoring of exposure to radon and its radioactive decay products, - detailed descriptions of measuring methods and techniques, - detailed procedures for in vivo measurements and in vitro analysis, - interpretation of measurements results in terms of dose, - biokinetic data and mathematical models for converting measured activities into absorbed dose, equivalent dose and effective dose, - the investigation of the causes or implications of an exposure or intake.

Radioprotection — Surveillance professionnelle des travailleurs exposés à un risque de contamination interne par des substances radioactives

Le présent document décrit les exigences minimales permettant d’établir des programmes de surveillance des travailleurs exposés à un risque de contamination interne par des substances radioactives, et établit des principes pour le développement de finalités et d’exigences compatibles avec les programmes de surveillance. Le présent document spécifie: a) les objectifs de la surveillance et des programmes de surveillance; b) la description des différentes catégories des programmes de surveillance; c) les critères quantitatifs pour la conduite des programmes de surveillance; d) les méthodes de surveillance appropriées et les critères de sélection; e) les informations à collecter pour la conception d’un programme de surveillance; f) les exigences générales pour les programmes de surveillance (par exemple, limite de détection, incertitudes tolérées); g) les fréquences des mesurages calculées en se basant sur la série de rapports de la CIPR «Occupational Intakes of Radionuclides (OIR)»; h) la surveillance individuelle dans certains cas (incorporation d’actinides, incorporation par plaie et incorporation à travers la peau intacte); i) l’assurance qualité; j) la documentation, la transmission et l’archivage des résultats. Le présent document ne s’applique pas: — à la surveillance de l’exposition au radon et à ses produits de filiation radioactifs; — aux descriptions détaillées des méthodes et des techniques de mesurage; — aux modes opératoires détaillés pour les mesurages in vivo et les analyses in vitro; — à l’interprétation des résultats de mesure en termes de doses; — aux données biocinétiques et aux modèles mathématiques pour convertir les activités mesurées en dose absorbée, en dose équivalente et en dose efficace; — à l’investigation des causes ou des implications d’une exposition ou d’une incorporation.

General Information

• Status: Published
• Publication Date: 09-Jan-2025
• ICS: 13.280 - Radiation protection
• Technical Committee: ISO/TC 85/SC 2 - Radiological protection
• Drafting Committee: ISO/TC 85/SC 2/WG 13 - Monitoring and dosimetry for internal exposure
• Current Stage: 6060 - International Standard published
• Start Date: 10-Jan-2025
• Due Date: 29-Oct-2024
• Completion Date: 10-Jan-2025

Relations

• Revises: ISO 20553:2006 - Radiation protection - Monitoring of workers occupationally exposed to a risk of internal contamination with radioactive material
• Effective Date: 23-Apr-2020

Overview

ISO 20553:2025 - "Radiation protection - Monitoring of workers occupationally exposed to a risk of internal contamination with radioactive material" specifies minimum requirements for designing programmes to monitor workers at risk of internal contamination by radionuclides. The second edition updates methodology references (notably the ICRP Occupational Intakes of Radionuclides (OIR) series) and clarifies programme purposes, categories and design principles to support consistent occupational radiation protection and regulatory compliance.

Key topics and technical requirements

• Purpose and scope of monitoring programmes: Defines objectives for routine, special, task‑related and confirmatory monitoring.
• Types of monitoring: Distinguishes workplace monitoring and individual monitoring (in vivo and in vitro bioassay).
• Quantitative criteria and measurement frequency: Provides criteria and guidance for determining monitoring frequency using ICRP OIR guidance (no numerical dose conversion models or biokinetic data are defined in this standard).
• Selection of suitable methods: Sets criteria for choosing monitoring techniques and lists detection‑limit and uncertainty expectations without prescribing detailed measurement procedures.
• Information requirements for programme design: Lists the data to collect when planning monitoring (work tasks, radionuclides handled, exposure scenarios).
• Special case monitoring: Guidance for specific situations such as actinide intakes, wounds and skin absorption, and short‑lived radionuclides used in nuclear medicine.
• Quality assurance and documentation: Requirements for QA, record‑keeping, reporting and retention of monitoring data.
• Exclusions: Explicitly does not cover radon/radon progeny monitoring, detailed measurement procedures, dose interpretation, or biokinetic models.

Practical applications and users

ISO 20553:2025 is intended for organizations and professionals involved in occupational radiation protection, including:

• Radiation protection officers and safety managers designing monitoring programmes
• Employers and EHS teams in nuclear, medical isotope, radiopharmacy and industrial radiography sectors
• Occupational health professionals and dosimetrists implementing individual monitoring and record‑keeping
• Accredited laboratories performing in vivo/in vitro bioassays (in alignment with ISO 15189/ISO 17025)
• Regulators and auditors seeking harmonized programme criteria for compliance and inspections

Benefits include optimized monitoring strategies, clearer selection criteria for methods, consistent record‑keeping and improved interchangeability of monitoring data across organizations and authorities.

Related standards

• ISO 15189 - Medical laboratories - Requirements for quality and competence
• ISO 17025 - General requirements for the competence of testing and calibration laboratories
• ISO 23588 - Radiological protection - Proficiency tests for in vivo radiobioassay
• ISO 28218 - Radiation protection - Performance criteria for radiobioassay

Keywords: ISO 20553:2025, radiation protection, monitoring workers, internal contamination, radionuclides, occupational exposure, bioassay, ICRP OIR, quality assurance, monitoring programme.

Standards Content (Sample)

International
Standard
ISO 20553
Second edition
Radiation protection — Monitoring
2025-01
of workers occupationally exposed
to a risk of internal contamination
with radioactive material
Radioprotection — Surveillance professionnelle des travailleurs
exposés à un risque de contamination interne par des substances
radioactives
Reference number
© ISO 2025
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Email: [e-mail]
Website: www.iso.org
Published in Switzerland
ii
Contents Page
Foreword .v
Introduction .vi
1 Scope . 1
2 Normative references . 1
3 Terms and definitions . 2
4 Symbols and abbreviated terms. 6
5 Purpose and need for monitoring programmes . 6
5.1 General aspects .6
5.2 Types of monitoring .7
5.2.1 Workplace monitoring .7
5.2.2 Individual monitoring . .7
5.3 Categories of monitoring programmes .7
5.3.1 Routine monitoring programme .7
5.3.2 Special monitoring programme .8
5.3.3 Task-related monitoring programme .8
5.3.4 Confirmatory monitoring programme .8
6 Designing a routine monitoring programme . 8
6.1 General requirements .8
6.2 Routine individual monitoring .9
6.2.1 General .9
6.2.2 Methods .9
6.2.3 Determining the frequency of monitoring .9
6.2.4 Methods and time intervals for commonly encountered radionuclides .11
6.2.5 Tolerances for monitoring intervals .16
6.3 Routine workplace monitoring .16
7 Designing a special monitoring programme . 17
7.1 Special individual monitoring . .17
7.1.1 General .17
7.1.2 In vivo measurements and in vitro analyses .17
7.1.3 Other techniques .17
7.2 Special workplace monitoring .18
8 Designing a task-related monitoring programme .18
9 Designing a confirmatory monitoring programme .18
10 Individual monitoring in specific cases .18
10.1 Monitoring of nuclear medicine and radiopharmacy staff exposed to short-lived
radionuclides .18
10.2 Intakes of actinides.19
10.3 Intake via a wound .19
10.4 Intake through the intact skin .19
11 Investigation levels . 19
12 Recording, documentation and reporting .20
12.1 Recording and documentation . 20
12.1.1 General . 20
12.1.2 Samples . 20
12.1.3 Measurements . 20
12.1.4 Dose assessment .21
12.2 Reporting .21
12.2.1 Routine monitoring programmes .21
12.2.2 Special monitoring programmes . 22
12.2.3 Worker information . 22

iii
13 Quality management .22
Annex A (informative) Techniques and detection limits of in vitro bioassay or in vivo
measurements selected to calculate routine monitoring time intervals for the
radionuclides considered in Tables 1, 2, 3 and 4 .23
Annex B (informative) Recommended methods for special monitoring programmes after
inhalation .25
Bibliography .27

iv
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 second edition cancels and replaces the first edition (ISO 20553:2006), which has been technically
revised.
The main changes are as follows:
— the reference to the recent publication of ICRP Occupational Intakes of Radionuclides (OIR) series,
instead of ICRP publications 66 and 78, to calculate the maximum time intervals for routine monitoring
programmes.
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.

v
Introduction
In the course of employment, individuals may work with radioactive materials that could be taken into the
body. Minimising the risks to workers from incorporated radionuclides requires the monitoring of potential
or actual intakes. The requirements for such a monitoring programme and the selection of methods and
frequencies of monitoring depend upon the applicable legislation or regulatory body, the purpose of the
radiation protection programme, the probability of potential intakes, and the characteristics of the materials
handled.
This document offers guidance for making a decision whether a monitoring programme is required, in
the absence of any value set by regulations, and proposes the methodology for setting up a monitoring
program, as well as its design. Its intention is to optimise the efforts for such a monitoring programme
consistent with legal requirements and with the purpose of the radiation protection programme.
Recommendations of international expert bodies and international experience with the practical application
of these recommendations in radiation protection programmes have been considered in the development
of this document. Its application facilitates the exchanges of information between authorities, supervisory
institutions and employers. This document is not a substitute for legal requirements.

vi
International Standard ISO 20553:2025(en)
Radiation protection — Monitoring of workers occupationally
exposed to a risk of internal contamination with radioactive
material
1 Scope
This document specifies the minimum requirements for the design of programmes to monitor workers
exposed to the risk of internal contamination by radioactive material and establishes principles for the
development of compatible goals and requirements for monitoring programmes.
This document specifies the
a) purposes of monitoring and monitoring programmes,
b) description of the different categories of monitoring programmes,
c) quantitative criteria for conducting monitoring programmes,
d) suitable monitoring methods and criteria for their selection,
e) information that has to be collected for the design of a monitoring programme,
f) general requirements for monitoring programmes (e.g. detection limits, tolerated uncertainties),
g) frequencies of measurements calculated using the ICRP Occupational Intakes of Radionuclides (OIR) series,
h) individual monitoring in specific cases (intake of actinides, intake via a wound and intake through the
intact skin),
i) quality assurance, and
j) documentation, reporting and record-keeping.
This document does not apply to
— the monitoring of exposure to radon and its radioactive decay products,
— detailed descriptions of measuring methods and techniques,
— detailed procedures for in vivo measurements and in vitro analysis,
— interpretation of measurements results in terms of dose,
— biokinetic data and mathematical models for converting measured activities into absorbed dose,
equivalent dose and effective dose,
— the investigation of the causes or implications of an exposure or intake.
2 Normative references
The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of 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 15189, Medical laboratories — Requirements for quality and competence

ISO 17025, General requirements for the competence of testing and calibration laboratories
ISO 23588, Radiological protection — General requirements for proficiency tests for in vivo radiobioassay
ISO 28218, Radiation protection — Performance criteria for radiobioassay
3 Terms and definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
ISO and IEC maintain terminological databases for use in standardization at the following addresses:
— ISO Online browsing platform: available at https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: available at https:// www .electropedia .org/
3.1
absorption type
type of material, classified according to its rate of absorption from the respiratory tract into blood
3.1.1
absorption type V
type V
deposited materials that, for dosimetric purposes, are assumed to be instantaneously absorbed into blood
from the respiratory tract (only certain gases and vapours; very fast absorption)
[SOURCE: ICRP publication 130]
3.1.2
absorption type F
type F
deposited materials that are readily absorbed into blood from the respiratory tract (fast absorption)
[SOURCE: ICRP publication 130]
3.1.3
absorption type M
type M
deposited materials that have intermediate rates of absorption into blood from the respiratory tract
(moderate absorption)
[SOURCE: ICRP publication 130]
3.1.4
absorption type S
type S
deposited materials that are relatively insoluble in the respiratory tract (slow absorption)
[SOURCE: ICRP publication 130]
3.2
activity
quotient of –dN by dt, where dN is the change in the number of radioactive nuclei, at a particular energy
state and at a given time, due to spontaneous nuclear transformations in the time interval dt
Note 1 to entry: It is expressed as A = -dN/dt . Activity can be calculated as A = λN, where λ is the decay constant and N
is the number of present radioactive nuclei.
Note 2 to entry: The special name for the unit of activity in the International System of Units is becquerel (Bq), One
-1 10
Bq equals one transformation per second (1 Bq = 1 s ). The use of the former unit curie (1 Ci = 3,7 х 10 Bq), is also
accepted in many countries and by the Bureau International des Poids et Mesures.

[SOURCE: ISO 12749-1:2020, 3.1.2, modified – By removing the capital letter from the word "Curie" and
adding “One Bq equals one transformation per second”]
3.3
activity median aerodynamic diameter
AMAD
value of aerodynamic diameter such that 50 % of the airborne activity (3.2) in a specified aerosol is
associated with particles smaller than the AMAD, and 50 % of the activity (3.2) is associated with particles
larger than the AMAD
Note 1 to entry: The aerodynamic diameter of an airborne particle is the diameter of a unit density sphere that has the
same terminal settling velocity in air as the particle of interest.
3.4
clearance
net effect of the biological processes by which radionuclides are removed from the body or from a tissue,
organ or region of the body
Note 1 to entry: The clearance rate is the rate at which this occurs.
3.5
radioactive contamination
contamination
radioactive substances on surfaces, or within solids, liquids or gases, including the human body, where their
presence is unintended or undesirable, or the process giving rise to their presence in such places
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.1.5]
3.6
committed effective dose
quantity E()τ , defined as:
Ew()ττ=⋅H ()
TT
∑
T
where H ()τ is the committed equivalent dose to tissue or organ T over the integration time τ elapsed after
T
an intake (3.12) of radioactive substances and w is the tissue weighting factor for tissue or organ T.
T
Note 1 to entry: The committed equivalent dose to an organ or tissue is the time integral of the equivalent dose rate to
that organ or tissue after an intake (3.12) of radioactive substances.
Note 2 to entry: Where τ is not specified, it is taken to be 50 years for adults and the time to the age of 70 years for
intakes (3.12) by children. For workers, the integration time to calculate committed equivalent doses is 50 years.
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.1.19, modified by adding Note 1 and “For workers, the integration time to
calculate committed equivalent doses is 50 years” in Note 2]
3.7
annual committed dose
committed effective dose (3.6) from intakes (3.12) of radionuclides in one year
3.8
dose coefficient
committed effective dose (3.6) per unit intake (3.13), e(50), where 50 is the dose-commitment period in years
over which the dose is calculated
3.9
retention function
function m(t) representing the activity of a radionuclide in the whole body or in an organ, at a time t after a
unit acute intake (3.12) as predicted by a reference biokinetic model

3.10
excretion function
function m(t) representing the activity of a radionuclide in a 24 h excreta sample, at a time t after a unit
acute intake (3.12) as predicted by a reference biokinetic model
3.11
event
any unintended occurrence, including operating error, equipment failure or other mishap, and deliberate
action on the part of others, the consequences or potential consequences of which are not negligible from
the point of view of protection and safety
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.3.25]
3.12
intake
act or process of taking radionuclides into the body by inhalation or ingestion or through the skin
Note 1 to entry: Other exposure pathways by intake are injection (e.g. in nuclear medicine) and intake via a wound, as
distinguished from intake through (intact) skin.
[SOURCE: IAEA Nuclear Safety and Security Glossary: 2022 (Interim) Edition]
3.13
intake
activity (3.2) of a radionuclide taken into the body in a given time period or as a result of a given
event (3.11)
[SOURCE: IAEA Nuclear Safety and Security Glossary: 2022 (Interim) Edition]
3.14
in vitro analysis
analysis including measurements of radioactivity present in biological samples taken from an individual
Note 1 to entry: These include urine, faeces and nasal samples. In special monitoring programmes, samples of other
materials such as blood and hair may be taken.
Note 2 to entry: These analyses are sometimes referred to as indirect measurements.
Note 3 to entry: In the case of urine or faeces analysis, the time of the measurement is the end day of sample collection.
3.15
in vivo measurement
direct measurements
measurement to determine the presence of or to estimate the amount of radioactive material in a living
organism
Note 1 to entry: Normally, the measurement devices are whole-body or partial-body (e.g. lung, thyroid) counters.
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.4.8]
3.16
investigation level
value of a quantity such as effective dose, intake (3.13) or contamination (3.5) per unit area or volume at or
above which an investigation would be conducted
[SOURCE: IAEA Nuclear Safety and Security Glossary: 2022 (Interim) Edition]
3.17
detection limit
smallest true value of the measurand which ensures a specified probability of being detectable by the
measurement procedure
[SOURCE: ISO 12749-1:2020, 3.4.11]

3.18
monitoring
measurement of dose, dose rate or activity for reasons relating to the assessment or control of exposure to
radiation or exposure due to radioactive material, and the interpretation of the results
3.18.1
individual monitoring
monitoring using measurements by equipment worn by individuals, or measurements of the quantities of
radioactive substances in or on, or taken into, the bodies of individuals, or measurements of quantities of
radioactive substances excreted from the body by individuals
[SOURCE: IAEA Nuclear Safety and Security Glossary: 2022 (Interim) Edition]
3.18.2
workplace monitoring
monitoring using measurements made in the working environment
3.19
monitoring programme
pre-planned set of personal or workplace measurements used to determine personal exposure to radioactive
materials
Note 1 to entry: This document distinguishes four different categories of monitoring programme, namely routine
monitoring programme (3.19.1), special monitoring programme (3.19.2), confirmatory monitoring programme (3.19.3),
and task-related monitoring programme (3.19.4).
3.19.1
routine monitoring programme
monitoring programme associated with continuing operations and intended to demonstrate that working
conditions, including the levels of individual dose, remain satisfactory, and to meet regulatory requirements
3.19.2
special monitoring programme
monitoring programme performed to quantify intakes (3.13) following actual or suspected events (3.11)
3.19.3
confirmatory monitoring programme
monitoring programme carried out to confirm assumptions about working conditions, for example that
significant intakes (3.13) do not occur
3.19.4
task-related monitoring programme
monitoring programme related to a specific operation, to provide information on a specific operation of
limited duration, or following major modifications applied to the installations or operating procedures, or to
confirm that the routine monitoring programme is suitable
3.19.5
monitoring interval
period between two times of measurement of the same type and category
3.20
quality assurance
QA
part of quality management focused on providing confidence that quality requirements will be fulfilled
[SOURCE: ISO 9000:2015, 3.3.6]
3.21
quality control
part of quality management focused on fulfilling quality requirements
[SOURCE: ISO 9000:2015, 3.3.7]

3.22
quality management
management with regard to quality
Note 1 to entry: Quality management can include establishing quality policies and quality objectives, and processes to
achieve these quality objectives through quality planning, quality assurance, quality control, and quality improvement
[SOURCE: ISO 9000:2015, 3.3.4]
3.23
recording level
level of dose, exposure or intake (3.13) specified by the regulatory body at or above which values of dose,
exposure or intake (3.13) received by workers are to be entered in their individual exposure records
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.6.10]
4 Symbols and abbreviated terms
AMAD Activity median aerodynamic diameter
#
A Detection limit
e(50) Dose coefficient: committed effective dose accumulated within 50 years following a unit intake
m(t) Value of the retention or the excretion function at time, t, (in days) after a unit intake
IAEA International Atomic Energy Agency
ICRP International Commission on Radiological Protection
PAS Personal air sampling
QA Quality assurance
SAS Static air sampling
ΔT Time interval (in days) between two measurements in a routine monitoring programme
5 Purpose and need for monitoring programmes
5.1 General aspects
5.1.1 The purpose of monitoring, in general, is to verify and document that the worker is protected
adequately against risks from intakes and that the protection complies with regulatory requirements.
Therefore, it forms part of the overall radiation protection programme, starting with an assessment
to identify work situations in which there is a risk of radionuclide intake by workers and to quantify the
likely intake of radioactive material and the received committed effective dose. Decisions about the need
for monitoring and the design of the monitoring programme should be made in the light of such a risk
assessment. It is always necessary, in the first instance, to put in place radiation protection measures in
order to reduce the risk of intakes to as low as reasonably practicable.
5.1.2 Factors determining the need for a monitoring programme are
— the magnitude of likely intakes;
— the need to detect intakes events when they occur;
— the need to assess the effectiveness of protective equipment such as respiratory protective equipment;

— the need to assess the effectiveness of workplace controls.
5.1.3 The purpose of the monitoring programme, e.g. for dose assessment purposes or to show that intakes
are as low as reasonably practicable or to confirm that routine monitoring is not required, shall be clearly
defined.
5.1.4 The way the monitoring programme is to be organized shall be documented according to Clause 12
including the basis for interpreting the results. The monitoring programme shall be reviewed after any
major modifications have been made to the installation, to operations, or to the regulatory requirements.
5.2 Types of monitoring
5.2.1 Workplace monitoring
5.2.1.1 Workplace monitoring includes measurements of airborne activity and surface contamination
in the workplace. The primary aim is to determine the possible presence of contamination by radioactive
material on the surfaces or in the air in order to assess the risk of intake by workers who may be present
there. The results of the measurements can be used to make decisions on the need for, and design of, an
individual monitoring programme or as reassurance that such a programme is not required.
5.2.1.2 Surface contamination is not directly related to individual exposure but can indicate the pre-
existence of uncontrolled spread of radioactive material and the potential for an intake due to inhalation,
ingestion, or intake via a wound or through (intact) skin.
5.2.1.3 Continuous monitoring of airborne radionuclides is important, because inhalation is generally the
main exposure pathway for workers. The main objectives of airborne activity monitoring are to:
— help to assess the intakes of workers through inhalation;
— support individual dose assessments, e.g. air monitoring can provide information on the time of an intake;
— rapidly detect abnormal or deteriorating conditions, thereby making it possible to take the appropriate
protective action, for example, the use of respiratory protective equipment;
— provide information for setting up individual monitoring programmes for workers.
It can also be needed in those cases where individual monitoring is not sufficiently sensitive.
In the absence of a value set by regulations, workplace monitoring is required in workplaces where
individual annual committed doses are likely to exceed 1 mSv and recommended where there is a potential
for contamination.
5.2.2 Individual monitoring
Individual monitoring provides the information needed to assess the exposure of a single worker by
measuring the person’s whole body, organ or excreta activity. Individual monitoring can be used to show
that the worker has not been contaminated by radioactive material at the workplace, or if this is not the
case, provides data on which to calculate the dose due to the intake.
5.3 Categories of monitoring programmes
5.3.1 Routine monitoring programme
Routine monitoring programmes are performed to quantify doses where there is the possibility either of
undetected accidental intakes or of chronic intakes. They can also be used to demonstrate that the work
[9]
environment and work procedures are under satisfactory control .

In the absence of a value set by regulations, workers shall be routinely individually monitored, and the
results used to assess dose, when they could potentially receive an intake of radionuclides resulting in a
committed effective dose of more than 5 mSv per year.
Workers should be routinely individually monitored, and the results used to assess dose, when they could
potentially receive an intake of radionuclides resulting in a committed effective dose between 1 and 5 mSv
per year.
These values take into account only exposures by incorporated radionuclides. In cases where external
exposure is likely to be significant, the value of the potential external exposure shall be subtracted.
The likely magnitude of intakes should initially be assessed taking into account the possibility of chronic
intakes due to insufficient personal protective measures or accidental intakes due to failure of these
measures. If available, this assessment can be done on the basis of results of earlier monitoring programmes
(individual or workplace monitoring).
If a worker is exposed to more than one radionuclide, the design of a monitoring programme may disregard
radionuclides whose contribution to the likely annual committed dose is not significant. In the case of
mixtures where the radionuclide composition is well known, it is possible to use the measurement of a single
or a few radionuclides to infer the activities of the others.
5.3.2 Special monitoring programme
Special monitoring programmes are performed to quantify significant intakes following actual or suspected
abnormal events. Therefore, the time of intake is usually known, and additional information can be
available, which helps to reduce the uncertainty of dose assessment. The purposes of dose assessment in
such cases include assisting in decisions about countermeasures (e.g. decorporation therapy), compliance
with legal regulations, and aiding decisions for the improvement of conditions at the workplace. In most
cases, special monitoring programmes includes individual monitoring. In cases where there is reason to
suspect that regulatory dose limits for occupational exposure could be exceeded, it can be appropriate to
extend the measurements in order to derive individual retention and excretion functions and biokinetic
model parameters and improve the dose assessment.
5.3.3 Task-related monitoring programme
Task-related monitoring programmes apply to a specific operation (construction work, site, etc…) having
a fixed duration. Where work is of a short duration, it may be appropriate to have task-related monitoring
rather than routine monitoring. The purpose and the dose criteria for carrying out task-related monitoring
programmes are identical to those for routine monitoring programmes and may include workplace and
individual monitoring.
5.3.4 Confirmatory monitoring programme
Confirmatory monitoring programmes can be required to check the assumptions about exposure conditions
underlying the procedures selected (e.g. the effectiveness of protection measures). Even if there is no
requirement for individual monitoring for dose assessment purposes, the appropriateness of confirmatory
monitoring should be considered. It may consist of workplace or individual monitoring (e.g. by occasional
measurements to investigate the potential accumulation of activity in the body or by in vivo measurements
or in vitro analysis performed for selected workers representing groups of workers with identical or similar
risks of intake).
6 Designing a routine monitoring programme
6.1 General requirements
Routine monitoring programmes shall be established including suitable individual monitoring and
workplace monitoring according to the requirements specified in Clause 5 and Clause 6.

The basis for routine monitoring programmes is the assumption that working conditions, and thus risks
of intake, remain reasonably constant. The design of such a programme of regular measurements strongly
depends on the level of the annual committed dose which is to be detected. This level shall be well below
regulatory dose limits for occupational exposure; its definition should take into account uncertainties to
a reasonable extent, for example in activity measurement and dose assessment. If this level is too high,
intakes representing considerable fractions of regulatory dose limits for occupational exposure could be
overlooked, while a low value can cause the expenditure of unnecessary efforts at low exposures.
When specifying a routine monitoring programme the detection of all intakes whose sum can lead to an
annual committed dose exceeding 1 mSv shall be ensured. For some radionuclides, this requirement can
only be achieved by workplace monitoring.
6.2 Routine individual monitoring
6.2.1 General
Individual monitoring can be made by in vivo measurements or by in vitro analyses. The selection depends
on a number of factors, such as the following:
— radiation emitted by the radionuclide and its progeny;
— decay constant of the radionuclide;
— retention in the body or the excretion rate from the body of the contaminant as a function of the time
between intake and measurement;
— biokinetics, organ deposition and excretion pathway of the contaminant;
— technical feasibility of measurement.
In the case of material with very short effective half-lives, i.e. <0,5 d, routine individual monitoring is in most
cases not necessary, as the effective dose is dominated by the external exposure. However, there should be a
considerable degree of confidence in the workplace monitoring system and some confirmatory monitoring
may be undertaken (see Clause 9).
6.2.2 Methods
In vivo measurements can be performed on the whole body or on specific organs such as thyroid or lungs.
In vitro analyses are performed on excreta, generally urine or faeces. Urine excretion analysis usually
requires a 24 h sample collected in a manner that avoids external contamination. Faecal excretion analysis
[10]
is strongly recommended to be performed over three consecutive days .
For certain elements, for which equilibrium is quickly reached between the blood and the urinary
concentrations, it is also possible to take samples over shorter periods (“spot samples”). If the collection is
not performed over a 24 h period, there should be a method for normalizing to 24 h excretion by volume,
[9]
excreted creatinine or by the length of sampling interval .
6.2.3 Determining the frequency of monitoring
In vivo measurements or in vitro analyses in a routine monitoring programme are made at pre-determined
times and are not related to any known intake events. Decisions therefore have to be made in advance
concerning monitoring methods, frequencies, and the underlying biokinetic models. For the evaluation
of intakes using measured values, it is also necessary to make assumptions concerning the time interval
between intake and measurement.

To determine the methods and the frequency of measurements, the following requirements shall be observed
in addition to the general requirement specified in 6.1:
— the consequences resulting from an unknown time interval between intake and measurement shall be
limited so that on average, over several monitoring intervals, doses are not underestimated, and the
maximum underestimate of the dose resulting from a single intake does not exceed a factor of three;
— at least one measurement shall be performed annually. If the programme is established with a monitoring
interval of 365 days, at least one measurement shall be performed each calendar year during which the
worker is exposed.
In nearly all cases, the maximum overestimation is greater than the maximum underestimation.
The constraint on the maximum underestimation of a single intake does not exclude a considerable
overestimation.
The three requirements, together with the assumptions about the pattern of intake and the sensitivity of the
selected methods of measurement determine the frequency of the routine measurements.
The first requirement, as specified in 6.1, is that the detection of all intakes whose sum can lead to an annual
committed dose exceeding 1 mSv shall be ensured. This requirement depends on the retention and excretion
of the radionuclide and on the sensitivity of the available measurement techniques, as given in Formula (1).
#
A 365d
e 50 ⋅ ⋅≤1mSv (1)
()
mT()ΔΔT
where
e(50) is the dose coefficient: committed effective dose accumulated within 50 years following a unit
intake
#
A is the detection limit
ΔT is the time interval (in days) between two measurements
m(ΔT) is the value of the retention function (for in vivo measurements) or of the excretion function
(for in vitro analyses) at time ΔT after a unit intake
If exposure to more than one radionuclide cannot be ruled out, this requirement shall be adjusted accordingly
so that a total annual committed dose of 1 mSv can reliably be detected and assessed. Small contributions
may be ignored; see Clause 5.
The maximum potential underestimation shall not exceed a factor of three; assuming that a single intake
occurred in the middle of the monitoring interval this requirement means, as given in Formula (2):
ΔT
 
m


 2 
≤3 (2)
mT()Δ
where
ΔT is the time interval (in days) between two measurements
m(ΔT/2) is the value of the retention function (for in vivo measurements) or of the excretion function
(for in vitro analyses) at time ΔT/2 after a unit intake
m(ΔT) is the value of the retention function (for in vivo measurements) or of the excretion function
(for in vitro analyses) at time ΔT after a unit intake

6.2.4 Methods and time intervals for commonly encountered radionuclides
The methods and time intervals summarized in this subclause were derived from the principles specified
above and calculated using the following references and assumptions:
— acute intake by inhalation at the mid-point of the monitoring interval. This is a reasonable assumption
for chronic intakes and, on average, it prev
...

Norme
internationale
ISO 20553
Deuxième édition
Radioprotection — Surveillance
2025-01
professionnelle des travailleurs
exposés à un risque de
contamination interne par des
substances radioactives
Radiation protection — Monitoring of workers occupationally
exposed to a risk of internal contamination with radioactive
material
Numéro de référence
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publication ne peut être reproduite ni utilisée sous quelque forme que ce soit et par aucun procédé, électronique ou mécanique,
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CH-1214 Vernier, Genève
Tél.: [phone]
E-mail: [e-mail]
Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii
Sommaire Page
Avant-propos .v
Introduction .vi
1 Domaine d’application . 1
2 Références normatives . 1
3 Termes et définitions . 2
4 Symboles et termes abrégés . 6
5 Objectif et nécessité des programmes de surveillance . 7
5.1 Aspects généraux .7
5.2 Types de surveillance .7
5.2.1 Surveillance sur le lieu de travail .7
5.2.2 Surveillance individuelle .8
5.3 Catégories des programmes de surveillance .8
5.3.1 Programme de surveillance de routine .8
5.3.2 Programme de surveillance spéciale .9
5.3.3 Programme de surveillance de chantier .9
5.3.4 Programme de surveillance de contrôle .9
6 Élaboration d’un programme de surveillance de routine . 9
6.1 Exigences générales .9
6.2 Surveillance individuelle de routine .10
6.2.1 Généralités .10
6.2.2 Méthodes .10
6.2.3 Détermination de la fréquence de la surveillance .10
6.2.4 Méthodes et intervalles de surveillance pour les radionucléides les plus courants .11
6.2.5 Tolérances pour les intervalles de surveillance .17
6.3 Surveillance de routine sur le lieu de travail .18
7 Élaboration d’un programme de surveillance spéciale .18
7.1 Surveillance individuelle spéciale .18
7.1.1 Généralités .18
7.1.2 Mesurages in vivo et analyses in vitro . .18
7.1.3 Autres techniques . .19
7.2 Surveillance spéciale sur le lieu de travail .19
8 Élaboration d’un programme de surveillance de chantier . 19
9 Élaboration d’un programme de surveillance de contrôle .20
10 Surveillance individuelle dans des cas spécifiques .20
10.1 Surveillance du personnel de médecine nucléaire et de radiopharmacie exposé à des
radionucléides à courte durée de vie . 20
10.2 Incorporation d’actinides . 20
10.3 Incorporation par plaie .21
10.4 Incorporation à travers la peau intacte .21
11 Niveaux d’investigation .21
12 Enregistrement, documentation et transmission .22
12.1 Enregistrement et documentation . 22
12.1.1 Généralités . 22
12.1.2 Échantillons . 22
12.1.3 Mesurages. 22
12.1.4 Évaluation dosimétrique . 23
12.2 Transmission des résultats . 23
12.2.1 Programmes de surveillance de routine . 23
12.2.2 Programmes de surveillance spéciale .24
12.2.3 Informations transmises aux travailleurs .24

iii
13 Management de la qualité .24
Annexe A (informative) Techniques et limites de détection des dosages biologiques in vitro ou
des mesurages in vivo sélectionnées pour calculer les intervalles entre deux examens
pour la surveillance de routine pour les radionucléides qui figurent dans les Tableaux 1,
2, 3 et 4 .26
Annexe B (informative) Méthodes recommandées pour les programmes de surveillance
spéciale après inhalation .28
Bibliographie .30

iv
Avant-propos
L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d’organismes nationaux
de normalisation (comités membres de l’ISO). L’élaboration des Normes internationales est en général
confiée aux comités techniques de l’ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude a le droit de faire
partie du comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales, gouvernementales et non
gouvernementales, en liaison avec l’ISO participent également aux travaux. L’ISO collabore étroitement avec
la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui concerne la normalisation électrotechnique.
Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont
décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier, de prendre note des différents
critères d’approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document
a été rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2
(voir www.iso.org/directives).
L’ISO attire l’attention sur le fait que la mise en application du présent document peut entraîner l’utilisation
d’un ou de plusieurs brevets. L’ISO ne prend pas position quant à la preuve, à la validité et à l’applicabilité de
tout droit de propriété revendiqué à cet égard. À la date de publication du présent document, l’ISO n’avait pas
reçu notification qu’un ou plusieurs brevets pouvaient être nécessaires à sa mise en application. Toutefois,
il y a lieu d’avertir les responsables de la mise en application du présent document que des informations
plus récentes sont susceptibles de figurer dans la base de données de brevets, disponible à l’adresse
www.iso.org/brevets. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable de ne pas avoir identifié de tels droits
de 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/avant-propos.
Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies
nucléaires et protection radiologique, sous-comité SC 2, Radioprotection, en collaboration avec le comité
technique CEN/TC 430, Énergie nucléaire, technologies nucléaires et protection radiologique, du Comité
européen de normalisation (CEN), conformément à l’Accord de coopération technique entre l’ISO et le CEN
(Accord de Vienne).
Cette deuxième édition annule et remplace la première édition (ISO 20553:2006), qui a fait l’objet d’une
révision technique.
Les principales modifications sont les suivantes:
— la référence à la publication récente de la série de rapports de la CIPR intitulée «Occupational Intakes
of Radionuclides (OIR)», au lieu des publications de la CIPR 66 et 78, pour calculer les intervalles maximaux
pour les programmes de surveillance de routine.
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.

v
Introduction
Dans le cadre de leurs activités professionnelles, les travailleurs peuvent être exposés à des substances
radioactives susceptibles d’être incorporées dans l’organisme. Il est nécessaire de surveiller les
incorporations potentielles ou réelles afin de réduire le plus possible les risques pour les travailleurs liés aux
radionucléides incorporés. L’exigence d’un programme de surveillance et le choix des méthodes et fréquences
de surveillance dépendent de la législation applicable ou de l’organisme réglementaire, de l’objectif du
programme de radioprotection, de la probabilité des incorporations potentielles et des caractéristiques des
substances manipulées.
Le présent document donne des recommandations pour décider si un programme de surveillance est
nécessaire, en l’absence de toute valeur fixée par la réglementation, et propose une méthodologie pour la
mise en place d’un programme de surveillance, ainsi que sa conception. Son but est d’optimiser les efforts
pour aboutir à un programme de surveillance tel qu’il soit en cohérence avec les exigences légales et avec
les objectifs du programme de radioprotection. Les recommandations des instances internationales et
l’expérience internationale concernant l’application pratique de ces recommandations dans les programmes
de radioprotection ont été prises en compte dans le développement du présent document. Son application
facilite les échanges des données entre les autorités, les instituts de contrôle et les employeurs. Le présent
document ne dispense pas les utilisateurs de respecter les exigences légales.

vi
Norme internationale ISO 20553:2025(fr)
Radioprotection — Surveillance professionnelle des
travailleurs exposés à un risque de contamination interne par
des substances radioactives
1 Domaine d’application
Le présent document décrit les exigences minimales permettant d’établir des programmes de surveillance
des travailleurs exposés à un risque de contamination interne par des substances radioactives, et établit des
principes pour le développement de finalités et d’exigences compatibles avec les programmes de surveillance.
Le présent document spécifie:
a) les objectifs de la surveillance et des programmes de surveillance;
b) la description des différentes catégories des programmes de surveillance;
c) les critères quantitatifs pour la conduite des programmes de surveillance;
d) les méthodes de surveillance appropriées et les critères de sélection;
e) les informations à collecter pour la conception d’un programme de surveillance;
f) les exigences générales pour les programmes de surveillance (par exemple, limite de détection,
incertitudes tolérées);
g) les fréquences des mesurages calculées en se basant sur la série de rapports de la CIPR «Occupational
Intakes of Radionuclides (OIR)»;
h) la surveillance individuelle dans certains cas (incorporation d’actinides, incorporation par plaie et
incorporation à travers la peau intacte);
i) l’assurance qualité;
j) la documentation, la transmission et l’archivage des résultats.
Le présent document ne s’applique pas:
— à la surveillance de l’exposition au radon et à ses produits de filiation radioactifs;
— aux descriptions détaillées des méthodes et des techniques de mesurage;
— aux modes opératoires détaillés pour les mesurages in vivo et les analyses in vitro;
— à l’interprétation des résultats de mesure en termes de doses;
— aux données biocinétiques et aux modèles mathématiques pour convertir les activités mesurées en dose
absorbée, en dose équivalente et en dose efficace;
— à l’investigation des causes ou des implications d’une exposition ou d’une incorporation.
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 15189, Laboratoires médicaux — Exigences concernant la qualité et la compétence
ISO 17025, Exigences générales concernant la compétence des laboratoires d’étalonnages et d’essais
ISO 23588, Radioprotection — Radioprotection — Exigences générales concernant les essais d’aptitude pour les
mesures d'anthroporadiométrie (mesures in vivo)
ISO 28218, Radioprotection — Critères de performance pour l'analyse radiotoxicologique
3 Termes et définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivants s’appliquent.
L’ISO et l’IEC tiennent à jour des bases de données terminologiques destinées à être utilisées en normalisation,
consultables aux adresses suivantes:
— ISO Online browsing platform: disponible à l’adresse https:// www .iso .org/ obp
— IEC Electropedia: disponible à l’adresse https:// www .electropedia .org/
3.1
type d’absorption
type de substance, classée selon sa vitesse d’absorption de l’arbre respiratoire vers le sang
3.1.1
absorption type V
type V
substances considérées, à des fins de dosimétrie, comme transférées immédiatement depuis leur site de
dépôt dans l’arbre respiratoire vers le sang (uniquement certains gaz et vapeurs; transfert très rapide)
[SOURCE: publication 130 de la CIPR]
3.1.2
absorption type F
type F
substances transférées rapidement depuis leur site de dépôt dans l’arbre respiratoire vers le sang
(absorption rapide)
[SOURCE: publication 130 de la CIPR]
3.1.3
absorption type M
type M
substances ayant une vitesse d’absorption intermédiaire depuis leur site de dépôt dans l’arbre respiratoire
vers le sang (absorption modérée)
[SOURCE: publication 130 de la CIPR]
3.1.4
absorption type S
type S
substances relativement insolubles déposées dans l’arbre respiratoire (absorption lente)
[SOURCE: publication 130 de la CIPR]

3.2
activité
quotient de –dN par dt, où dN est la variation du nombre de noyaux radioactifs, à un niveau d’énergie
particulier et un moment donné, due aux transformations nucléaires spontanées pendant l’intervalle de
temps dt
Note 1 à l'article: Elle est exprimée par A = -dN/dt. L’activité peut être calculée comme A = λN, où λ est la constante
de décroissance et N le nombre de noyaux radioactifs présents.
Note 2 à l'article: Le nom spécial de l’unité d’activité dans le Système international d’unités est le becquerel
−1
(Bq), 1 Bq étant égal à une transformation par seconde (1 Bq = 1 s ). L’utilisation de l’ancienne unité, le curie
(1 Ci = 3,7 х 10 Bq), est également acceptée dans de nombreux pays et par le Bureau International des Poids et
Mesures.
[SOURCE: ISO 12749‑1:2020, 3.1.2, modifié — Suppression de la majuscule du mot «Curie» et ajout de
«1 Bq étant égal à une transformation par seconde».]
3.3
diamètre aérodynamique médian en activité
DAMA
valeur du diamètre aérodynamique telle que 50 % de l’activité (3.2) dans l’air d’un aérosol spécifié sont
associés à des particules plus petites que le DAMA et que 50 % de l’activité (3.2) sont associés à des particules
plus grandes que le DAMA
Note 1 à l'article: Le diamètre aérodynamique d’une particule dans l’air est le diamètre d’une sphère de densité
unitaire qui possède la même vitesse limite de chute dans l’air que la particule étudiée.
3.4
clairance
effet global des processus biologiques par lesquels les radionucléides sont éliminés du corps, d’un tissu,
d’un organe ou d’une région corporelle
Note 1 à l'article: Le taux de clairance représente la vitesse à laquelle ce phénomène se produit.
3.5
contamination radioactive
contamination
substances radioactives sur des surfaces, ou dans des solides, liquides ou gaz, y compris le corps humain,
où leur présence est indésirable ou inattendue, ou processus provoquant leur présence à ces emplacements
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.1.5]
3.6
dose efficace engagée
quantité E τ , définie comme:
()
Ew()ττ=⋅H ()
∑ TT
T
où H τ est la dose équivalente engagée reçue par le tissu ou l’organe T pendant la durée d’intégration τ
()
T
écoulée depuis l’incorporation (3.12) des substances radioactives et w est le facteur de pondération
T
tissulaire du tissu ou de l’organe T
Note 1 à l'article: La dose équivalente engagée reçue par un organe ou un tissu correspond à l’intégration dans le
temps du débit de dose équivalente sur cet organe ou ce tissu après l’incorporation (3.12) de substances radioactives.
Note 2 à l'article: Si τ n’est pas spécifié, elle est considérée être de 50 ans pour les adultes et du nombre d’années pour
atteindre l’âge de 70 ans pour les incorporations (3.12) par les enfants. Pour les travailleurs, la durée d’intégration
pour calculer les doses équivalentes engagées est de 50 ans.
[SOURCE: ISO 12749‑2:2022, 3.1.19, modifié — Ajout de la Note 1 et de la phrase «Pour les travailleurs,
la durée d’intégration pour calculer les doses équivalentes engagées est de 50 ans» dans la Note 2.]

3.7
dose engagée annuelle
dose efficace engagée (3.6) due aux incorporations (3.12) de radionucléides survenant pendant une année
3.8
coefficient de dose
dose efficace engagée (3.6) par incorporation (3.13) unique, e(50), où 50 est la période d’engagement de
la dose (en années) sur laquelle la dose est calculée
3.9
fonction de rétention
fonction m(t) représentant l’activité d’un radionucléide dans le corps entier ou dans un organe, à un moment
t après une incorporation (3.12) aiguë unique, telle que prédite par un modèle biocinétique de référence
3.10
fonction d’excrétion
fonction m(t) représentant l’activité d’un radionucléide dans un échantillon d’excrétat recueilli pendant
24 h au temps t après une incorporation (3.12) aiguë unique, telle que prédite par un modèle biocinétique de
référence
3.11
événement
toute circonstance inattendue, incluant une erreur de manipulation, un défaut d’équipement ou autre
incident, ainsi que toute action délibérée de la part d’autres personnes, qui entraînerait des conséquences
réelles ou potentielles qui peuvent être non négligeables du point de vue de la radioprotection et de la sûreté
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.3.25]
3.12
incorporation
acte ou processus d’incorporation dans l’organisme de radionucléides par inhalation ou
ingestion ou à travers la peau
Note 1 à l'article: Il existe d’autres voies d’exposition telles que l’injection (par exemple en médecine nucléaire) et
l’incorporation par plaie, à distinguer de l’incorporation à travers la peau (intacte).
[SOURCE: Glossaire de sûreté nucléaire de l’AIEA: édition 2022 (intérim)]
3.13
incorporation
activité (3.2) incorporée dans l’organisme d’un radionucléide pendant une période donnée
ou résultant d’un événement donné (3.11)
[SOURCE: Glossaire de sûreté nucléaire de l’AIEA: édition 2022 (intérim)]
3.14
analyse in vitro
analyse, y compris le mesurage de la radioactivité, effectuée sur des échantillons biologiques issus d’une
personne
Note 1 à l'article: Les échantillons biologiques correspondent à des échantillons urinaires, fécaux et de mucus nasal.
Dans le cadre des programmes de surveillance spéciale, d’autres échantillons peuvent être prélevés, comme du sang
et des cheveux.
Note 2 à l'article: Ces analyses sont autrement appelées mesurages indirects.
Note 3 à l'article: Dans le cas d’une analyse d’urine ou de matières fécales, le moment du mesurage correspond au
dernier jour de la collecte de l’échantillon.

3.15
mesurage in vivo
mesurage direct
mesurage pour déterminer la présence de substances radioactives ou estimer leur quantité dans un
organisme vivant
Note 1 à l'article: Normalement, les dispositifs de mesures sont des compteurs du corps entier ou d’une partie du corps
(par exemple poumons, thyroïde).
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.4.8]
3.16
niveau d’investigation
valeur d’une grandeur telle que la dose efficace, l’incorporation (3.13) ou la contamination (3.5) par unité
de volume ou de surface, à laquelle ou au-dessus de laquelle il conviendrait de mener une investigation
[SOURCE: Glossaire de sûreté nucléaire de l’AIEA: édition 2022 (intérim)]
3.17
limite de détection
plus petite valeur vraie du mesurande qui assure une probabilité spécifiée d’être détectable par la procédure
de mesure
[SOURCE: ISO 12749-1:2020, 3.4.11]
3.18
surveillance
mesurage de la dose, du débit de dose ou de l’activité à des fins liées à l’estimation ou au contrôle des
expositions aux rayonnements ou des expositions dues aux substances radioactives, et interprétation des
résultats
3.18.1
surveillance individuelle
surveillance au moyen de mesurages effectués par des équipements portés par des individus, ou de
mesurages des quantités de substances radioactives présentes dans, sur ou absorbées par le corps des
individus, ou de mesurages des quantités de substances radioactives excrétées par le corps des individus
[SOURCE: Glossaire de sûreté nucléaire de l’AIEA: édition 2022 (intérim)]
3.18.2
surveillance sur le lieu de travail
surveillance à l’aide de mesurages dans l’environnement de travail
3.19
programme de surveillance
ensemble prévu de mesurages individuels ou sur le lieu de travail pour déterminer l’exposition individuelle
aux substances radioactives
Note 1 à l'article: Le présent document fait la distinction entre quatre catégories de programmes de surveillance,
appelés programme de surveillance de routine (3.19.1), le programme de surveillance spéciale (3.19.2), le programme de
surveillance de contrôle (3.19.3) et le programme de surveillance de chantier (3.19.4).
3.19.1
programme de surveillance de routine
programme de surveillance associé à des opérations continues et visant à démontrer que les conditions
de travail, y compris les niveaux de doses individuelles, restent satisfaisantes et en accord avec les exigences
réglementaires
3.19.2
programme de surveillance spéciale
programme de surveillance mis en place pour quantifier des incorporations (3.13) suite à des événements
(3.11) réels ou suspectés
3.19.3
programme de surveillance de contrôle
programme de surveillance mis en place pour confirmer des hypothèses sur les conditions de travail,
par exemple que des incorporations (3.13) significatives ne se produisent pas
3.19.4
programme de surveillance de chantier
programme de surveillance s’appliquant à une opération spécifique et permettant d’obtenir des données
soit sur une opération spécifique d’une durée limitée, soit à la suite de modifications majeures appliquées
aux installations ou aux procédures d’exploitation, ou mis en place pour confirmer que le programme de
surveillance de routine est adéquat
3.19.5
intervalle de surveillance
période entre deux dates de mesurages du même type et de la même catégorie
3.20
assurance qualité
AQ
partie du management de la qualité visant à donner confiance par la conformité aux exigences pour la qualité
[SOURCE: ISO 9000:2015, 3.3.6]
3.21
contrôle qualité
partie du management de la qualité axée sur la satisfaction des exigences pour la qualité
[SOURCE: ISO 9000:2015, 3.3.7]
3.22
management de la qualité
management relatif à la qualité
Note 1 à l'article: Le management de la qualité peut inclure l’établissement de politiques qualité et d’objectifs qualité,
et de processus permettant d’atteindre ces objectifs qualité par la planification de la qualité, l’assurance qualité,
le contrôle qualité et l’amélioration de la qualité
[SOURCE: ISO 9000:2015, 3.3.4]
3.23
niveau d’enregistrement
niveau de dose, d’exposition ou d’incorporation (3.13) déterminé par l’organisme réglementaire auquel ou
au-dessus duquel les valeurs de dose, d’exposition ou d’incorporation (3.13), reçues par les travailleurs,
doivent être consignées dans le dossier d’exposition individuel
[SOURCE: ISO 12749-2:2022, 3.6.10]
4 Symboles et termes abrégés
DAMA Diamètre aérodynamique médian en activité
#
A Limite de détection
e(50) Coefficient de dose: dose efficace engagée accumulée sur 50 ans après une incorporation unique
m(t) Valeur de la fonction de rétention ou d’excrétion au temps t, (en jours) après une incorporation
unique
AIEA Agence internationale de l’énergie atomique

CIPR Commission internationale de protection radiologique
PAS Prélèvement d’air personnel
AQ Assurance qualité
SAS Prélèvement d’air statique
ΔT Durée de l’intervalle de temps (en jours) entre deux mesurages dans un programme de surveil-
lance de routine
5 Objectif et nécessité des programmes de surveillance
5.1 Aspects généraux
5.1.1 Les objectifs généraux de la surveillance sont de vérifier et de prouver que le travailleur est protégé
efficacement contre les risques d’incorporations et que la protection est en accord avec les exigences
réglementaires. C’est pourquoi elle est intégrée dans le programme de radioprotection, qui débute par une
évaluation permettant d’identifier les conditions de travail pour lesquelles il existe un risque d’incorporation
de radionucléides par les travailleurs et de quantifier l’incorporation potentielle de substances radioactives
et la dose efficace engagée reçue correspondante. Il convient de prendre des décisions sur la nécessité de
surveillance et sur la conception du programme de surveillance à la lumière d’une telle évaluation des
risques. Il est toujours nécessaire, en premier lieu, de mettre en place des mesures de radioprotection afin
de réduire le risque d’incorporation au niveau le plus bas raisonnablement possible.
5.1.2 Les facteurs qui déterminent la nécessité d’un programme de surveillance sont:
— l’ampleur des incorporations potentielles;
— la nécessité d’identifier les incorporations, au cas où elles se produiraient;
— la nécessité d’estimer l’efficacité des équipements de protection, tels que les équipements de protection
respiratoire (RPE);
— la nécessité d’estimer l’efficacité des contrôles sur le lieu de travail.
5.1.3 L’objectif du programme de surveillance, par exemple à des fins d’évaluation des doses ou pour
montrer que les incorporations sont aussi faibles que raisonnablement possible ou pour confirmer qu’une
surveillance de routine n’est pas nécessaire, doit être clairement défini.
5.1.4 L’organisation d’un programme de surveillance doit être documentée conformément à l’Article 12,
y compris les bases pour l’interprétation des résultats. Le programme de surveillance doit être réexaminé
après chaque modification majeure de l’installation, des opérations ou des exigences réglementaires.
5.2 Types de surveillance
5.2.1 Surveillance sur le lieu de travail
5.2.1.1 La surveillance sur le lieu de travail inclut des mesurages de l’activité dans l’air et de la
contamination de surface sur le lieu de travail. L’objectif premier consiste à déterminer la présence éventuelle
d’une contamination par des substances radioactives sur les surfaces ou dans l’air afin d’évaluer le risque
d’incorporation par les travailleurs susceptibles d’y être présents. Les résultats du mesurage peuvent être
utilisés pour prendre des décisions quant à la pertinence et à la conception d’un programme de surveillance
individuelle ou pour attester qu’un tel programme n’est pas nécessaire.

5.2.1.2 La contamination de surface n’est pas directement liée à l’exposition individuelle, mais peut
indiquer la préexistence d’une dissémination incontrôlée de substances radioactives et le risque d’une
incorporation potentielle par inhalation, ingestion, incorporation par plaie ou à travers la peau (intacte).
5.2.1.3 La surveillance continue des radionucléides dans l’air est importante, car l’inhalation est la voie
d’exposition principale des travailleurs. Les principaux objectifs de la surveillance de l’activité dans l’air sont:
— d’aider à l’estimation des incorporations des travailleurs par inhalation;
— d’aider à l’évaluation des doses individuelles, par exemple la surveillance de l’air peut fournir des
informations sur le moment de l’incorporation;
— de détecter rapidement des conditions anormales ou détériorées, rendant possible une action de
prévention adéquate, par exemple, par le port d’un équipement de protection des voies respiratoires;
— de fournir des informations pour l’établissement des programmes de surveillance individuelle des
travailleurs.
Elle peut également être utilisée dans les cas où une surveillance individuelle n’est pas assez sensible.
En l’absence d’une valeur définie par la réglementation, la surveillance sur le lieu de travail est nécessaire
dans les environnements de travail où les doses efficaces engagées individuelles annuelles sont susceptibles
de dépasser 1 mSv et elle est recommandée lorsqu’il existe un risque de contamination.
5.2.2 Surveillance individuelle
La surveillance individuelle fournit les informations nécessaires pour évaluer l’exposition d’un travailleur
en particulier en mesurant l’activité au niveau de son corps entier, d’un organe ou de ses excrétats. La
surveillance individuelle peut être utilisée pour démontrer que le travailleur n’a pas été contaminé par des
substances radioactives sur son lieu de travail ou, dans le cas contraire, fournir des données permettant de
calculer la dose due à l’incorporation.
5.3 Catégories des programmes de surveillance
5.3.1 Programme de surveillance de routine
Les programmes de surveillance de routine sont mis en place pour quantifier les doses lorsqu’il peut se
produire soit des incorporations accidentelles non détectées, soit des incorporations chroniques. Ils peuvent
également être utilisés pour démontrer que l’environnement et les modes opératoires sont maîtrisés de
[9]
manière satisfaisante .
En l’absence d’une valeur fixée par la réglementation, les travailleurs doivent faire l’objet d’une surveillance
individuelle systématique et les résultats utilisés pour évaluer la dose lorsqu’ils sont susceptibles de recevoir
une incorporation de radionucléides entraînant une dose efficace engagée supérieure à 5 mSv par an.
Il convient que les travailleurs fassent l’objet d’une surveillance individuelle systématique et les résultats
utilisés pour évaluer la dose lorsqu’ils sont susceptibles de recevoir une incorporation de radionucléides
entraînant une dose efficace engagée comprise entre 1 et 5 mSv par an.
Ces valeurs ne tiennent compte que des expositions aux radionucléides incorporés. Dans les cas où
l’exposition externe est susceptible d’être significative, la valeur de l’exposition externe potentielle doit être
soustraite.
Il convient dans un premier temps d’évaluer l’ampleur possible des incorporations en prenant en compte
l’éventualité d’incorporations chroniques dues à l’insuffisance des mesures de protection individuelle
ou d’incorporations accidentelles dues à l’inefficacité de ces mesures. Cette estimation peut être effectuée
sur la base des résultats des programmes antérieurs de surveillance (individuelle et sur le lieu de travail) si
ceux-ci sont disponibles.
Si un travailleur est exposé à plus d’un radionucléide, la conception d’un programme de surveillance peut
négliger les radionucléides dont la contribution à la dose engagée annuelle potentielle n’est pas significative.
Dans le cas de mélanges dont la composition en radionucléides est connue, il est possible d’utiliser la mesure
de l’activité d’un seul ou de plusieurs radionucléides pour en déduire les activités des autres.
5.3.2 Programme de surveillance spéciale
Les programmes de surveillance spéciale sont mis en place pour quantifier des incorporations significatives
suite à des événements anormaux réels ou suspectés. C’est pourquoi la date de l’incorporation est
généralement connue et d’autres informations peuvent être également disponibles, ce qui permet de réduire
les incertitudes lors de l’estimation dosimétrique. Dans ces cas, les objectifs de l’estimation de la dose
comprennent: l’assistance aux décisions sur les contre-mesures (par exemple, traitement de décorporation),
le respect des obligations légales et l’aide aux décisions dans les améliorations des conditions d’exposition sur
le lieu de travail. Dans la plupart des cas, les programmes de surveillance incluent la surveillance individuelle.
Dans les cas où il est suspecté que les limites réglementaires de dose d’exposition professionnelle puissent
être dépassées, il peut être approprié d’augmenter le nombre de mesure afin de calculer des paramètres
personnalisés pour les fonctions de rétention et d’excrétion et pour les modèles biocinétiques et d’améliorer
l’évaluation dosimétrique.
5.3.3 Programme de surveillance de chantier
Les programmes de surveillance de chantier s’appliquent à une opération spécifique (travaux de
construction, site, etc.) d’une durée déterminée. Lorsque le travail est de courte durée, il peut être judicieux
de mettre en place un programme de surveillance de chantier plutôt qu’une surveillance de routine. L’objectif
et les critères dosimétriques de ces programmes de surveillance de chantier sont identiques à ceux des
programmes de surveillance de routine et peuvent inclure une surveillance individuelle ou du lieu de travail.
5.3.4 Programme de surveillance de contrôle
Les programmes de surveillance de contrôle peuvent être requis pour vérifier les hypothèses émises sur
les conditions d’exposition se rapportant aux procédures choisies (par exemple l’efficacité des mesures
de radioprotection). Même s’il n’est pas nécessaire de procéder à une surveillance individuelle à des fins
d’évaluation dosimétrique, il convient d’examiner l’opportunité d’une surveillance de contrôle. Il peut s’agir
d’une surveillance sur le lieu de travail ou d’une surveillance individuelle (par exemple, par des mesurages
occasionnels permettant de rechercher une accumulation éventuelle de l’activité dans le corps ou par
des mesurages in vivo ou des analyses in vitro sur une sélection de travailleurs représentant des groupes
de travailleurs présentant un risque d’incorporation identique ou similaire).
6 Élaboration d’un programme de surveillance de routine
6.1 Exigences générales
Les programmes de surveillance de routine doivent être établis en associant la surveillance individuelle et
la surveillance sur le lieu de travail adéquates conformément aux exigences spécifiées à l’Article 5 et dans
l’Article 6.
Les programmes de surveillance de routine sont basés sur l’hypothèse que les conditions de travail et
les risques d’incorporation associés restent raisonnablement constants. La mise en place d’un tel programme
de mesurages réguliers dépend fortement du niveau de la dose engagée annuelle à détecter. Ce niveau doit
être bien inférieur aux doses limites réglementaires en matière d’exposition professionnelle et il convient que
sa définition tienne compte des incertitudes, dans une mesure raisonnable, par exemple dans les mesurages
des activités et dans les estimations dosimétriques. Si ce niveau est choisi trop élevé, les incorporations
représentant des fractions importantes des limites de dose réglementaires en matière d’exposition
professionnelle pourraient passer inaperçues. En revanche, s’il est choisi trop bas, la surveillance pourrait
nécessiter une surenchère d’efforts pour les faibles expositions.

Lors de la définition d’un programme de surveillance de routine, la détection de toutes les incorporations
dont la somme peut conduire à une dose engagée annuelle supérieure à 1 mSv doit être garantie. Pour
quelques radionucléides, cette exigence ne peut être remplie que pour la surveillance sur le lieu de travail.
6.2 Surveillance individuelle de routine
6.2.1 Généralités
La surveillance individuelle peut être réalisée par des mesures in vivo ou par des analyses in vitro. Le choix
dépend d’un certain nombre de facteurs, comme:
— les types de rayonnements émis par le radionucléide et par ses descendants;
— la constante de décroissance du radionucléide;
— la rétention dans le corps ou le taux d’excrétion du contaminant en fonction de la durée entre l’incorporation
et le mesurage;
— les données biocinétiques, le dépôt dans l’organe, la voie d’excrétion du contaminant;
— la faisabilité technique du mesurage.
Dans le cas d’une substance de courte période effective (<0,5 jour), une surveillance individuelle de routine
n’est pas nécessaire dans la plupart des cas, puisque la dose efficace est dominée par sa composante
d’exposition externe. Toutefois, il convient d’avoir une grande
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