Radiological protection -- Monitoring and dosimetry for internal exposures due to wound contamination with radionuclides

This document specifies the requirements for personal contamination monitoring and dose assessment following wounds involving radioactive materials. It includes requirements for the direct monitoring at the wound site, monitoring of uptake of radionuclides into the body and assessment of local and systemic doses following the wound event. It does not address: — details of monitoring and assessment methods for specific radionuclides; — monitoring and dose assessment for materials in contact with intact skin or pre-existing wounds, including hot particles; — therapeutic protocols. However, the responsible entity needs to address the requirements for decontamination and decorporation treatments if appropriate.

Radioprotection -- Surveillance et dosimétrie en cas d'exposition interne due à la contamination d'une plaie par radionucléides

Le présent document spécifie les exigences relatives ŕ la surveillance de la contamination individuelle et l'évaluation de la dose ŕ la suite de plaies impliquant des matériaux radioactifs. Il inclut les exigences relatives ŕ la surveillance directe du site de la plaie, la surveillance du transfert des radionucléides dans l'organisme et l'évaluation des doses locales et systémiques aprčs un événement de type plaie. Elle ne traite pas des aspects suivants: — détails des méthodes de surveillance et d'évaluation pour des radionucléides spécifiques; — surveillance et évaluation de la dose pour les matériaux en contact avec la peau intacte ou des plaies préexistantes, y compris les particules contaminées; — protocoles thérapeutiques. Toutefois, il est nécessaire que l'entité responsable réponde aux exigences en matičre de traitements de décontamination et de décorporation s'il y a lieu.

General Information

Status
Published
Publication Date
27-Feb-2020
Current Stage
6060 - International Standard published
Start Date
19-Jan-2020
Completion Date
28-Feb-2020
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ISO 20031:2020 - Radiological protection -- Monitoring and dosimetry for internal exposures due to wound contamination with radionuclides
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ISO 20031:2020 - Radioprotection -- Surveillance et dosimétrie en cas d'exposition interne due a la contamination d'une plaie par radionucléides
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Standards Content (sample)

INTERNATIONAL ISO
STANDARD 20031
First edition
2020-02
Radiological protection — Monitoring
and dosimetry for internal exposures
due to wound contamination with
radionuclides
Radioprotection — Surveillance et dosimétrie en cas d'exposition
interne due à la contamination d'une plaie par radionucléides
Reference number
ISO 20031:2020(E)
ISO 2020
---------------------- Page: 1 ----------------------
ISO 20031:2020(E)
COPYRIGHT PROTECTED DOCUMENT
© ISO 2020

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Published in Switzerland
ii © ISO 2020 – All rights reserved
---------------------- Page: 2 ----------------------
ISO 20031:2020(E)
Contents Page

Foreword ..........................................................................................................................................................................................................................................v

Introduction ................................................................................................................................................................................................................................vi

1 Scope ................................................................................................................................................................................................................................. 1

2 Normative references ...................................................................................................................................................................................... 1

3 Terms and definitions ..................................................................................................................................................................................... 1

4 Symbols and abbreviated terms ........................................................................................................................................................... 5

4.1 Symbols ......................................................................................................................................................................................................... 5

4.2 Abbreviated terms ............................................................................................................................................................................... 5

5 Purpose and need for special monitoring programmes for internal exposures due

to wound contamination with radionuclides ......................................................................................................................... 5

6 General aspects of wound contamination .................................................................................................................................. 6

6.1 Introduction .............................................................................................................................................................................................. 6

6.2 Category of wound contaminants ........................................................................................................................................... 6

6.3 Types of wounds and their specific retention of radionuclides.................................................................... 7

7 Monitoring programmes to assess contamination via a wound ......................................................................... 7

7.1 Introduction .............................................................................................................................................................................................. 7

7.2 Main steps for the monitoring and dosimetry for internal exposures due to wound

contamination with radionuclides ......................................................................................................................................... 7

7.3 Collection of information to characterize the contaminated wound ....................................................... 8

7.3.1 General...................................................................................................................................................................................... 8

7.3.2 Information concerning the type of wound .................. ............................................................................ 9

7.3.3 Information concerning the radioactive contaminant .................................................................... 9

7.4 In vivo wound measurements .................................................................................................................................................... 9

7.5 Systemic activity monitoring ...................................................................................................................................................10

8 Performance criteria for radiobioassay measurements ..........................................................................................11

9 Procedure for local and systemic dose assessment ......................................................................................................11

9.1 Local (wound site) dose assessment ................................................................................................................................11

9.2 Systemic dose assessment .........................................................................................................................................................11

9.3 Impact of medical intervention on dose assessment ..........................................................................................13

9.3.1 Local chelation therapy and/or the excision of contaminated tissue from

the wound ...........................................................................................................................................................................13

9.3.2 Decorporation therapy ............................................................................................................................................13

9.4 Software tools for bioassay data interpretation ......................................................................................................13

9.5 Uncertainties .........................................................................................................................................................................................14

9.5.1 General...................................................................................................................................................................................14

9.5.2 Uncertainties on local dose assessment ...................................................................................................14

9.5.3 Uncertainties on internal dose assessment ...........................................................................................14

9.6 Quality assurance...............................................................................................................................................................................14

10 Recording ..................................................................................................................................................................................................................15

10.1 Recording in vivo measurement results.........................................................................................................................15

10.2 Recording in vitro radiobioassay and treatment waste results .................................................................15

11 Documentation of the dose assessment ....................................................................................................................................16

12 Reporting ...................................................................................................................................................................................................................16

Annex A (informative) Schematic representation of NCRP wound model, default
parameters for retention equations and default transfer rates for the wound
model for the various categories of radionuclides in wounds (adapted from NCRP
[3]

report 156 (2007) ) ....................................................................................................................................................................................17

Annex B (informative) Types of wounds and their specific retention of radionuclides ..............................20

© ISO 2020 – All rights reserved iii
---------------------- Page: 3 ----------------------
ISO 20031:2020(E)

Annex C (informative) Example of a summary sheet that should follow the contaminated

worker during his initial care ..............................................................................................................................................................23

Annex D (informative) Overview of typical methods used for in vitro bioassay measurements .......24

−1 −1
Annex E (informative) Equivalent dose rate in a contaminated wound (mSv·h ·kBq )
−1 −1 2
and equivalent dose rate received by the skin (mSv·h ·kBq ·cm ) for selected

radionuclides ........................................................................................................................................................................................................25

Annex F (informative) Committed effective dose coefficients for intake of selected

radionuclides via a contaminated wound for all wound model categories (adapted
[11]

from Toohey RE et al., 2014 ) .........................................................................................................................................................27

[14]

Annex G (informative) The IDEAS Guidelines provide guidelines for the estimation of

committed doses from incorporation monitoring data in case of wound .............................................30

Bibliography .............................................................................................................................................................................................................................31

iv © ISO 2020 – All rights reserved
---------------------- Page: 4 ----------------------
ISO 20031:2020(E)
Foreword

ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards

bodies (ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out

through ISO technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical

committee has been established has the right to be represented on that committee. International

organizations, governmental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work.

ISO collaborates closely with the International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of

electrotechnical standardization.

The procedures used to develop this document and those intended for its further maintenance are

described in the ISO/IEC Directives, Part 1. In particular the different approval criteria needed for the

different types of ISO documents should be noted. This document was drafted in accordance with the

editorial rules of the ISO/IEC Directives, Part 2 (see www .iso .org/ directives).

Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this document may be the subject of

patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights. Details of

any patent rights identified during the development of the document will be in the Introduction and/or

on the ISO list of patent declarations received (see www .iso .org/ patents).

Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not

constitute an endorsement.

For an explanation on the 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 the following

URL: 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.
© ISO 2020 – All rights reserved v
---------------------- Page: 5 ----------------------
ISO 20031:2020(E)
Introduction

In the course of their employment, radiation workers may be exposed to radioactive materials that

could be incorporated into the body. Intakes of radionuclides need to be monitored to determine that

any exposures are at expected levels. Internal doses resulting from intakes of radionuclides cannot be

measured directly. Estimating the dose requires decisions to be made about the monitoring techniques

and frequencies along with methodologies for dose assessment. The criteria governing the regimes of

such a monitoring programme or for the selection of methods and frequencies of monitoring usually

depends upon regulations, the purpose of the radiation protection programme, the probabilities of

potential radionuclide intakes, and the characteristics of the materials handled.

[1]

For these reasons, ISO standards for monitoring programmes (ISO 20553 ), laboratory requirements

[2]

(ISO 28218), and dose assessment (ISO 27048 ) have been developed and can be applied to many

workplaces where internal contamination may occur. Their application for internal exposures due to

wound contamination with radionuclides requires account to be taken of special aspects resulting from

the type of wound and the associated specific biokinetics of radionuclides at the origin of contamination.

This document offers guidance for the design of a special monitoring programme and for dose

assessment in the case of wound contamination with radionuclides. Recommendations of international

expert bodies and international experience with the practical application of these recommendations

in radiological protection programmes have been considered in the development of this document. Its

application facilitates the exchange of information between authorities, supervisory institutions and

employers.
vi © ISO 2020 – All rights reserved
---------------------- Page: 6 ----------------------
INTERNATIONAL STANDARD ISO 20031:2020(E)
Radiological protection — Monitoring and dosimetry for
internal exposures due to wound contamination with
radionuclides
1 Scope

This document specifies the requirements for personal contamination monitoring and dose assessment

following wounds involving radioactive materials. It includes requirements for the direct monitoring

at the wound site, monitoring of uptake of radionuclides into the body and assessment of local and

systemic doses following the wound event.
It does not address:
— details of monitoring and assessment methods for specific radionuclides;

— monitoring and dose assessment for materials in contact with intact skin or pre-existing wounds,

including hot particles;

— therapeutic protocols. However, the responsible entity needs to address the requirements for

decontamination and decorporation treatments if appropriate.
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 5725-1, Accuracy (trueness and precision) of measurement methods and results — Part 1: General

principles and definitions

ISO 5725-2, Accuracy (trueness and precision) of measurement methods and results — Part 2: Basic method

for the determination of repeatability and reproducibility of a standard measurement method

ISO 5725-3, Accuracy (trueness and precision) of measurement methods and results — Part 3: Intermediate

measures of the precision of a standard measurement method
ISO 28218, Radiation protection — Performance criteria for radiobioassay

ISO/IEC Guide 99, International vocabulary of metrology — Basic and general concepts and associated

terms (VIM)
3 Terms and definitions

For the purposes of this document, the terms and definitions given in ISO/IEC Guide 99, ISO 5725-1,

ISO 5725-2, ISO 5725-3 and the following 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 http:// www .electropedia .org/
© ISO 2020 – All rights reserved 1
---------------------- Page: 7 ----------------------
ISO 20031:2020(E)
3.1
absorption

movement of material into blood regardless of mechanism, generally applied to the uptake (3.32) into

blood of soluble substances and material dissociated from particles
3.2
activity
number of spontaneous nuclear disintegrations per unit time

Note 1 to entry: The activity is stated in becquerels (Bq), i.e. the number of disintegrations per second.

3.3
biokinetic model

model describing the time course of absorption (3.1), distribution, metabolism and excretion of a

substance introduced into the body of an organism
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
3.5
contamination

activity (3.2) of radionuclides present on surfaces, or within solids, liquids or gases (including the

human body), where the presence of such radioactive material is unintended or undesirable

3.6
decision threshold

value of the estimator of the measurand which, when exceeded by the result of an actual measurement

using a given measurement procedure of a measurand quantifying a physical effect or quantity, it is

decided that the physical effect or quantity is present
Note 1 to entry: Otherwise, this effect is assumed to be absent.
3.7
decontamination

complete or partial removal of radioactive contamination (3.5) by a deliberate physical, chemical, or

biological process
3.8
decorporation

method aiming to accelerate the elimination from the body of an incorporated radionuclide

3.9
detection limit

smallest true value of the measurand which ensures a specified probability of being detectable by the

measurement procedure

Note 1 to entry: With the decision threshold, the detection limit is the smallest true value of the measurand for

which the probability of wrongly deciding that the true value of the measurand is zero is equal to a specified

value, β, when, in fact, the true value of the measurand is not zero. The probability of being detectable is

consequently (1 − β).

Note 2 to entry: The terms detection limit and decision threshold are used in an ambiguous way in different

standards (e.g. standards related to chemical analysis or quality assurance). If these terms are referred to one

has to state according to which standard they are used.
3.10
dose coefficient

committed tissue equivalent dose per unit acute intake h (τ) or committed effective dose per unit acute

intake e(τ), where τ is the time period in years over which the dose is calculated [e.g. e(50)]

2 © ISO 2020 – All rights reserved
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ISO 20031:2020(E)
3.11
effective dose
sum of weighted equivalent doses (3.13) in all tissues and organs of the body
3.12
committed effective dose

sum of the products of the committed organ or tissue equivalent doses and the appropriate tissue

weighting factors

Note 1 to entry: In the context of this document, the integration time is 50 years following any intake.

3.13
equivalent dose

product of the absorbed dose and the radiation weighting factor for the specific radiations at this point

3.14
local dose
equivalent dose (3.13) in a defined volume or area at the wound site
3.15
systemic dose
committed effective dose (3.12) excluding the local dose at the wound site
3.16
event

any unintended occurrence, including operating error, equipment failure or other mishap, the

consequences or potential consequences of which are not or suspected not to be negligible from the

point of view of protection or safety
3.17
internal exposure
exposure to radiation from a source inside the body
3.18
intake

act or process of taking radionuclides into the body by inhalation, ingestion, absorption (3.1)

through the skin or through wounds
3.19
monitoring

measurements made for the purpose of assessment or control of exposure to radioactive material and

the interpretation of the results of such measurements
3.20
incorporation monitoring

monitoring (3.19) of radionuclides incorporated into the bodies of individual workers by measurement

of the quantities of radioactive materials in the bodies of individual workers, or by measurement of

radioactive material excreted by individual workers
3.21
individual monitoring

monitoring (3.19) by means of equipment worn by individual workers, by measurement of the quantities

of radioactive materials in or on the bodies of individual workers, or by measurement of radioactive

material excreted by individual workers
3.22
special monitoring programme

monitoring programme performed to quantify significant exposures following actual or suspected

abnormal events (3.16)
© ISO 2020 – All rights reserved 3
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ISO 20031:2020(E)
3.23
quality assurance

planned systematic actions necessary to provide adequate confidence that a process, measurement or

service satisfy given requirements for quality such as those specified in a licence

3.24
quality control

part of quality assurance (3.23) intended to verify that systems and components correspond to

predetermined requirements
3.25
radiobioassay

procedure used to determine the nature, activity (3.2), location or retention of radionuclides in the body

by direct (in vivo) measurement or by indirect (in vitro) analysis of material excreted or otherwise

removed from the body
3.26
in vitro radiobioassay measurement

analyses that include measurements of radioactivity present in biological samples taken from an

individual
3.27
in vivo radiobioassay measurement

measurement of radioactive material in the human body utilizing instrumentation that detects

radiation emitted from the radioactive material in the body

Note 1 to entry: Normally, the measurement devices are whole-body or partial-body (e.g., lung, thyroid) counters.

3.28
responsible entity
person, body or service that is in charge of the monitoring (3.19) and dosimetry
3.29
retention function

function describing the fraction of an intake present in a biological compartment (whole body, tissue,

organ or excreta) after a given time has elapsed since the intake occurred
3.30
time of measurement

time at which the biological sample (e.g. urine, faeces) is taken from the individual

concerned
3.31
time of measurement
time at which the in vivo measurement begins
3.32
uptake

translocation of material from deposition site [wound (3.33), lung, etc.] into blood and subsequently to

systemic organs and tissues
3.33
wound

injury to the body in which the skin or other tissue is broken, cut, pierced, torn, scraped, burned, etc.

4 © ISO 2020 – All rights reserved
---------------------- Page: 10 ----------------------
ISO 20031:2020(E)
4 Symbols and abbreviated terms
4.1 Symbols
A activity (Bq)
measured activities (Bq)
H equivalent dose to skin (Sv)
equivalent dose rate to skin (Sv·h )
E(50) committed effective dose integrated over 50 years (Sv)

e(50) dose coefficient: committed effective dose integrated over 50 years per unit intake,

E(50)/I (Sv·Bq )
−λt
f(t) function describing the decay of a radionuclide, e
I intake (Bq)

m(t) predicted fraction of the measured quantity at time t for unit intake (excretion or retention

function at time t per unit intake)
4.2 Abbreviated terms
CIS Colloid and Intermediate State
DTPA Diethylenetriaminepentaacetic acid (Zn and Ca salts)
IAEA International Atomic Energy Agency
ICP-MS Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry
ICRP International Commission on Radiological Protection
ICRU International Commission on Radiation Units and Measurements
NCRP National Council on Radiation Protection and Measurements
PABS Particles, Aggregates and Bound State
TPA Trapped Particles and Aggregates.
5 Purpose and need for special monitoring programmes for internal exposures
due to wound contamination with radionuclides

Under normal circumstances, workers should not have wounds. There is thus no requirement for

[1]

routine monitoring, as defined in ISO 20553 , for intakes of radioactive materials from wound events.

However, accidents leading to wounds are an occupational hazard in nearly all workplace situations.

The risks of accidents can be much higher in situations where manual tasks such as cutting, machining

and drilling or medical injection of radioisotopes are taking place. Thus there is a potential need for

special monitoring following wound events.

The aims of monitoring and dose assessment are to aid in decisions regarding decontamination and

treatment such as irrigating with water/saline, excision of the wound or decorporation therapy, to

assess health consequences, and to ensure compliance with dose limits. For radionuclides that are

highly retained by the body when absorbed through a wound but poorly absorbed through other intake

© ISO 2020 – All rights reserved 5
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ISO 20031:2020(E)

routes, significant doses can be received when compared to the inhalation or ingestion of similar

amounts.

Accidents, and thus wound events, can occur at any time. As part of the internal dosimetry programme,

the responsible entity shall:

a) consider the possible types of wounds (e.g., puncture wounds, lacerated skin) and contaminants

(e.g., involved radionuclides, chemical species) in specific work environments;
b) design appropriate special monitoring programmes for these wound events;

c) make arrangements in the special monitoring programme for the measurement methods to be

available on demand if a wound event should occur.

The special monitoring programme shall set a target to be able to detect a minimum committed

effective dose following a wound event. It is recommended that target not exceed 1 mSv if technically

feasible.

The responsible entity shall define the circumstances under which special monitoring is to be initiated.

The sorts of circumstances which might lead to special monitoring include:
— wounds occurring or identified in designated contamination areas;
— wounds from contaminated objects.
6 General aspects of wound contamination
6.1 Introduction

Wounds act as routes by which radionuclides can enter the systemic circulation. While some of the

material can be retained at the wound site, soluble material can be transferred to the blood and

hence to other parts of the body. Insoluble material can be slowly translocated to regional lymphatic

tissue, where it can gradually dissolve and eventually enter the blood. A variable fraction of insoluble

material can be retained at the wound site or in lymphatic tissue for the life of the individual. Thus,

a contaminated wound can result in an acute intake or a chronic uptake. The National Council on

Radiation Protection and Measurements (NCRP) developed a compartment-based biokinetic model

[3]

for wounds (NCRP Report 156 ), in order to assess internal exposure resulting from a contaminated

wound. The NCRP wound model is a compartmental model that deals with material at the wound site

and transfer to blood. This wound model has to be coupled with the appropriate ICRP systemic model

to assess exposure due to radionuclides entering the body through a wound. This document uses this

system to assess internal exposure due to a contaminated wound.

The NCRP wound model has seven compartments: fragment; particles, aggregates and bound state

(PABS); trapped particles and aggregates (TPA); colloid and intermediate state (CIS); soluble; lymph

nodes; and blood (see Figure A.1). The applicable compartments depend on the category of contaminant

to be considered for a particular wound case.
6.2 Category of wound contaminants
[3]

Seven retention categories of wound contaminants are defined in the NCRP wound model . Four of

these categories describe the retention at the wound site of radionuclides injected in soluble form.

Solutions can be weakly, moderately, strongly or avidly retained, in order of increasing retention half-

time. Soluble wound contaminants can translocate to the blood with a time course that depends on

their dissolution rate in vivo.

Three additional categories are considered to describe the behaviour of radioactive material introduced

into a wound in colloidal, particulate or fragment form. Both particles and fragments are solids. They

differ in that fragments are too large to be ingested by connective tissue macrophages because their size

is greater than
...

NORME ISO
INTERNATIONALE 20031
Première édition
2020-02
Radioprotection — Surveillance et
dosimétrie en cas d'exposition interne
due à la contamination d'une plaie par
radionucléides
Radiological protection — Monitoring and dosimetry for internal
exposures due to wound contamination with radionuclides
Numéro de référence
ISO 20031:2020(F)
ISO 2020
---------------------- Page: 1 ----------------------
ISO 20031:2020(F)
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© ISO 2020

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Publié en Suisse
ii © ISO 2020 – Tous droits réservés
---------------------- Page: 2 ----------------------
ISO 20031:2020(F)
Sommaire Page

Avant-propos ................................................................................................................................................................................................................................v

Introduction ................................................................................................................................................................................................................................vi

1 Domaine d’application ................................................................................................................................................................................... 1

2 Références normatives ................................................................................................................................................................................... 1

3 Termes et définitions ....................................................................................................................................................................................... 1

4 Symboles et abréviations ............................................................................................................................................................................. 5

4.1 Symboles ...................................................................................................................................................................................................... 5

4.2 Termes abrégés ....................................................................................................................................................................................... 5

5 Objectif et besoin des programmes de surveillance spéciale pour les expositions

internes dues à la contamination d’une plaie par des radionucléides ........................................................5

6 Aspects généraux de la contamination des plaies ............................................................................................................. 6

6.1 Introduction .............................................................................................................................................................................................. 6

6.2 Catégorie de contaminants de la plaie ................................................................................................................................ 6

6.3 Types de plaies et rétention spécifique des radionucléides ............................................................................ 7

7 Programmes de surveillance pour évaluer la contamination via une plaie ...........................................7

7.1 Introduction .............................................................................................................................................................................................. 7

7.2 Principales étapes pour la surveillance et la dosimétrie en cas d’exposition interne

due à la contamination d’une plaie par des radionucléides ............................................................................. 8

7.3 Recueil d’information pour la caractérisation de la plaie contaminée ................................................... 9

7.3.1 Généralités ............................................................................................................................................................................ 9

7.3.2 Informations concernant le type de plaie .................................................................................................. 9

7.3.3 Informations concernant le contaminant radioactif ......................................................................... 9

7.4 Mesurage de plaie in vivo............................................................................................................................................................10

7.5 Surveillance de l’activité systémique ................................................................................................................................11

8 Critères de performance des mesurages radiotoxicologiques ..........................................................................11

9 Mode opératoire pour l’évaluation de la dose locale et systémique ...........................................................11

9.1 Évaluation de la dose locale (sur le site de la plaie) ............................................................................................11

9.2 Évaluation de la dose systémique ........................................................................................................................................12

9.3 Impact de l’intervention médicale sur l’évaluation de la dose ...................................................................14

9.3.1 Traitement local de chélation et/ou excision du tissu contaminé de la plaie ..........14

9.3.2 Traitement de décorporation .............................................................................................................................14

9.4 Outils logiciels pour l’interprétation des données radiotoxicologiques ............................................14

9.5 Incertitudes .............................................................................................................................................................................................15

9.5.1 Généralités .........................................................................................................................................................................15

9.5.2 Incertitudes de l’évaluation de la dose locale ......................................................................................15

9.5.3 Incertitudes de l’évaluation de la dose interne ..................................................................................15

9.6 Assurance qualité...............................................................................................................................................................................15

10 Enregistrement ...................................................................................................................................................................................................15

10.1 Enregistrement des résultats de mesurage in vivo ..............................................................................................15

10.2 Enregistrement des résultats de l’analyse radiotoxicologique in vitro et des

déchets de traitement ....................................................................................................................................................................16

11 Documentation de l’évaluation de la dose ..............................................................................................................................17

12 Rapport........................................................................................................................................................................................................................17

Annexe A (informative) Représentation schématique d’un modèle de plaie selon le NCRP,

paramètres par défaut pour les équations de rétention et taux de transfert par

défaut du modèle de plaie pour les diverses catégories de radionucléides dans les

[3]

plaies(adapté d’après le rapport 156 du NCRP (2007) ) .....................................................................................18

Annexe B (informative) Types de plaies et rétention spécifique des radionucléides ....................................21

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ISO 20031:2020(F)

Annexe C (informative) Exemple de fiche résumée qu’il convient d’établir pour suivre le

travailleur contaminé durant sa prise en charge initiale .......................................................................................24

Annexe D (informative) Vue d’ensemble des méthodes types utilisées pour les mesurages

radiotoxicologiques in vitro ..................................................................................................................................................................25

Annexe E (informative) Débit d’équivalent de dose dans une plaie contaminée
−1 −1
(mSv·h ·kBq ) et débit d’équivalent de dose reçu par la peau
−1 −1 2

(mSv·h ·kBq ·cm ) pour des radionucléides sélectionnés ..............................................................................26

Annexe F (informative) Coefficients de dose efficace engagée pour l’incorporation de

radionucléides sélectionnés via une plaie contaminée, pour toutes les catégories
[11]

du modèle de plaie (adapté de Toohey RE et al., 2014 ) ....................................................................................28

[14]
Annexe G (informative) Les lignes directrices de l’IDEAS fournissent un guide
pour l’estimation des doses engagées à partir des données de surveillance de

l’incorporation dans le cas d’une plaie ......................................................................................................................................30

Bibliographie ...........................................................................................................................................................................................................................31

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ISO 20031:2020(F)
Avant-propos

L’ISO (Organisation internationale de normalisation) est une fédération mondiale d’organismes

nationaux de normalisation (comités membres de l’ISO). L’élaboration des Normes internationales est

en général confiée aux comités techniques de l’ISO. Chaque comité membre intéressé par une étude

a le droit de faire partie du comité technique créé à cet effet. Les organisations internationales,

gouvernementales et non gouvernementales, en liaison avec l’ISO participent également aux travaux.

L’ISO collabore étroitement avec la Commission électrotechnique internationale (IEC) en ce qui

concerne la normalisation électrotechnique.

Les procédures utilisées pour élaborer le présent document et celles destinées à sa mise à jour sont

décrites dans les Directives ISO/IEC, Partie 1. Il convient, en particulier de prendre note des différents

critères d’approbation requis pour les différents types de documents ISO. Le présent document a été

rédigé conformément aux règles de rédaction données dans les Directives ISO/IEC, Partie 2 (voir www

.iso .org/ directives).

L’attention est attirée sur le fait que certains des éléments du présent document peuvent faire l’objet de

droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. L’ISO ne saurait être tenue pour responsable

de ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et averti de leur existence. Les détails concernant

les références aux droits de propriété intellectuelle ou autres droits analogues identifiés lors de

l’élaboration du document sont indiqués dans l’Introduction et/ou dans la liste des déclarations de

brevets reçues par l’ISO (voir www .iso .org/ brevets).

Les appellations commerciales éventuellement mentionnées dans le présent document sont données

pour information, par souci de commodité, à l’intention des utilisateurs et ne sauraient constituer un

engagement.

Pour une explication de la 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 le lien suivant: www .iso .org/ iso/ fr/ avant -propos.

Le présent document a été élaboré par le comité technique ISO/TC 85, Énergie nucléaire, technologies

nucléaires, et radioprotection, sous-comité SC 2, Radioprotection.
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ISO 20031:2020(F)
Introduction

Dans le cadre de leur activité professionnelle, les travailleurs sous rayonnements peuvent être exposés

à des matériaux radioactifs pouvant pénétrer dans l’organisme. Les incorporations de radionucléides

doivent être surveillées, afin de s’assurer que toute exposition est conforme aux niveaux attendus.

Les doses internes résultant des incorporations de radionucléides ne peuvent pas être mesurées

directement. L’estimation de la dose nécessite de prendre des décisions concernant les techniques et

fréquences de surveillance, ainsi que les méthodologies d’évaluation de la dose. Les critères régissant

un tel programme de surveillance ou la sélection des méthodes et fréquences de surveillance dépendent

généralement de la réglementation, de l’objectif du programme de radioprotection, des probabilités

d’incorporations de radionucléides et des caractéristiques des matériaux manipulés.

[1]

Pour ces raisons, des normes ISO portant sur les programmes de surveillance (ISO 20553 ), les

[2]

exigences de laboratoire (ISO 28218) et l’évaluation des doses (ISO 27048 ) ont été développées et

peuvent être appliquées à de nombreux lieux de travail où une contamination interne peut se produire.

Leur application aux expositions internes dues à la contamination de plaies par des radionucléides

nécessite de tenir compte d’aspects particuliers résultant du type de plaie et de la biocinétique

spécifique associée des radionucléides à l’origine de la contamination.

Le présent document constitue un guide pour la conception d’un programme de surveillance spéciale

et pour l’évaluation de la dose en cas de contamination d’une plaie par des radionucléides. Les

recommandations émanant d’organismes experts internationaux et l’expérience internationale de

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 l’échange d’informations

entre les autorités, les établissements de contrôle et les employeurs.
vi © ISO 2020 – Tous droits réservés
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NORME INTERNATIONALE ISO 20031:2020(F)
Radioprotection — Surveillance et dosimétrie en cas
d'exposition interne due à la contamination d'une plaie
par radionucléides
1 Domaine d’application

Le présent document spécifie les exigences relatives à la surveillance de la contamination individuelle

et l’évaluation de la dose à la suite de plaies impliquant des matériaux radioactifs. Il inclut les exigences

relatives à la surveillance directe du site de la plaie, la surveillance du transfert des radionucléides dans

l’organisme et l’évaluation des doses locales et systémiques après un événement de type plaie.

Elle ne traite pas des aspects suivants:

— détails des méthodes de surveillance et d’évaluation pour des radionucléides spécifiques;

— surveillance et évaluation de la dose pour les matériaux en contact avec la peau intacte ou des plaies

préexistantes, y compris les particules contaminées;

— protocoles thérapeutiques. Toutefois, il est nécessaire que l’entité responsable réponde aux exigences

en matière de traitements de décontamination et de décorporation s’il y a lieu.
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 5725-1, Exactitude (justesse et fidélité) des résultats et méthodes de mesure — Partie 1: Principes

généraux et définitions

ISO 5725-2, Exactitude (justesse et fidélité) des résultats et méthodes de mesure — Partie 2: Méthode de

base pour la détermination de la répétabilité et de la reproductibilité d'une méthode de mesure normalisée

ISO 5725-3, Exactitude (justesse et fidélité) des résultats et méthodes de mesure — Partie 3: Mesures

intermédiaires de la fidélité d'une méthode de mesure normalisée

ISO 28218, Radioprotection — Critères de performance pour l'analyse radiotoxicologique

Guide ISO/IEC 99, Vocabulaire international de métrologie — Concepts fondamentaux et généraux et

termes associés (VIM)
3 Termes et définitions

Pour les besoins du présent document, les termes et définitions du Guide ISO/IEC 99, de l’ISO 5725-1, de

l’ISO 5725-2, de l’ISO 5725-3 ainsi que les 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 http:// www .electropedia .org/ .
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ISO 20031:2020(F)
3.1
absorption

pénétration de matériau dans le sang quel que soit le mécanisme, généralement appliquée au transfert

(3.32) dans le sang de substances solubles et de matériau dissocié depuis des particules

3.2
activité
nombre de désintégrations nucléaires spontanées par unité de temps

Note 1 à l'article: L’activité est exprimée en becquerels (Bq), soit en nombre de désintégrations par seconde.

3.3
modèle biocinétique

modèle décrivant l’évolution dans le temps de l’absorption (3.1), la distribution, le métabolisme et

l’excrétion d’une substance introduite dans le corps d’un organisme
3.4
clairance

effet global des processus biologiques par lesquels les radionucléides sont éliminés du corps ou d’un

tissu, d’un organe ou d’une région corporelle
3.5
contamination

activité (3.2) des radionucléides présents sur les surfaces, ou dans les solides, dans les liquides ou dans

les gaz (y compris le corps humain), dont la présence est inattendue ou indésirable

3.6
seuil de décision

valeur de l’estimateur du mesurande telle que, quand le résultat d’un mesurage réel utilisant un mode

opératoire de mesurage donné d’un mesurande quantifiant le phénomène ou la grandeur physique lui

est supérieur, il est décidé que le phénomène ou la grandeur physique est présent

Note 1 à l'article: Dans le cas contraire, il est supposé que cet effet est absent.

3.7
décontamination

élimination complète ou partielle de la contamination (3.5) radioactive par un processus physique,

chimique ou biologique délibéré
3.8
décorporation
méthode visant à accélérer l’élimination du corps d’un radionucléide incorporé
3.9
limite de détection

plus petite valeur vraie de mesurande qui garantit une probabilité spécifiée d’être détecté par le mode

opératoire de mesurage

Note 1 à l'article: Avec le seuil de décision, la limite de détection est la plus petite valeur vraie de mesurande

pour laquelle la probabilité de décider à tort que la valeur vraie du mesurande est de zéro est égale à une valeur

spécifiée, β, lorsqu’en réalité la valeur vraie du mesurande n’est pas de zéro. La probabilité d’être détecté est donc

de (1 − β).

Note 2 à l'article: Les termes limite de détection et seuil de décision sont utilisés de manière ambiguë dans

différentes normes (par exemple, les normes relatives à l’analyse chimique ou à l’assurance qualité). Si ces termes

sont employés, il est nécessaire d’indiquer à quelle norme il est fait référence.

3.10
coefficient de dose

dose équivalente engagée dans les tissus par unité d’incorporation aiguë h (τ) ou dose efficace engagée

par unité d’incorporation aiguë e(τ), où τ est la période de temps en années sur laquelle la dose est

calculée [par exemple, e(50)]
2 © ISO 2020 – Tous droits réservés
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ISO 20031:2020(F)
3.11
dose efficace

somme des doses équivalentes (3.13) pondérées pour tous les tissus et organes du corps

3.12
dose efficace engagée

somme des produits des doses équivalentes engagées dans les organes ou tissus et des facteurs de

pondération tissulaire appropriés

Note 1 à l'article: Dans le contexte du présent document, le temps d’intégration est de 50 ans après toute

incorporation.
3.13
dose équivalente

produit de la dose absorbée et du facteur de pondération des rayonnements pour les rayonnements

spécifiques à ce point
3.14
dose locale

dose équivalente (3.13) dans un volume ou sur une surface défini(e) au niveau du site de la plaie

3.15
dose systémique

dose efficace engagée (3.12) en excluant la dose locale au niveau du site de la plaie

3.16
événement

toute circonstance inattendue, incluant une erreur de manipulation, un défaut d’équipement ou autre

incident, dont les conséquences réelles ou potentielles ne sont pas ou sont supposées ne pas être

négligeables du point de vue de la radioprotection ou de la sûreté
3.17
exposition interne

exposition à des rayonnements provenant d’une source située à l’intérieur du corps

3.18
incorporation

acte ou processus de pénétration de radionucléides dans le corps par inhalation, ingestion,

absorption (3.1) à travers la peau ou à travers des plaies
3.19
surveillance

campagne de mesurages ayant pour objet l’évaluation ou le contrôle de l’exposition à un matériau

radioactif et l’interprétation des résultats de ces mesurages
3.20
surveillance de l’incorporation

surveillance (3.19) des radionucléides incorporés dans le corps des travailleurs individuels par

mesurage des quantités de matériaux radioactifs présents dans leur corps ou des matériaux radioactifs

qu’ils excrètent
3.21
surveillance individuelle

surveillance (3.19) au moyen d’un équipement porté par des travailleurs individuels, par mesurage des

quantités de matériaux radioactifs présents dans ou sur leur corps ou des matériaux radioactifs qu’ils

excrètent
3.22
programme de surveillance spéciale

programme de surveillance mis en œuvre pour quantifier des expositions significatives après des

événements (3.16) anormaux réels ou suspectés
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ISO 20031:2020(F)
3.23
assurance qualité

actions planifiées systématiques nécessaires pour apporter l’assurance qu’un processus, un mesurage

ou un service satisferont à des exigences données en matière de qualité, comme celles spécifiées dans

une licence
3.24
contrôle qualité

partie de l’assurance qualité (3.23) qui a pour objectif de vérifier que les systèmes et les composants

correspondent aux exigences prédéfinies
3.25
mesurage radiotoxicologique

mode opératoire utilisé pour déterminer la nature, l’activité (3.2), la localisation ou la rétention

de radionucléides dans le corps par mesurage direct (in vivo) ou par analyse indirecte (in vitro) de

matériau excrété ou éliminé d’une autre manière du corps
3.26
mesurage radiotoxicologique in vitro

analyse, y compris le mesurage de la radioactivité, effectuée sur des échantillons biologiques issus

d’une personne
3.27
mesurage radiotoxicologique in vivo

mesurage des matériaux radioactifs présents dans le corps humain, effectué en utilisant un appareil qui

détecte les rayonnements émis par les matériaux radioactifs dans le corps

Note 1 à l'article: Normalement, les dispositifs mesurent l’activité de tout le corps ou d’une partie du corps (par

exemple, poumons, thyroïde).
3.28
entité responsable

personne, organisme ou service chargé de la surveillance (3.19) et de la dosimétrie

3.29
fonction de rétention

fonction décrivant la fraction de l’incorporation présente dans un compartiment biologique (corps

entier, tissu, organe ou excréta) après un temps donné suivant l’incorporation
3.30
heure de mesurage

heure où l’échantillon biologique (par exemple, urine, selles) est prélevé chez la

personne concernée
3.31
heure de mesurage
heure où débute le mesurage in vivo
3.32
transfert

translocation de matériau depuis le site de dépôt [plaie (3.33), poumon, etc.] dans le sang puis dans les

organes et tissus systémiques
3.33
plaie

lésion du corps dans laquelle la peau ou un autre tissu est rompu, coupé, percé, tordu, éraflé, brûlé, etc

4 © ISO 2020 – Tous droits réservés
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ISO 20031:2020(F)
4 Symboles et abréviations
4.1 Symboles
A activité (Bq)
activités mesurées (Bq)
H dose équivalente sur la peau (Sv)
débit d’équivalent de dose sur la peau (Sv·h )
E(50) dose efficace engagée intégrée sur 50 ans (Sv)

e(50) coefficient de dose: dose efficace engagée intégrée sur 50 ans par unité d’incorporation,

E(50)/I (Sv.Bq )
−λt
f(t) fonction décrivant la décroissance d’un radionucléide, e
I incorporation (Bq)

m(t) fraction théorique de la quantité mesurée au temps t pour l’incorporation d’une unité (fonction

d’excrétion ou de rétention au temps t par unité d’incorporation)
4.2 Termes abrégés
CIS colloïdes et état intermédiaire (Colloid et Intermediate State)
DTPA acide diéthylènetriaminepentaacétique (sels Zn et Ca)
AIEA Agence internationale pour l’énergie atomique

ICP-MS spectroscopie de masse à plasma à couplage inductif (Inductively Coupled Plasma Mass

Spectrometry)

CIRP Commission internationale de protection radiologique (International Commission on

Radiological Protection)

ICRU Commission internationale des unités et mesures radiologiques (International Commission

on Radiation Units et Measurements)

NCRP Conseil national sur la radioprotection et les mesurages de rayonnements (National Council

on Radiation Protection et Measurements)
PABS particules, agrégats et état lié (Particles, Aggregates et Bound State)
TPA particules piégées et agrégats (Trapped Particles et Aggregates)
5 Objectif et besoin des programmes de surveillance spéciale pour les
expositions internes dues à la contamination d’une plaie par des radionucléides

Dans des circonstances normales, il convient que les travailleurs n’aient pas de plaie. Il n’existe par

[1]

conséquent aucune exigence en matière de surveillance de routine, comme définie dans l’ISO 20553 ,

pour les incorporations de matériaux radioactifs dues à des événements de type plaie.

Toutefois, les accidents conduisant à des plaies sont des risques professionnels dans pratiquement tous

les lieux de travail. Les risques d’accident peuvent être nettement plus élevés dans les situations où des

tâches manuelles sont accomplies, comme la découpe, l’usinage et le perçage, ou l’injection médicale de

radioisotopes. Il existe donc un besoin potentiel de surveillance spéciale après un événement de type plaie.

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ISO 20031:2020(F)

La surveillance et l’évaluation de la dose ont pour buts d’aider à prendre des décisions relatives à la

décontamination et au traitement tel que l’irrigation par de l’eau/une solution saline, l’excision de la

plaie ou la décorporation, à évaluer les conséquences pour la santé et à garantir le respect des limites

de dose. Pour les radionucléides qui sont fortement retenus par le corps en cas d’absorption à travers

une plaie, mais mal absorbés par d’autres voies d’incorporation, des doses significatives peuvent être

reçues, par comparaison avec l’inhalation ou l’ingestion de quantités similaires.

Des accidents, et donc des événements de type plaie, peuvent survenir à tout moment. Dans le cadre du

programme de dosimétrie interne, l’entité responsable doit:

a) considérer les types possibles de plaies (par exemple perforation, lacération cutanée) et de

contaminants (par exemple radionucléides impliqués, espèces chimiques) dans les environnements

de travail spécifiques;

b) concevoir des programmes de surveillance spéciale adaptés à ces événements de type plaie;

c) prendre les dispositions nécessaires, dans le programme de surveillance spéciale, pour que les

méthodes de mesure soient disponibles en cas de survenue d’un événement de type plaie.

Le programme de surveillance spéciale doit fixer une cible pour pouvoir détecter une dose efficace

engagée minimale après un événement de type plaie. Il est recommandé que la cible ne dépasse pas

1 mSv si cela est possible techniquement.

L’entité responsable doit définir les circonstances dans lesquelles une surveillance spéciale doit être

mise en œuvre. Les types de circonstances pouvant conduire à une surveillance spéciale incluent:

— les plaies survenant ou identifiées dans des zones signalées comme présentant un risque de

contamination;
— les plaies provoquées par des objets contaminés.
6 Aspects généraux de la contamination des plaie
...

Questions, Comments and Discussion

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