ISO 20031:2020
(Main)Radiological protection — Monitoring and dosimetry for internal exposures due to wound contamination with radionuclides
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 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.
General Information
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 2020
© ISO 2020
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ii © ISO 2020 – All rights reserved
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
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
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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.
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
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/
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
T
intake e(τ), where τ is the time period in years over which the dose is calculated [e.g. e(50)]
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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)
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.
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4 Symbols and abbreviated terms
4.1 Symbols
A activity (Bq)
measured activities (Bq)
H equivalent dose to skin (Sv)
−1
equivalent dose rate to skin (Sv·h )
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,
−1
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
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 100 µm in any dimension. As opposed to soluble compounds, colloids and solids with low
6 © ISO 2020 – All rights reserved
solubility can have significant clearance from the wound site to the lymph nodes. Furthermore, due to
the presence at the wound site of significant masses of materials, inflammatory reactions can occur in
the wound tissue, leading to biological sequestration and capsule formation. These phenomena provide
a biological barrier that entrap colloids, particles and fragments at the wound site. Default parameters
for equations describing the retention at the wound site for the seven retention categories are detailed
in Table A.1.
Radionuclides that are initially in a solution and are injected subcutaneously or intramuscularly can
enter the blood directly from the soluble compartment. Wound contamination with a radioactive
material is simulated through a direct deposition in the CIS compartment if a colloidal form is
considered, through a direct injection in the PABS compartment if a particulate form is considered, and
through a direct deposition in the fragment compartment if fragments are considered. Default transfer
rates between compartments in the wound model for the various categories of radionuclides in wounds
are detailed in Table A.2.
6.3 Types of wounds and their specific retention of radionuclides
The NCRP wound model does not differentiate between the different types of contaminated wounds,
for example between puncture wounds and abrasions, because of a lack of relevant data. All
contaminated wounds are assumed to be direct injection or direct deposition of radioactive material
into a compartment of the wound model. Biokinetics of a given physicochemical form of radionuclide
incorporated through contaminated wound depends largely on the type of wound and its physiological
evolution (e.g., healing). Based on existing literature, it may be assumed that, in general, absorption of
a given soluble radionuclide from wounds or skin contamination is in the order (from greatest to least):
[3]
intravenous injection > puncture wound ≈ laceration ≈ abrasion > burned skin ≥ intact skin . Types of
wounds and their characteristic retention of radionuclides are detailed in Annex B.
7 Monitoring programmes to assess contamination via a wound
7.1 Introduction
Monitoring depends on the type of wound as well as the category of wound contaminant and the
biokinetics and physical decay properties of the radionuclide. A contaminated wound can result in
an acute uptake and/or in a chronic uptake decreasing or increasing with time. Thus the monitoring
program may need to be adapted with time following the wound event. If medical treatment is
implemented, it should be taken into account when designing the monitoring program.
In the case of a contaminated wound or a wound suspected to be contaminated, a special monitoring
[1]
programme shall be implemented, as described in ISO 20553 . This special monitoring programme
shall include measurements of local activity of the wound. In vivo and/or in vitro measurements shall
be used to detect and quantify systemic contamination. In order to implement a special monitoring
programme, information is required on the wound event, including identification of radionuclides
present in the workplace.
7.2 Main steps for the monitoring and dosimetry for internal exposures due to wound
contamination with radionuclides
Medical treatment of any serious injuries should take priority over dealing with radiological aspects of the
contaminated wound. The sequence of actions in dealing with a potentially contaminated wound are to:
— collect information concerning the type of wound and the type of contaminant;
— assess the level of contamination of the wound;
— implement decontamination treatment, decorporation treatment and excision treatment as
necessary.
Figure 1 summarises the main steps for monitoring and dosimetry of internal exposures due to wound
contamination with radionuclides. These steps are discussed in more detail in the next clauses of this
document.
Figure 1 — Proposed response to a contaminated wound
7.3 Collection of information to characterize the contaminated wound
7.3.1 General
The special monitoring programme shall take into account the characteristics of the contaminated
wound (type of wound, involved radionuclide(s), chemical species of radionuclide(s), radionuclide
activity, surface area of the contaminated wound, depth of the contaminated wound). The collection of
information should be proportionate to the potential dose consequences of the wound event.
Whatever the type of radiological contamination, medical management shall take priority over
[4]
radiological assessment . It may be necessary to consider protection of responders and medical
personnel during the handling of contaminated items. Multiple participants may be involved during
this phase of initial care of a contaminated wound, including radiation protection, medical, internal
dosimetry and in some extent operational personnel. Data of interest concerning the wound case should
be collected by all these participants. To facilitate data collection, a summary sheet should follow
8 © ISO 2020 – All rights reserved
the contaminated worker during its transfer from one department to another. An example of such a
summary sheet is presented in Annex C.
7.3.2 Information concerning the type of wound
Information regarding the type of wound is important for monitoring and dose assessment of workers
in case of a wound involving radioactive materials.
The type of wound should be described in as much detail as possible in order to categorise it into one of
the categories described in 6.3.
The following information should be recorded if available:
— for puncture wounds, location, depth and diameter of the puncture;
— for lacerated skin or abraded skin, location, depth and contaminated surface area of the wound;
— for thermally-burned skin, location, grade, contaminated surface area of the burn and type of
material involved in the burn (e.g., cotton, polyester, other workplace materials, etc.);
— for chemical-burned skin, the type and concentration of the chemical that induced the burn, location,
grade, contaminated surface area and type of material involved in the burn (e.g., cotton, polyester,
other workplace materials, etc.).
Whatever the type of wound, the presence and abundance of bleeding should be recorded. Apart from
the haemorrhagic risk, bleeding has a mechanical action which tends to remove the radioactive material
present at the wound site.
7.3.3 Information concerning the radioactive contaminant
If assessment of the dose is required, information concerning the radioactive contaminant should
be described in as much detail as possible in order to determine which category of contaminant, as
described in 6.2, along with associated parameters, is most appropriate.
Details of the radionuclides at the origin of the radioactive contamination should be collected. The
following information should also be collected if available:
— the chemical species;
— for liquids: concentration and total activity of radionuclide(s); chemical form and concentration of
the carrier;
— for solids: granulometry/size of particles/fragments and total activity of radionuclide(s);
— for vapours or gases: total activity of radionuclide(s).
If a contaminated object caused the wound, the radionuclides present on the object should be identified
and their activity measured.
If the wound is surgically excised, any excised tissue and treatment wastes (e.g., compresses) shall be
analysed for radioactivity. In case of a bleeding wound, treatment wastes (e.g., compresses, bandages,
gauze) shall be analysed for radioactivity. Radionuclides activities in the excised tissue and treatment
wastes should be included in the activity balance for the wound.
Workplace and operational conditions can also be useful in the assessment. For instance, if not enough of
the contaminant is available to incur a significant dose, that can help with subsequent decision making.
7.4 In vivo wound measurements
In vivo monitoring is generally a rapid method (typical counting times of 5 min to 10 min) for assessing
the activity of radionuclides at the wound site. The counting time may be increased depending on
the desired detection limit. Direct bioassay methods are most effective for radionuclides emitting
penetrating radiation (X- or gamma-ray emitters) or radionuclides emitting energetic beta particles
32 90
without accompanying photons (e.g. P, Y) if near the surface of the skin.
The choice of monitoring technique mainly depends on the radiation emitted by the radionuclide and/
or its progeny. Other factors which influence the choice of monitoring technique are the decay rate of
the radionuclide, the depth of the radionuclide in the wound, the retention of the radionuclide in the
wound and technical feasibility of measurement.
For nuclides emitting X- and gamma radiation the selection of a detection system depends on
sensitivity requirements and energies of the photons emitted. Wound monitoring generally employs
NaI(Tl) scintillators and/or HPGe semiconductor detectors in an appropriate counting geometry for the
detection of most fission and activation products. The main advantage of NaI(Tl) detectors is their high
counting efficiency. In the case of HPGe detectors, the very high energy resolution permits accurate
radionuclide identification and analysis of complex gamma spectra. For radionuclides emitting low
energy photons, such as plutonium, detector types that respond well to low energy photons should be
considered.
Nuclides emitting primarily alpha and beta radiations are difficult to detect and quantify if the
radioactive material is embedded in the wound. In this case, if associated gamma or X rays are emitted
by the radionuclide they can be used to assess the activity present.
Alpha or beta emitters without accompanying photons can be detected directly with a standard
contamination survey instrument if they are located near or on the surface of the skin at the wound
site. Pure beta emitters can be detected with an X-ray detector from the bremsstrahlung created by the
interaction of beta radiation with tissue. In both cases, the quantification of radioactive materials at the
wound site can be difficult.
The measurement laboratory shall have a method for calibrating the measurement system.
To calibrate in vivo monitoring systems for measurements of radionuclides in wound, laboratories
should use source phantoms and measurement geometries corresponding as close as possible to the
case or potential wound scenarios to be measured.
In order to achieve a more realistic and accurate assessment of local activity it is possible to use more
[5][6][7]
complex procedures involving nuclear imaging and Monte Carlo methods to simulate the wound
measurement.
Activity may also be measured at the local or regional lymph nodes by in vivo techniques.
Local measurements at the wound site and, where appropriate, lymph nodes should be repeated to
determine the time dependent retention of the activity of the radionuclides at these site(s).
7.5 Systemic activity monitoring
Radionuclides entering the bloodstream from a contaminated wound can be excreted in the urine via
the kidney or in the faeces via liver and intestine. They can be retained by specific organs depending
on the biokinetics of incorporated radionuclides. The retained or excreted activity provides data for
biokinetic modelling and the assessment of the corresponding organ doses. Activity retained in organs
can be measured (where appropriate) by in vivo methods. Excretion data can also be used to monitor
the effect of chelation therapy.
Urine and/or faeces bioassay measurements should be performed as appropriate to measure activity
transferred to the systemic circulation (see Annex D). The number and time periods over which the
samples should be collected depends upon potential dose consequences of the wound event. Generally,
sample collection should start as soon as possible after the wound event and bioassay samples should
be collected after each chelation treatment. The methods applied are the same as for routine monitoring
[1]
as described in ISO 20553 . Urine samples should be collected over 24 h periods. Methods may be
applied that do not require a 24 h sample. Faecal samples should be collected over 72 h periods.
10 © ISO 2020 – All rights reserved
8 Performance criteria for radiobioassay measurements
Radiation detection at the wound site with an external detector, in vivo radiobioassay measurements,
in vitro radiobioassay measurements and treatment waste measurements shall comply with the
performance criteria given in ISO 28218.
9 Procedure for local and systemic dose assessment
9.1 Local (wound site) dose assessment
The purpose of local dose assessment is to determine the likelihood of deterministic effects at the
wound site and to confirm compliance with dose limits to skin.
An initial conservative assessment of local equivalent dose rate should be performed both for the wound
itself and the skin. Annex E provides dose coefficients for particular radionuclides that can be used for
this purpose. Calculation of dose received by the skin should be treated with extreme caution especially
for alpha emitters because of the difficulty of obtaining precise measurements in consideration of the
depth and geometry of the contamination at the wound site.
For some applications, specialized software has been developed that provides dose to the sensitive target
[8]
cells that requires location and activity of the radionuclides as input . In the case of a contaminated
wound, if the contaminants remain at the wound location, the equivalent dose to the skin should be
calculated in order to evaluate the radiological risk. The ICRP recommendations do not clearly define
the dose quantity that should be evaluated to assess this risk. Therefore the annual equivalent dose
to the basal cell layer is usually assessed and compared to an annual limit of 500 mSv over 1 cm , the
[9]
occupational exposure limit for dose to the skin . The use of basal cells, located around 70 µm below
the skin surface, as the target tissue is justified by the fact that these cells are the most radiosensitive
[10]
(for more details, see ISO 15382 ). Equivalent skin dose, H, is evaluated using Fo
...
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 2020
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publication ne peut être reproduite ni utilisée sous quelque forme que ce soit et par aucun procédé, électronique ou mécanique,
y compris la photocopie, ou la diffusion sur l’internet ou sur un intranet, sans autorisation écrite préalable. Une autorisation peut
être demandée à l’ISO à l’adresse ci-après ou au comité membre de l’ISO dans le pays du demandeur.
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Case postale 401 • Ch. de Blandonnet 8
CH-1214 Vernier, Genève
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Fax: +41 22 749 09 47
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Web: www.iso.org
Publié en Suisse
ii © ISO 2020 – Tous droits réservés
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
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
iv © ISO 2020 – Tous droits réservés
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.
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.
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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/ .
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
T
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
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
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
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4 Symboles et abréviations
4.1 Symboles
A activité (Bq)
activités mesurées (Bq)
H dose équivalente sur la peau (Sv)
−1
débit d’équivalent de dose sur la peau (Sv·h )
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,
−1
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.
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 plaies
6.1 Introduction
Les plaies constituent une voie par laquelle les radionucléides peuvent pénétrer dans la circulation
systémique. Si une partie du matériau peut être retenue au niveau du site de la plaie, le matériau soluble
peut être transféré dans le sang et donc vers d’autres parties du corps. Le matériau insoluble peut subir
une lente translocation vers le tissu lymphatique régional, où il peut se dissoudre progressivement et
au final pénétrer dans le sang. Une fraction variable du matériau insoluble peut être retenue au niveau
du site de la plaie ou dans le tissu lymphatique durant toute la vie de la personne. Par conséquent, une
plaie contaminée peut conduire à une incorporation aiguë ou à un transfert chronique. Afin d’évaluer
l’exposition interne résultant d’une plaie contaminée, le Conseil national sur la radioprotection et les
mesurages de rayonnements (NCRP) a développé pour les plaies un modèle biocinétique basé sur des
[3]
compartiments (Rapport 156 du NCRP ). Le modèle de plaie du NCRP est un modèle compartimental
qui porte sur le matériau présent au niveau du site de la plaie et son transfert vers le sang. Ce modèle
de plaie doit être couplé avec le modèle systémique CIPR approprié pour surveiller l’exposition due aux
radionucléides qui pénètrent dans le corps à travers une plaie. Le présent document utilise ce système
pour évaluer l’exposition interne due à une plaie contaminée.
Le modèle de plaie du NCRP compte sept compartiments: fragment; particules, agrégats et état lié
(PABS); particules piégées et agrégats (TPA); colloïdes et état intermédiaire (CIS); solubles; ganglions
lymphatiques; et sang (voir Figure A.1). Les compartiments applicables dépendent de la catégorie de
contaminant à considérer pour une plaie donnée.
6.2 Catégorie de contaminants de la plaie
Sept catégories de rétention de contaminants de la plaie sont définies dans le modèle de plaie du
[3]
NCRP . Quatre de ces catégories décrivent la rétention au niveau du site de la plaie de radionucléides
6 © ISO 2020 – Tous droits réservés
injectés sous forme soluble. Les solutions peuvent être faiblement, modérément, fortement ou
avidement retenues, dans l’ordre croissant de leur demi-vie de rétention. Les contaminants de la plaie
solubles peuvent subir une translocation vers le sang, avec une cinétique qui dépend de leur vitesse de
dissolution in vivo.
Trois catégories supplémentaires sont considérées pour décrire le comportement d’un matériau
radioactif introduit dans une plaie sous forme colloïdale, particulaire ou fragmentaire. Les particules
et les fragments sont des solides. Ils diffèrent par le fait que les fragments sont trop gros pour être
ingérés par les macrophages du tissu conjonctif, car leur taille est supérieure à 100 µm quelle que soit la
dimension considérée. À la différence des composés solubles, les colloïdes et les solides à faible solubilité
peuvent présenter une clairance significative depuis le site de la plaie vers les ganglions lymphatiques.
En outre, en raison de la présence au site de la plaie de masses significatives de matériaux, des réactions
inflammatoires peuvent se produire dans le tissu de la plaie, conduisant à une séquestration biologique
et la formation d’une capsule. Ces phénomènes constituent une barrière biologique qui piège les
colloïdes, particules et fragments au niveau du site de la plaie. Les paramètres par défaut des équations
décrivant la rétention sur le site de la plaie pour les sept catégories de rétention sont détaillés dans le
Tableau A.1.
Les radionucléides qui sont initialement en solution et sont injectés par voie sous-cutanée ou
intramusculaire peuvent pénétrer dans le sang directement à partir du compartiment soluble.
La contamination de la plaie par un matériau radioactif est simulée par le dépôt direct dans le
compartiment CIS si une forme colloïdale est considérée, par l’injection directe dans le compartiment
PABS si une forme particulaire est considérée et par le dépôt direct dans le compartiment fragment si
des fragments sont considérés. Les taux de transfert par défaut entre compartiments dans le modèle de
plaie pour les diverses catégories de radionucléides dans les plaies sont détaillés dans le Tableau A.2.
6.3 Types de plaies et rétention spécifique des radionucléides
Le modèle de plaie du NCRP ne distingue pas les différents types de plaies contaminées, par exemple
entre les perforations et les abrasions, en raison de l’absence de données pertinentes. Toutes les
plaies contaminées sont présumées être une injection directe ou un dépôt direct de matériau
radioactif dans un compartiment du modèle de plaie. La biocinétique d’une forme physicochimique
donnée de radionucléide incorporé à travers une plaie contaminée dépend largement du type de
plaie et de son évolution physiologique (par exemple, cicatrisation). Sur la base des données publiées
existantes, on peut présumer qu’en général, l’absorption d’un radionucléide soluble donné à partir
de plaies ou de peau contaminée est dans l’ordre suivant (de la plus élevée à la plus faible): injection
[3]
intraveineuse > perforation ≈ lacération ≈ abrasion > peau brûlée ≥ peau intacte . Les types de plaies
et leur rétention caractéristique des radionucléides sont détaillés dans l’Annexe B.
7 Programmes de surveillance pour évaluer la contamination via une plaie
7.1 Introduction
La surveillance dépend du type de plaie et de la catégorie de contaminant de la plaie, ainsi que de la
biocinétique et des propriétés de décroissance physique du radionucléide. Une plaie contaminée peut
conduire à une incorporation aiguë et/ou un transfert chronique diminuant ou augmentant avec le
temps. Il peut donc être nécessaire d’adapter le programme de surveillance en fonction du temps écoulé
après l’événement de type plaie. Si un traitement médical est mis en œuvre, il convient de le prendre en
compte lors de l’élaboration du programme de surveillance.
Dans le cas d’une plaie contaminée ou suspectée d’être contaminée, un programme de surveillance
[1]
spéciale doit être mis en œuvre, comme décrit dans l’ISO 20553 . Ce programme de surveillance
spéciale doit inclure des mesurages de l’activité locale de la plaie. Des mesurages in vivo et/ou in vitro
doivent être utilisés pour détecter et quantifier la contamination systémique. Afin de mettre en œuvre
un programme de surveillance spéciale, des informations sont requises sur l’événement de type plaie,
notamment l’identification des radionucléides présents sur le lieu de travail.
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
Il convient que le traitement médical de toute blessure grave ait la priorité sur les aspects radiologiques
de la plaie contaminée. La séquence des mesures à prendre face à une plaie potentiellement contaminée
est la suivante:
— recueil d’informations concernant le type de plaie et le type de contaminant;
— évaluation du niveau de contamination de la plaie;
— mise en œuvre d’un traitement de décontamination, d’un traitement de décorporation et d’un
traitement d’excision si nécessaire.
La Figure 1 résume les principales étapes de surveillance et de dosimétrie en cas d’exposition interne
due à la contamination d’une plaie par des radionucléides. Ces étapes sont détaillées dans les articles
suivants du présent document.
Figure 1 — Réponse proposée à une plaie contaminée
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7.3 Recueil d’information pour la caractérisation de la plaie contaminée
7.3.1 Généralités
Le programme de surveillance spéciale doit tenir compte des caractéristiques de la plaie contaminée
(type de plaie, radionucléide(s) impliqué(s), espèces chimiques du ou des radionucléides, activité du
radionucléide, surface de la plaie contaminée, profondeur de la plaie contaminée). Il convient que le
recueil d’informations soit proportionné aux conséquences dosimétriques potentielles de l’événement
de type plaie.
Quel que soit le type de contamination radiologique, le traitement médical doit avoir la priorité sur
[4]
l’évaluation radiologique . Il peut être nécessaire d’envisager la protection du personnel d’intervention
d’urgence et du personnel médical durant la manipulation des éléments contaminés. De nombreux
participants peuvent intervenir durant cette phase de soins initiaux d’une plaie contaminée, incluant
le personnel de radioprotection, médical et de dosimétrie interne et, dans une certaine mesure, le
personnel opérationnel. Il convient que tous ces participants recueillent des données intéressantes
concernant la plaie. Afin de faciliter le recueil des données, il convient qu’une fiche résumée suive le
travailleur contaminé durant son transfert d’un service à un autre. Un exemple de fiche résumée est
présenté dans l’Annexe C.
7.3.2 Informations concernant le type de plaie
Les informations sur le type de plaie sont importantes pour la surveillance des travailleurs et
l’évaluation de la dose en cas de plaie impliquant des matériaux radioactifs.
Il convient de décrire le type de plaie de manière aussi détaillée que possible, afin de déterminer sa
catégorie parmi celles décrites en 6.3.
Il convient d’enregistrer les informations suivantes si elles sont disponibles:
— pour les perforations: localisation, profondeur et diamètre de la perforation;
— pour les lacérations ou abrasions cutanées: localisation, profondeur et surface contaminée de la plaie;
— pour les brûlures thermiques: localisation, grade, surface contaminée de la brûlure et type de
matériau impliqué dans la brûlure (par exemple, coton, polyester, autres matériaux présents sur le
lieu de travail);
— pour les brûlures chimiques: type et concentration de l’agent chimique ayant induit la brûlure,
localisation, grade, surface contaminée et type de matériau impliqué dans la brûlure (par exemple,
coton, polyester, autres matériaux présents sur le lieu de travail).
Quel que soit le type de plaie, il convient d’enregistrer la présence et l’abondance du saignement. Mis à
part le risque hémorragique, le saignement possède une action mécanique qui a tendance à éliminer le
matériau radioactif présent au niveau du site de la plaie.
7.3.3 Informations concernant le contaminant radioactif
Si une évaluation de la dose est nécessaire, il convient de décrire les informations concernant le
contaminant radioactif avec le plus de détails possible, afin de déterminer quelle catégorie de
contaminant, comme décrit en 6.2, ainsi que les paramètres associés, est la plus adaptée.
Il convient de recueillir des détails sur les radionucléides à l’origine de la contamination radioactive. Il
convient de recueillir également les informations suivantes si elles sont disponibles:
— espèces chimiques;
— pour les liquides: concentration et activité totale du ou des radionucléides, forme chimique et
concentration de la substance porteuse;
— pour les solides: granulométrie/taille des particules/fragments et activité totale du ou des
radionucléides;
— pour les vapeurs ou les gaz: activité totale du ou des radionucléides.
Si un objet contaminé a causé la plaie, il convient d’identifier les radionucléides présents sur l’objet et de
mesurer leur activité.
Si la plaie est excisée chirurgicalement, le tissu excisé et tous les déchets de traitement (par exemple,
compresses) doivent être analysés afin de mesurer la radioactivité qu’ils contiennent. Dans le cas d’une
plaie hémorragique, les déchets de traitement (par exemple, compresses, pansements, gaze) doivent
être analysés afin de mesurer la radioactivité qu’ils contiennent. Il convient d’inclure l’activité des
radionucléides dans le tissu excisé et les déchets de traitement dans la balance d’activité de la plaie.
Le lieu de travail et les conditions opérationnelles peuvent également être utiles à l’évaluation.
Par exemple, si la quantité de contaminant disponible n’est pas suffisante pour induire une dose
significative, cela peut aider à la prise de décision ultérieure.
7.4 Mesurage de plaie in vivo
La surveillance in vivo est généralement une méthode rapide (temps de comptage types de 5 min
à 10 min) pour évaluer l’activité des radionucléides sur le site de la plaie. Le temps de comptage peut être
prolongé, en fonction de la limite de détection souhaitée. Les méthodes radiotoxicologiques directes
sont les plus efficaces pour les radionucléides émettant des rayonnements pénétrants (émetteurs de
rayons X ou gamma) ou les radionucléides émettant des particules bêta énergétiques sans photons (par
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exemple P, Y) s’ils sont près de la surface de la peau.
Le choix de la technique de surveillance dépend essentiellement des rayonnements émis par le
radionucléide et/ou ses produits de filiation. Les autres facteurs qui influencent le choix de la technique
de surveillance sont le taux de décroissance du radionucléide, la profondeur du radionucléide dans la
plaie, la rétention du radionucléide dans la plaie et la faisabilité technique du mesurage.
Pour les nucléides émettant des rayons X et gamma, la sélection d’un système de détection dépend
des exigences de sensibilité et des énergies des photons émis. La surveillance des plaies requiert
généralement l’utilisation de détecteurs à scintillation NaI(Tl) et/ou de détecteurs à semi-conducteurs
HPGe dans une géométrie de comptage appropriée pour la détection de la plupart des produits
de fission et d’activation. Le principal avantage des détecteurs NaI(Tl) est leur haute efficacité de
comptage. Dans le cas des détecteurs HPGe, la résolution à très haute énergie permet l’identification
exacte des radionucléides et l’analyse de spectres gamma complexes. Pour les radionucléides émettant
des photons de faible énergie, comme le plutonium, il convient d’envisager des types de détecteurs qui
répondent bien aux photos de faible énergie.
Les nucléides émettant essentiellement des rayonnements alpha et bêta sont difficiles à détecter et
à quantifier si le matériau radioactif est inclus dans la plaie. Dans ce cas, si des rayons X ou gamma
associés sont émis par le radionucléide, ils peuvent être utilisés pour évaluer l’activité présente.
Les émetteurs alpha ou bêta sans photons peuvent être détectés directement par un contaminamètre
standard que s’ils sont situés près de ou sur la surface de la peau au niveau du site de la plaie. Les
émetteurs bêta purs peuvent être détectés avec un détecteur de rayons X à partir du rayonnement
continu de freinage créé par l’interaction des rayonnements bêta
...
Questions, Comments and Discussion
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