Codes & Standards
3HCSI unterstützt die Auslegung und Anwendung des „Boiler & Pressure Vessel Code“ sowie der damit verbundenen ASME-Normen durch Workshops, Webinare und Schulungsmodule zu normativen Aktualisierungen, Sicherheitsanforderungen und Best Practices für den Nuklearbereich und den Bereich der konventionellen Drucktechnik.
im Überblick
- 8 Referenzcodes, von BPVC Section III bis B31.12
- Schwerpunkt: Kernenergie (Section III, Section XI, OM Code) und Wasserstoff (B31.12)
- Ansprechpartner für den Zugang: NORMADOC
- Über 2 Millionen internationale Normen sind zugänglich
Setting a Worldwide Standard.
Als sich die Gründer der ASME – führende Industrielle und technische Innovatoren des 19. Jahrhunderts – 1880 zum ersten Mal trafen, stand die Notwendigkeit standardisierter Werkzeuge und mechanischer Bauteile sowie einheitlicher Arbeitspraktiken zu Beginn des Industriezeitalters im Mittelpunkt. Die Gründer waren sich einig, dass technische Normen Sicherheit, Zuverlässigkeit und Betriebseffizienz bei der Maschinenkonstruktion und in der mechanischen Fertigung gewährleisten würden. Die ASME veröffentlichte 1884 ihre erste Norm, den „Code for the Conduct of Trials of Steam Boilers“, auf den 1914 die erste Ausgabe der „Rules for the Construction of Stationary Boilers“, dem Vorläufer des heutigen „Boiler and Pressure Vessel Code“, und leitete damit einen Entwicklungsprozess ein, der heute Hunderte von Normen und Standards umfasst.
We were there at the start of the nuclear power industry.
Die ASME spielte seit den Anfängen der Kernenergiebranche eine entscheidende Rolle bei deren Förderung, als die ursprünglich für Kraftwerke mit fossilen Brennstoffen entwickelten Codes, Normen und Konformitätsprogramme auf den Bau von Kernkraftwerken übertragen wurden. Im Jahr 1963 veröffentlichte die ASME Section III des BPVC, den ersten spezifischen Code für Kernkraftwerke; das entsprechende Zertifizierungsprogramm folgte wenige Jahre später und dehnte die Akkreditierung auf nukleare Komponenten aus. Als die U.S. Atomic Energy Commission 1969 den Vorschlag zur Änderung der Vorschriften veröffentlichte und damit faktisch Mindestqualitätsanforderungen für die Planung, Herstellung, Abnahme, den Bau, die Prüfung und die Inspektion von Kernkraftwerken festlegte, erweiterte die ASME ihre multidisziplinären Codes, Standards und Konformitätsprogramme, um Bereiche wie die folgenden abzudecken:
- — Rules for Construction of Nuclear Facility Components
- — Rules for In-Service Inspection of Nuclear Power Plant Components
- — Operations and Maintenance
- — Qualification of Mechanical Equipment
- — Nuclear Air and Gas Treatment
- — Nuclear Quality Assurance
- — Nuclear Risk Management
- — Cranes for Nuclear Facilities
Die ASME-Codes und -Standards für die Kerntechnik dienen dazu, die öffentliche Sicherheit zu gewährleisten, den globalen Handel zu fördern, die Technologie weiterzuentwickeln und den Wissenstransfer zu unterstützen, während gleichzeitig der regulatorische Aufwand für die Regierungen verringert wird. Durch die Verbindung von technischen und qualitativen Anforderungen (unterstützt durch einen bewährten, auf Konsens basierenden Entscheidungsansatz) entwickelt die ASME Normen, die universell anwendbar, umsetzbar und anerkannt sind. Mit Niederlassungen in Indien, China und Nordamerika ist die ASME ideal positioniert, um ihre langjährige Unterstützung der Nuklearindustrie fortzusetzen.
Acht Gesetzbücher – das rechtliche Gerüst, an das wir uns täglich halten.
Von der Fertigung kerntechnischer Komponenten bis zum Schweißen, von Wasserstoffleitungen bis zur Konformitätsbewertung – jeder der unten aufgeführten Codes ist mit dem Bereich der Website verknüpft, in dem er direkt Anwendung findet.
ASME Boiler and Pressure Vessel Code Sections.
Die dreizehn Abschnitte des BPVC (zuzüglich der Code Cases) decken den gesamten Lebenszyklus von Kesseln, Druckbehältern und kerntechnischen Bauteilen ab, von der Auslegung bis zur Stilllegung. Die Nomenklatur wurde in Englisch beibehalten, dem internationalen Referenzstandard.
Section I, Rules for Construction of Power Boilers+
Anforderungen an die Herstellung von Kraftkesseln, elektrische und miniaturisierte Kessel, Hochtemperatur-Wasserkessel, Dampferzeuger mit Wärmerückgewinnung und bestimmte direkt beheizte Druckbehälter im stationären Betrieb sowie Kessel für Lokomotiven, tragbare Kessel und Traktionskessel mit Drücken über 15 psig.
Section II, Materials+
- Part A, Ferrous Material Specifications
- Part B, Nonferrous Material Specifications
- Part C: Specifications for Welding Rods, Electrodes, and Filler Metals
- Part D, Properties (Customary)
- Part D, Properties (Metric)
Section III, Rules for Construction of Nuclear Facility Components+
Er legt die allgemeinen Anforderungen hinsichtlich Werkstoffen, Konstruktion, Herstellung, Prüfung, Abnahme und Überdruckschutz für die in den einzelnen Unterabschnitten genannten Bauteile fest und gewährleistet damit deren strukturelle Integrität.
Abteilung 1, Unterabteilung NCA, Sie deckt die allgemeinen Anforderungen an Bauunternehmen, Hersteller, Installateure, Planer, Materialhersteller und -lieferanten sowie Betreiber von kerntechnischen Anlagen ab. Er wird in den Unterabschnitten NB-NG (Abteilung 1) und Abteilung 2 herangezogen und behandelt die Anforderungen an die Qualitätssicherung, die ASME-Zertifizierungszeichen sowie die zugelassene Inspektion für Konstruktionen der Klassen 1, 2, 3, MC, CS und CC. Sie verweist selektiv auf die Norm ASME NQA-1 (nicht im BPVC-Abonnement enthalten, muss separat erworben werden).
Abteilung 1, Unterabschnitt NB, NF, APP, NB umfasst Werkstoffe, Konstruktion, Fertigung, Prüfung, Abnahme und Überdruckschutz für Bauteile der Klasse 1. NF umfasst Werkstoffe, Konstruktion, Fertigung und Prüfung von Halterungen für Konstruktionen der Klassen 1, 2, 3 und MC. Die Anhänge (APP) enthalten verbindliche und nicht verbindliche Anhänge als Referenz für NCA-NG und Division 2, einschließlich der Data Report Forms.
Abteilung 1, Unterabteilung NCD, Anforderungen an Werkstoffe, Konstruktion, Fertigung, Prüfung, Abnahme und Überdruckschutz für Bauteile der Klassen 2 und 3.
Weitere Unterabteilungen und Abteilungen, NE deckt die Konstruktionen der Klasse MC ab. NG deckt zusätzliche Anforderungen der Klasse MC ab. NH deckt die Herstellung und den Einbau der Stützkonstruktionen des Reaktorkerns ab, also der Konstruktionen, die die Brennelemente im Reaktordruckbehälter direkt tragen.
- Division 1: Subsection NCA (General Requirements Division 1 & 2), NB (Class 1 Components), NCD (Class 2 and Class 3 Components), NE (Class MC Components), NF (Supports), NG (Core Support Structures), NH (Class 1 Components in Elevated Temperature Service), Appendices
- Division 2, Code for Concrete Containments
- Division 3, Containment Systems and Transport Packaging for Spent Nuclear Fuel and High-Level Radioactive Waste
- Division 4, Fusion Energy Devices
- Division 5, High Temperature Reactors
Section IV, Heating Boilers+
Anforderungen an die Herstellung von Heizkesseln, Niederdruck-Heizkesseln aus Stahl und Gusseisen.
Section V, Nondestructive Examination+
Verfahren der zerstörungsfreien Prüfung zum Nachweis von Oberflächen- und Innenfehlern in Werkstoffen, Schweißnähten und Fertigungsteilen sowie Anforderungen an die Qualifikation des Prüfungspersonals.
Section VI, Recommended Rules for the Care and Operation of Heating Boilers+
Leitlinien zu allgemeinen Beschreibungen, Terminologie und Betriebsabläufen für Heizkessel aus Stahl und Gusseisen.
Section VII, Recommended Guidelines for the Care of Power Boilers+
Leitlinien für Personen, die unmittelbar für den Betrieb, die Wartung und die Inspektion von Power-Boilern verantwortlich sind, einschließlich der Hilfsanlagen, die deren sicheren Betrieb gewährleisten.
Section VIII, Pressure Vessels+
- Division 1, Basic Coverage
- Division 2, Alternative Rules
- Division 3, Alternative Rules for Construction of High-Pressure Vessels
Section IX: Welding, Brazing, and Fusing Qualifications+
Welding, Brazing, and Fusing Qualifications.
Section X, Fiber-Reinforced Plastic Pressure Vessels+
Anforderungen an die Konstruktion, Herstellung und Prüfung von Druckbehältern aus faserverstärktem Kunststoff.
Section XI, Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components+
- Division 1, Rules for Inspection and Testing of Components of Light-Water Cooled Plants
- Division 2, Requirements for Reliability and Integrity Management (RIM) Programs for Nuclear Reactor Facilities
Section XII, Rules for the Construction and Continued Service of Transport Tanks+
Anforderungen an den Bau und die Instandhaltung von Druckbehältern für den Transport von Gütern auf der Straße, der Schiene und auf See.
Section XIII, Rules for Overpressure Protection+
Anforderungen an Konstruktion, Werkstoffe, Prüfung, Montage, Abnahme, Kennzeichnung und Einbau von Überdruckschutzvorrichtungen, Sicherheitsventilen, Berstscheiben sowie nicht wiederverschließbaren Stecker- und Federvorrichtungen, die in Warmwasserbereitern, Druckbehältern und Rohrleitungssystemen zum Einsatz kommen.
Code Cases, Nuclear Components+
Code Cases: Nuclear Components.
Code Cases, Boilers and Pressure Vessels+
Code Cases: Boilers and Pressure Vessels.
Companion Nuclear Codes and Standards.
Neben dem BPVC gibt es eine Reihe spezieller ASME-Normen, die sich mit Qualitätssicherung, Wartung, Qualifizierung von Anlagen, Risikobewertung, Luft- und Gasaufbereitung sowie Hebetechnik befassen und alle auf Kernkraftwerke, SMR und fortschrittliche Reaktoren anwendbar sind.
NQA-1, Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications+
Es legt die Anforderungen an die Qualitätssicherung für Anlagen, Systeme, Komponenten und Tätigkeiten fest, die für die nukleare Sicherheit relevant sind, und zwar über den gesamten Lebenszyklus der Anlage hinweg, vom Standortauswahlverfahren bis zur Stilllegung. Ausführliche Informationen (7 Qualitätssicherungsbereiche, Anmerkungen und offizieller Link) finden Sie auf der Seite Zertifizierung und Akkreditierung ↗.
OM, Operation and Maintenance of Nuclear Power Plants+
Legt die Anforderungen für die Abnahmeprüfung sowie die Prüfung vor Inbetriebnahme und während des Betriebs bestimmter Komponenten fest, um deren Betriebsbereitschaft in Leichtwasserreaktoranlagen zu bewerten. Es werden die zu prüfenden oder zu begutachtenden Komponenten, Zuständigkeiten, Methoden, Intervalle, zu messenden und zu bewertenden Parameter, Kriterien für die Bewertung der Ergebnisse, Korrekturmaßnahmen, die Qualifikation des Personals sowie die Führung von Aufzeichnungen festgelegt.
QME-1, Qualification of Mechanical Equipment Used in Nuclear Facilities+
Beschreibt die Anforderungen und Leitlinien für die Qualifizierung mechanischer Komponenten (Pumpen, Ventile, Erdbebenschutzvorrichtungen), die in kerntechnischen Anlagen, einschließlich SMR und fortschrittlicher Reaktoren, zum Einsatz kommen. Definiert Grundsätze, Verfahren und Methoden der Qualifizierung.
RA-S-1.1, Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications (PRA)+
Anforderungen an eine probabilistische Risikobewertung der Stufe 1 hinsichtlich interner und externer Gefahren für ein in Betrieb befindliches Kraftwerk zur Bewertung der Häufigkeit von Kernschäden, mit einer begrenzten Analyse der Stufe 2 hinsichtlich der Häufigkeit großräumiger vorzeitiger Freisetzungen. Ausdrücklich ausgeschlossen sind lediglich vorsätzliche, vom Menschen verursachte Sicherheitsbedrohungen (Sabotage, Terrorismus). Anwendbar auf Leichtwasserreaktoren, die in Betrieb, in Planung oder im Bau sind, sowie auf fortschrittliche Reaktoren wie SMR, wobei gegebenenfalls zusätzliche Anforderungen erforderlich sind.
RA-S-1.2, Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications (PRA)+
Anforderungen an probabilistische Risikobewertungen (PRA) zur Unterstützung risikobasierter Entscheidungen für kommerzielle Leichtwasser-Kernkraftwerke, einschließlich SMR. Legt bei Bedarf spezifische Anforderungen für bestimmte Reaktortypen fest.
AG-1, Code on Nuclear Air and Gas Treatment+
Anforderungen an Leistung, Auslegung, Bau, Abnahmeprüfung und Qualitätssicherung für Geräte, die als Komponenten in luft- und gasbehandelnden Systemen mit Bedeutung für die nukleare Sicherheit eingesetzt werden, einschließlich kerntechnischer Anlagen, SMR und fortschrittlicher Reaktoren.
N511: In-Service Testing of Nuclear Air Treatment, Heating, Ventilating, and Air-Conditioning Systems+
Anforderungen an die Inbetriebnahmeprüfung von für die nukleare Sicherheit relevanten Luftbehandlungs-, Heizungs-, Lüftungs- und Klimaanlagen in kerntechnischen Anlagen.
NUM-1: Rules for Construction of Cranes, Monorails, and Hoists (with Bridge or Trolley or Hoist of the Underhung Type)+
Umfasst Hängekrane, Laufkrane und Portalkrane mit hängendem Laufwagen, Wandkrane, Auslegerkrane, Einschienenbahnsysteme und Hebezeuge (auch mit integriertem Laufwagen), die in Kernkraftwerken, SMR und fortschrittlichen Reaktoren eingesetzt werden, mit Ausnahme von Doppelträgerkranen mit hängendem Laufwagen und hängender Brücke, die unter ASME NOG-1 fallen.
NOG-1, Rules for Construction of Overhead and Gantry Cranes (Top Running Bridge, Multiple Girder)+
Gilt für elektrische Zweiträger-Laufkräne und Portalkräne mit hängender Brücke und Laufkatze, die in Kernkraftwerken und anderen Anlagen mit hohem Risiko eingesetzt werden, einschließlich SMR und fortschrittlicher Reaktoren.
NORMADOC · der Zugang zu den Standards.
Für die Einsichtnahme und den Kauf von ASME-Codes und internationalen Standards stützt sich 3HCSI auf NORMADOC, einen autorisierten Händler für Firmenkunden (Endkunden und Abonnements) und Unternehmenspartner von 3HCSI.
NORMADOC, Your Expert Partner in Standards and Technical Documentation
A globally certified supplier of standards, regulatory documents and technical publications, serving industrial sectors worldwide for over 30 years. Access to more than 2 million standards — ASME, IEC, ASTM, AAMI, IEEE, DIN, BSI, SAE, ICAO, TEMA, NBIC, UL, CSA, IPC and more — with regulatory monitoring services and centralised subscription management.
Besuchen Sie NORMADOC.com ↗Was decken wir ab?
8 ASME Codes, which are directly linked to the website's focus areas – from the production of nuclear components (Section III) to welding (Section IX) to hydrogen pipelines (B31.12) and compliance assessment (CA-1). Ausführliche Informationen zu jedem Code finden Sie im Mitgliederbereich, wo Sie bei unseren qualifizierten Technikern eine Vorabbewertung anfordern können.
Zugang zu den Standards
- NORMADOC, zertifizierter Lieferant, seit über 30 Jahren
- Über 2 Millionen internationale Normen (ASME, IEC, ASTM, …)
Die häufigsten Fragen.
Was ist der „Boiler & Pressure Vessel Code“ (BPVC)?+
Die ASME-Vorschriften, die den gesamten Lebenszyklus von Kesseln, Druckbehältern und kerntechnischen Bauteilen abdecken: Konstruktion, Werkstoffe, Fertigung, Inspektion und Prüfung. Sie ist in dreizehn Abschnitte nach Anwendungsbereichen gegliedert, von Kraftwerkskesseln bis hin zu nuklearen Bauteilen, von zerstörungsfreien Prüfungen bis hin zum Überdruckschutz, ergänzt durch Code Cases für Situationen, die in der aktuellen Ausgabe noch nicht abgedeckt sind.
Wie kauft man ASME-Codes?+
Über NORMADOC, zertifizierter Partner von 3HCSI und ab 2025 offizieller Online-Vertriebspartner für ASME-Publikationen, mit Zugang zu über 2 Millionen internationalen Normen.
Welche Norm gilt für Wasserstoffleitungen?+
ASME B31.12, der Konstruktionscode für Wasserstoffleitungen und -pipelines, Teil der ASME B31-Reihe über Druckrohrleitungen.
Hilft 3HCSI dabei, herauszufinden, welcher Code benötigt wird?+
Ja. Schreiben Sie an team@3hcsi.com, dann prüfen wir gemeinsam, welche ASME-Norm für den konkreten Fall gilt.
Findest du den Code nicht, den du brauchst?
Schreiben Sie uns: Wir helfen Ihnen dabei, die für Ihren Fall geltende ASME-Norm zu ermitteln.