Codes & Standards
3HCSI ofrece apoyo en la interpretación y aplicación del Código de calderas y recipientes a presión (Boiler & Pressure Vessel Code) y de las normas ASME relacionadas, mediante talleres, seminarios web y módulos formativos sobre actualizaciones normativas, requisitos de seguridad y buenas prácticas, tanto para el sector nuclear como para el de la presión convencional.
- 8 códigos de referencia, desde la Section III de la BPVC hasta el B31.12
- Enfoque en la energía nuclear (Section III, Section XI, OM Code) y el hidrógeno (B31.12)
- Persona de contacto para el acceso: NORMADOC
- Más de 2 millones de normas internacionales accesibles
Setting a Worldwide Standard.
Cuando los fundadores de la ASME —destacados industriales e innovadores técnicos del siglo XIX— se reunieron por primera vez en 1880, el tema central fue la necesidad de herramientas y componentes mecánicos estandarizados, así como de prácticas de trabajo uniformes en los albores de la era industrial. Los fundadores coincidieron en que las normas de ingeniería garantizarían la seguridad, la fiabilidad y la eficiencia operativa en el diseño de máquinas y en la producción mecánica. La ASME publicó su primera norma, el «Code for the Conduct of Trials of Steam Boilers», en 1884, a la que siguió, en 1914, la primera edición de las «Rules for the Construction of Stationary Boilers», precursora del actual «Boiler and Pressure Vessel Code», lo que marcó el inicio de un proceso de desarrollo que hoy cuenta con cientos de códigos y normas.
We were there at the start of the nuclear power industry.
La ASME ha desempeñado un papel fundamental en el apoyo a la industria nuclear desde sus inicios, cuando los códigos, las normas y los programas de cumplimiento desarrollados originalmente para las centrales de combustibles fósiles se aplicaron a la construcción de centrales nucleares. En 1963, la ASME publicó la Section III del BPVC, el primer código específico para centrales nucleares; el programa de certificación específico le siguió pocos años después, ampliando la acreditación a los componentes nucleares. Cuando en 1969 la Comisión de Energía Atómica de EE. UU. publicó la propuesta de modificación de la normativa, estableciendo de hecho unos requisitos mínimos de calidad para el diseño, la fabricación, la recepción, la construcción, las pruebas y la inspección de las instalaciones nucleares, ASME amplió sus códigos, normas y programas de conformidad multidisciplinares para abarcar áreas tales como:
- — 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
Los códigos y normas nucleares de la ASME tienen por objeto garantizar la seguridad pública, apoyar el comercio mundial, desarrollar la tecnología y fomentar la transferencia de conocimientos, al tiempo que alivian la carga normativa de los gobiernos. Al combinar requisitos técnicos y de calidad (reforzados por un enfoque de toma de decisiones consensuado y contrastado a lo largo del tiempo), la ASME elabora normas que pueden adoptarse, aplicarse y que gozan de aceptación universal. Con oficinas en la India, China y Norteamérica, la ASME se encuentra en una posición ideal para continuar con su histórico apoyo a la industria nuclear.
Ocho códigos: el marco normativo que seguimos cada día.
Desde la fabricación de componentes nucleares hasta la soldadura, desde las tuberías de hidrógeno hasta la evaluación de la conformidad, cada norma que figura a continuación está vinculada al ámbito de la web en el que tiene aplicación directa.
BPVC Section III
Normas para la fabricación de componentes destinados a instalaciones nucleares.
Detalles →BPVC Section VIII
Normas para la construcción de recipientes a presión, Divisiones 1, 2 y 3.
Detalles →BPVC Section IX
Calificación de los procedimientos de soldadura, soldadura fuerte y fundición.
Detalles →BPVC Section XI
Inspección en servicio de los componentes de las instalaciones nucleares.
Detalles →B31.12
Norma de construcción para tuberías y conductos destinados al transporte de hidrógeno.
Detalles →ASME Boiler and Pressure Vessel Code Sections.
Las trece secciones del BPVC (además de los «Code Cases») abarcan todo el ciclo de vida de las calderas, los recipientes a presión y los componentes nucleares, desde el diseño hasta el desmantelamiento. La nomenclatura se mantiene en inglés, que es el estándar internacional de referencia.
Section I, Rules for Construction of Power Boilers+
Requisitos para la construcción de calderas de potencia, calderas eléctricas y miniaturizadas, calderas de agua a alta temperatura, generadores de vapor con recuperación de calor y determinados recipientes a presión calentados directamente en servicio estacionario, así como calderas para locomotoras, portátiles y de tracción, a presiones superiores a 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+
Establece los requisitos generales relativos a los materiales, el diseño, la fabricación, el examen, los ensayos y la protección contra la sobrepresión de los elementos especificados en cada subsección, garantizando su integridad estructural.
División 1, Subsección NCA, Abarca los requisitos generales para constructores, fabricantes, instaladores, proyectistas, productores y proveedores de materiales, así como para propietarios de instalaciones nucleares. Con referencia a la subsección NB-NG (División 1) y a la División 2, abarca los requisitos de garantía de calidad, las marcas de certificación de la ASME y la inspección autorizada para construcciones de Clase 1, 2, 3, MC, CS y CC. Hace referencia selectiva a la norma ASME NQA-1 (no incluida en la suscripción a BPVC, debe adquirirse por separado).
División 1, Subsección NB, NF, APP, NB abarca los materiales, el diseño, la fabricación, el examen, las pruebas y la protección contra sobrepresión para los elementos de Clase 1. NF abarca los materiales, el diseño, la fabricación y el examen de los soportes para construcciones de Clase 1, 2, 3 y MC. Los apéndices (APP) contienen apéndices obligatorios y no obligatorios, de referencia para NCA-NG y la División 2, incluidos los formularios de informe de datos.
División 1, Subsección NCD, Requisitos relativos a los materiales, el diseño, la fabricación, la inspección, los ensayos y la protección contra sobrepresión para los elementos de las clases 2 y 3.
Otras subsecciones y divisiones, NE abarca las construcciones de la Clase MC. NG abarca requisitos adicionales de la Clase MC. NH abarca la fabricación e instalación de las estructuras de soporte del núcleo, es decir, las estructuras que sostienen directamente los conjuntos de combustible en el interior de la vasija del reactor.
- 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+
Requisitos para la fabricación de calderas de calefacción, calderas de baja presión, de acero y de fundición.
Section V, Nondestructive Examination+
Métodos de ensayo no destructivo para detectar discontinuidades superficiales e internas en materiales, soldaduras y componentes fabricados, y requisitos para la cualificación del personal encargado.
Section VI, Recommended Rules for the Care and Operation of Heating Boilers+
Directrices sobre descripciones generales, terminología y funcionamiento de las calderas de calefacción de acero y hierro fundido.
Section VII, Recommended Guidelines for the Care of Power Boilers+
Directrices destinadas a quienes son directamente responsables de la gestión, el mantenimiento y la inspección de las calderas de potencia, incluidos los equipos auxiliares que garantizan su funcionamiento seguro.
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+
Requisitos de diseño, fabricación y ensayo para recipientes a presión de material plástico reforzado con fibra.
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+
Requisitos para la construcción y el mantenimiento en servicio de cisternas destinadas al transporte de mercancías a presión por carretera, ferrocarril y mar.
Section XIII, Rules for Overpressure Protection+
Requisitos de diseño, materiales, inspección, montaje, ensayo, marcado e instalación para los dispositivos de protección contra sobrepresión, válvulas de seguridad, discos de ruptura y dispositivos de tapón y de resorte no reutilizables, aplicables a calderas, recipientes a presión y sistemas de tuberías.
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.
Además del BPVC, existe un conjunto de normas ASME específicas que abarcan el control de calidad, el mantenimiento, la cualificación de los equipos, la evaluación de riesgos, el tratamiento del aire y los gases, y la elevación, todas ellas aplicables a centrales nucleares, SMR y reactores avanzados.
NQA-1, Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications+
Establece los requisitos de garantía de calidad para las instalaciones, los sistemas, los componentes y las actividades relevantes para la seguridad nuclear, a lo largo de todo el ciclo de vida de la central, desde la elección del emplazamiento hasta el desmantelamiento. Información detallada (7 áreas de garantía, notas y enlace oficial) en la página Certificación y acreditación ↗.
OM, Operation and Maintenance of Nuclear Power Plants+
Establece los requisitos para las pruebas y los exámenes previos a la puesta en servicio y durante el funcionamiento de determinados componentes, con el fin de evaluar su aptitud operativa en las centrales nucleares de agua ligera. Identifica los componentes sujetos a ensayo o inspección, las responsabilidades, los métodos, los intervalos, los parámetros que deben medirse y evaluarse, los criterios de evaluación de los resultados, las medidas correctoras, la cualificación del personal y el mantenimiento de los registros.
QME-1, Qualification of Mechanical Equipment Used in Nuclear Facilities+
Describe los requisitos y las directrices para la cualificación de equipos mecánicos (bombas, válvulas, dispositivos antisísmicos) utilizados en instalaciones nucleares, incluidos los SMR y los reactores avanzados. Define los principios, procedimientos y métodos de cualificación.
RA-S-1.1, Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications (PRA)+
Requisitos para un Assessment probabilístico de riesgos de nivel 1 sobre peligros internos y externos en una central en funcionamiento, con el fin de evaluar la frecuencia de daños en el núcleo, con un análisis limitado de nivel 2 para la frecuencia de emisiones anticipadas a gran escala. Se excluyen explícitamente únicamente las amenazas a la seguridad de origen humano intencional (sabotaje, terrorismo). Aplicable a reactores de agua ligera en funcionamiento, en fase de diseño o construcción, o a reactores avanzados como los SMR, con los requisitos adicionales que puedan ser necesarios.
RA-S-1.2, Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications (PRA)+
Requisitos para las evaluaciones probabilísticas de riesgo (PRA) como apoyo a la toma de decisiones basadas en el riesgo para centrales nucleares comerciales de agua ligera, incluidos los SMR. Se especifican requisitos específicos cuando sea necesario para diseños de reactores concretos.
AG-1, Code on Nuclear Air and Gas Treatment+
Requisitos de rendimiento, diseño, construcción, pruebas de aceptación y garantía de calidad para los equipos utilizados como componentes en los sistemas de tratamiento de aire y gases relevantes para la seguridad nuclear, incluidas las instalaciones nucleares, los SMR y los reactores avanzados.
N511: In-Service Testing of Nuclear Air Treatment, Heating, Ventilating, and Air-Conditioning Systems+
Requisitos para la puesta en servicio de los sistemas de tratamiento de aire, calefacción, ventilación y aire acondicionado relevantes para la seguridad nuclear en las instalaciones nucleares.
NUM-1: Rules for Construction of Cranes, Monorails, and Hoists (with Bridge or Trolley or Hoist of the Underhung Type)+
Abarca grúas puente suspendidas, grúas puente y grúas de pórtico con carro suspendido, grúas de pared, grúas de brazo, sistemas de monorraíl y polipastos (incluso con carro integrado) utilizados en instalaciones nucleares, SMR y reactores avanzados, con excepción de las grúas de doble viga con carro y puente suspendidos, que están cubiertas por la norma ASME NOG-1.
NOG-1, Rules for Construction of Overhead and Gantry Cranes (Top Running Bridge, Multiple Girder)+
Abarca las grúas puente y las grúas de pórtico eléctricas de doble viga con puente y carro suspendidos, utilizadas en centrales nucleares y otras instalaciones de alto riesgo, incluidos los reactores de tamaño reducido (SMR) y los reactores avanzados.
NORMADOC · el acceso a las normas.
Para la consulta y la compra de los códigos ASME y las normas internacionales, 3HCSI cuenta con NORMADOC, distribuidor autorizado para empresas (particulares y suscripciones) y socio corporativo de 3HCSI.
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Visite normadoc.com ↗Qué cubrimos
8 códigos ASME relacionados directamente con las Focus Areas de la web, desde la construcción de componentes nucleares (Section III) hasta la soldadura (Section IX), pasando por las tuberías para hidrógeno (B31.12) y la evaluación de la conformidad (CA-1). Encontrarás información detallada sobre cada código en la Member Area, desde donde puedes solicitar un Pre-Assessment a nuestros técnicos cualificados.
Acceso a las normas
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- Más de 2 millones de normas internacionales (ASME, IEC, ASTM, etc.)
Las preguntas más frecuentes.
¿Qué es el Código de calderas y recipientes a presión (BPVC)?+
El conjunto de normas ASME que abarca todo el ciclo de vida de las calderas, los recipientes a presión y los componentes nucleares: diseño, materiales, fabricación, inspección y ensayos. Está organizado en trece secciones por ámbito de aplicación, desde calderas de potencia hasta componentes nucleares, pasando por los ensayos no destructivos y la protección contra la sobrepresión, además de los «Code Cases» para situaciones que aún no están contempladas en la edición actual.
¿Cómo se adquieren los códigos ASME?+
A través de NORMADOC, proveedor certificado y socio de 3HCSI y, a partir de 2025, distribuidor oficial en línea de las publicaciones de la ASME, con acceso a más de 2 millones de normas internacionales.
¿Qué normativa se aplica a las tuberías para hidrógeno?+
ASME B31.12, el código de construcción dedicado a las tuberías y conductos para hidrógeno, que forma parte de la serie ASME B31 sobre tuberías a presión.
¿3HCSI ayuda a determinar qué código se necesita?+
Sí. Si nos escribe a team@3hcsi.com, evaluaremos conjuntamente la norma ASME aplicable a su caso concreto.
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Escríbanos: le ayudaremos a identificar la norma ASME aplicable a su caso.