Codes & Standards
3HCSI wspiera interpretację i stosowanie Kodeksu kotłów i zbiorników ciśnieniowych (Boiler & Pressure Vessel Code) oraz powiązanych norm ASME poprzez warsztaty, webinaria i moduły szkoleniowe dotyczące aktualizacji przepisów, wymagań bezpieczeństwa i najlepszych praktyk zarówno w sektorze jądrowym, jak i w zakresie ciśnienia konwencjonalnego.
– w skrócie
- 8 kodów odniesienia, od BPVC Section III do B31.12
- Skupiamy się na energii jądrowej (Section III, Section XI, OM Code) oraz wodorze (B31.12)
- Osoba odpowiedzialna za dostęp: NORMADOC
- Ponad 2 miliony dostępnych norm międzynarodowych
Setting a Worldwide Standard.
Kiedy założyciele ASME – czołowi przemysłowcy i innowatorzy techniczni XIX wieku – zebrali się po raz pierwszy w 1880 roku, głównym tematem była potrzeba wprowadzenia znormalizowanych narzędzi i elementów mechanicznych, a także ujednoliconych praktyk roboczych u progu ery przemysłowej. Założyciele zgodzili się, że normy inżynieryjne zapewnią bezpieczeństwo, niezawodność i wydajność operacyjną w projektowaniu maszyn i produkcji mechanicznej. ASME opublikowało swoją pierwszą normę, „Code for the Conduct of Trials of Steam Boilers”, w 1884 roku, a następnie, w 1914 roku, pierwsze wydanie „Rules for the Construction of Stationary Boilers” („Zasady budowy kotłów stacjonarnych”), będące prekursorem obecnego „Boiler and Pressure Vessel Code” („Kodeksu kotłów i zbiorników ciśnieniowych”), zapoczątkowując proces rozwoju, który dziś obejmuje setki kodeksów i norm.
We were there at the start of the nuclear power industry.
ASME odegrało kluczową rolę we wspieraniu przemysłu jądrowego od samego początku jego istnienia, kiedy to Code, normy i programy zgodności opracowane pierwotnie dla elektrowni wykorzystujących paliwa kopalne zaczęto stosować przy budowie elektrowni jądrowych. W 1963 roku ASME opublikowała Section III BPVC, pierwszy Code przeznaczony specjalnie dla elektrowni jądrowych; kilka lat później wprowadzono dedykowany program certyfikacji, rozszerzający akredytację na elementy jądrowe. Kiedy w 1969 roku Amerykańska Komisja Energii Atomowej opublikowała propozycję zmian w przepisach, ustanawiając de facto minimalne wymagania jakościowe dotyczące projektowania, produkcji, odbioru, budowy, testowania i kontroli obiektów jądrowych, ASME rozszerzyło swoje kody, normy i wielodyscyplinarne programy zgodności, aby objąć takie obszary jak:
- — 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
Codes and nuclear standards of ASME are intended to ensure public safety, support global trade, promote technological development, and facilitate knowledge transfer, while reducing regulatory burdens for governments. Łącząc wymagania techniczne i jakościowe (wzmocnione sprawdzonym, opartym na konsensusie podejściem do podejmowania decyzji), ASME opracowuje normy, które można wdrażać, stosować i które są powszechnie akceptowane. Dzięki biurom w Indiach, Chinach i Ameryce Północnej ASME ma idealną pozycję, by kontynuować swoje historyczne wsparcie dla przemysłu jądrowego.
Osiem kodeksów – to ramy prawne, którymi kierujemy się na co dzień.
Od produkcji elementów jądrowych po spawanie, od rurociągów do transportu wodoru po ocenę zgodności – każdy z poniższych Code’ów jest powiązany z tą częścią witryny, w której ma bezpośrednie zastosowanie.
BPVC Section III
Zasady dotyczące konstrukcji elementów przeznaczonych do elektrowni jądrowych.
Szczegóły →BPVC Section VIII
Przepisy dotyczące budowy zbiorników ciśnieniowych, sekcje 1, 2 i 3.
Szczegóły →B31.12
Code budowlany dotyczący rurociągów i przewodów przeznaczonych do transportu wodoru.
Szczegóły →ASME Boiler and Pressure Vessel Code Sections.
Trzynaście sekcji normy BPVC (wraz z Code Cases) obejmuje cały cykl życia kotłów, zbiorników ciśnieniowych i elementów jądrowych, od projektu po wycofanie z eksploatacji. Terminologia została zachowana w języku angielskim, który stanowi międzynarodowy standard odniesienia.
Section I, Rules for Construction of Power Boilers+
Wymagania dotyczące budowy kotłów energetycznych, kotłów elektrycznych i miniaturowych, kotłów wodnych wysokotemperaturowych, generatorów pary z odzyskiem ciepła oraz określonych zbiorników ciśnieniowych ogrzewanych bezpośrednio w trybie stacjonarnym, a także kotłów do lokomotyw, kotłów przenośnych i trakcyjnych, o ciśnieniu powyżej 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+
Określa ogólne wymagania dotyczące materiałów, projektowania, produkcji, badań, prób oraz zabezpieczenia przed nadciśnieniem elementów wymienionych w poszczególnych podrozdziałach, gwarantując ich integralność konstrukcyjną.
Dział 1, Podsekcja NCA, Obejmuje ogólne wymagania dotyczące wykonawców, producentów, instalatorów, projektantów, wytwórców i dostawców materiałów oraz właścicieli obiektów jądrowych. Określona w podsekcji NB-NG (Dział 1) oraz w Dziale 2, obejmuje wymagania dotyczące zapewnienia jakości, znaki certyfikacyjne ASME oraz uprawnione kontrole dla konstrukcji klasy 1, 2, 3, MC, CS i CC. Odwołuje się wybiórczo do normy ASME NQA-1 (nieobjętej abonamentem BPVC, należy ją nabyć oddzielnie).
Dział 1, podsekcja NB, NF, APP, NB obejmuje materiały, projektowanie, produkcję, badania, testy oraz ochronę przed nadciśnieniem dla elementów klasy 1. NF obejmuje materiały, projektowanie, produkcję oraz badania elementów nośnych dla konstrukcji klasy 1, 2, 3 i MC. Załączniki (APP) zawierają załączniki obowiązkowe i nieobowiązkowe, stanowiące odniesienie dla NCA-NG i Działu 2, w tym formularze raportów danych.
Dział 1, Podsekcja NCD, wymagania dotyczące materiałów, projektowania, produkcji, badań, testów oraz zabezpieczenia przed nadciśnieniem dla elementów klasy 2 i 3.
Inne podsekcje i oddziały, NE obejmuje konstrukcje klasy MC. NG obejmuje dodatkowe wymagania klasy MC. NH obejmuje produkcję i montaż konstrukcji nośnych rdzenia – konstrukcji, które bezpośrednio podtrzymują zespoły paliwowe wewnątrz zbiornika reaktora.
- 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+
Wymagania dotyczące budowy kotłów grzewczych, kotłów grzewczych niskociśnieniowych, wykonanych ze stali i żeliwa.
Section V, Nondestructive Examination+
Metody badań nieniszczących służące do wykrywania nieciągłości powierzchniowych i wewnętrznych w materiałach, spoinach i wyprodukowanych elementach oraz wymagania dotyczące kwalifikacji personelu wykonującego te badania.
Section VI, Recommended Rules for the Care and Operation of Heating Boilers+
Wytyczne dotyczące ogólnych opisów, terminologii i zasad eksploatacji kotłów grzewczych ze stali i żeliwa.
Section VII, Recommended Guidelines for the Care of Power Boilers+
Wytyczne dla osób bezpośrednio odpowiedzialnych za obsługę, konserwację i przeglądy kotłów energetycznych, w tym urządzeń pomocniczych zapewniających ich bezpieczne działanie.
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+
Wymagania dotyczące projektowania, produkcji i badań zbiorników ciśnieniowych z tworzyw sztucznych wzmocnionych włóknami.
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+
Wymagania dotyczące budowy i utrzymania w eksploatacji zbiorników do transportu towarów pod ciśnieniem drogą lądową, kolejową i morską.
Section XIII, Rules for Overpressure Protection+
Wymagania dotyczące projektowania, materiałów, kontroli, montażu, odbioru, oznakowania i instalacji urządzeń zabezpieczających przed nadciśnieniem, zaworów bezpieczeństwa, płyt bezpieczeństwa, urządzeń typu „plug” oraz sprężynowych urządzeń jednorazowego użytku, mających zastosowanie w kotłach, zbiornikach ciśnieniowych i systemach rurociągowych.
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.
Oprócz BPVC istnieje zestaw specjalnych norm ASME dotyczących zapewnienia jakości, konserwacji, kwalifikacji urządzeń, oceny ryzyka, uzdatniania powietrza i gazów oraz podnoszenia, z których wszystkie mają zastosowanie do elektrowni jądrowych, reaktorów SMR oraz reaktorów nowej generacji.
NQA-1, Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications+
Określa wymagania dotyczące zapewnienia jakości w odniesieniu do obiektów, systemów, komponentów i działań mających znaczenie dla bezpieczeństwa jądrowego w całym cyklu życia obiektu, od wyboru lokalizacji po likwidację. Pełny opis (7 obszarów zapewnienia jakości, uwagi i oficjalne linki) znajduje się na stronie Certyfikacja i akredytacja ↗.
OM, Operation and Maintenance of Nuclear Power Plants+
Określa wymagania dotyczące odbioru, badań przed uruchomieniem oraz badań eksploatacyjnych określonych elementów w celu oceny ich gotowości operacyjnej w elektrowniach jądrowych z reaktorami wodnymi lekkimi. Określa elementy podlegające testom lub badaniom, zakres odpowiedzialności, metody, częstotliwość, parametry, które należy mierzyć i oceniać, kryteria oceny wyników, działania naprawcze, kwalifikacje personelu oraz prowadzenie dokumentacji.
QME-1, Qualification of Mechanical Equipment Used in Nuclear Facilities+
Opisuje wymagania i wytyczne dotyczące kwalifikacji urządzeń mechanicznych (pomp, zaworów, urządzeń antysejsmicznych) stosowanych w elektrowniach jądrowych, w tym w reaktorach SMR i reaktorach zaawansowanych. Określa zasady, procedury i metody kwalifikacji.
RA-S-1.1, Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications (PRA)+
Wymagania dotyczące probabilistycznej oceny ryzyka poziomu 1 w odniesieniu do zagrożeń wewnętrznych i zewnętrznych w eksploatowanej elektrowni jądrowej, mającej na celu oszacowanie częstotliwości uszkodzeń rdzenia, wraz z ograniczoną analizą poziomu 2 dotyczącą częstotliwości przedwczesnego uwolnienia na dużą skalę. Wyraźnie wyklucza jedynie zagrożenia bezpieczeństwa wynikające z umyślnych działań człowieka (sabotaż, terroryzm). Ma zastosowanie do reaktorów wodnych lekkich będących w eksploatacji, w fazie projektowania lub budowy, a także do reaktorów zaawansowanych, takich jak SMR, przy czym w razie potrzeby mogą być wymagane dodatkowe wymagania.
RA-S-1.2, Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications (PRA)+
Wymagania dotyczące probabilistycznej oceny ryzyka (PRA) na potrzeby podejmowania decyzji opartych na analizie ryzyka w odniesieniu do komercyjnych elektrowni jądrowych z reaktorami wodnymi lekkimi, w tym reaktorów SMR. Określono w nich szczególne wymagania, o ile są one konieczne dla konkretnych konstrukcji reaktorów.
AG-1, Code on Nuclear Air and Gas Treatment+
Wymagania dotyczące wydajności, projektowania, budowy, odbioru i zapewnienia jakości w odniesieniu do urządzeń wykorzystywanych jako elementy składowe systemów uzdatniania powietrza i gazów mających znaczenie dla bezpieczeństwa jądrowego, w tym elektrowni jądrowych, reaktorów SMR oraz reaktorów zaawansowanych.
N511: In-Service Testing of Nuclear Air Treatment, Heating, Ventilating, and Air-Conditioning Systems+
Wymagania dotyczące odbioru eksploatacyjnego systemów uzdatniania powietrza, ogrzewania, wentylacji i klimatyzacji mających znaczenie dla bezpieczeństwa jądrowego w elektrowniach jądrowych.
NUM-1: Rules for Construction of Cranes, Monorails, and Hoists (with Bridge or Trolley or Hoist of the Underhung Type)+
Obejmuje suwnice podwieszane, suwnice mostowe i suwnice bramowe z wózkiem podwieszanym, dźwigi ścienne, dźwigi wysięgnikowe, systemy jednokolejowe oraz wciągniki (również z wbudowanym wózkiem) stosowane w elektrowniach jądrowych, reaktorach SMR i reaktorach zaawansowanych, z wyjątkiem dźwigów dwudźwigarowych z podwieszonym wózkiem i mostem, objętych normą ASME NOG-1.
NOG-1, Rules for Construction of Overhead and Gantry Cranes (Top Running Bridge, Multiple Girder)+
Obejmuje elektryczne mostowe suwnice i suwnice bramowe z podwójną belką, wyposażone w podwieszany most i wózek, wykorzystywane w elektrowniach jądrowych i innych obiektach wysokiego ryzyka, w tym w reaktorach SMR i reaktorach nowej generacji.
NORMADOC · dostęp do norm.
W zakresie przeglądania i zakupu kodów ASME oraz norm międzynarodowych firma 3HCSI korzysta z usług NORMADOC, autoryzowanego dystrybutora dla klientów korporacyjnych (sprzedaż detaliczna i subskrypcje) oraz partnera korporacyjnego 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.
Odwiedź stronę NORMADOC.com ↗Co obejmuje nasze ubezpieczenie
8 kodów ASME powiązanych bezpośrednio z obszarami tematycznymi serwisu, od budowy elementów jądrowych (Section III) po spawanie (Section IX), od rurociągów wodorowych (B31.12) po ocenę zgodności (CA-1). Szczegółowe informacje na temat każdego Code znajdują się w strefie członkowskiej, skąd można zlecić wstępną ocenę naszym wykwalifikowanym technikom.
Dostęp do norm
- NORMADOC, certyfikowany dostawca, ponad 30 lat
- Ponad 2 mln norm międzynarodowych (ASME, IEC, ASTM itp.)
Najczęściej zadawane pytania.
Czym jest Kodeks dotyczący kotłów i zbiorników ciśnieniowych (BPVC)?+
Zbiór norm ASME obejmujący cały cykl życia kotłów, zbiorników ciśnieniowych i elementów jądrowych: projektowanie, materiały, produkcję, kontrolę i odbiory. Zbiór ten podzielony jest na trzynaście sekcji według zakresu zastosowania, od kotłów energetycznych po elementy jądrowe, od badań nieniszczących po zabezpieczenia przed nadciśnieniem, a także zawiera Code Cases dotyczące sytuacji, które nie zostały jeszcze uwzględnione w bieżącej edycji.
Jak kupić kody ASME?+
Za pośrednictwem NORMADOC, certyfikowanego partnera 3HCSI, a od 2025 r. oficjalnego dystrybutora publikacji ASME w Internecie, oferującego dostęp do ponad 2 milionów międzynarodowych norm.
Która norma ma zastosowanie do rurociągów do transportu wodoru?+
ASME B31.12 – norma konstrukcyjna dotycząca rurociągów i przewodów do transportu wodoru, należąca do serii ASME B31 dotyczącej rurociągów ciśnieniowych.
Czy 3HCSI pomaga ustalić, jaki kod jest potrzebny?+
Tak. Prosimy o kontakt pod adresem team@3hcsi.com, abyśmy mogli wspólnie ustalić, która norma ASME ma zastosowanie w danym przypadku.
Nie możesz znaleźć potrzebnego kodu?
Napisz do nas: pomożemy Ci określić normę ASME mającą zastosowanie w Twoim przypadku.