3.10余热向最终热阱的输送（1.进一步指导见安全导则HAF0206。）
必须设置传热系统，向最终热阱输送来自安全重要构筑物、系统和部件的余热。这些系统在正常运行、预计运行事件和事故工况下都必须具有极高的可靠性。用于输送热量的各系统，包括传递热量、提供动力以及向余热输送系统供应流体的设计都必须与它们的整个余热输送系统中所分担的功能相适应。
为实现系统的可靠性，必须恰当地选择经考验的部件，并采用多重性、多样性、实体分隔、相互连接以及隔离等。
在设计这些系统、选择最终热阱和传热流体贮存系统的多样性方案时，必须考虑到自然事件和人为事件的影响。
3.11防火和防爆（2.进一步指导见安全导则HAF0202。）
设计和布置安全重要构筑物、系统和部件时，除满足其他安全要求外，还必须尽量降低外部和内部事件引起火灾和爆炸的可能性及其后果。作为最低要求，必须保持停堆、排出余热和包容放射性物质的能力。为实现这些要求，必须采取多重部件、多样系统、实体分隔适当组合和故障安全设计。
在整个核电厂中，尤其在诸如安全壳和控制室等场所中，凡属可行，必须采用不可燃的或阻燃的和耐热的材料。
必须设置足够容量和能力的火警检测和灭火系统。在必要的场合，这些系统必须能自动触发。灭火系统的设计和布置必须保证在其出现破裂、误动作或意外操作时，对安全重要构筑物、系统和部件的能力不致于产生显著的影响。
3.12设备故障的影响（1.进一步指导见安全导则HAF0204。）
安全重要构筑物、系统和部件的设计必须能经受运行状态和事故工况的影响并适应这两种状态的环境条件（对于严重事故，尽实际可能予以考虑）。为防止能加重初始事件对安全所造成的后果的次级故障，这些构筑物、系统和部件必须采取适当的布置方式，或为之采取保护措施，以防止设备损坏时可能出现的飞射物、管道甩动、流体喷射和淹没等动力作用的破坏。如果这些条件不能满足，必须在设计中采取其他合适的措施。
安全重要的流体系统与工作压力较高的另一流体系统相连接时，必须按较高的压力设计，或设置符合单一故障准则的过压保护。
3.13多堆共用的构筑物、系统和部件
两个或两个以上的动力堆，一般不应共用安全重要构筑物、系统和部件。共用的方式如予采用，必须证明：此种方式能满足每一座堆的全部安全要求；一座堆发生事故时，其它各堆能有秩序地停堆、冷却并排出余热。
3.14含有可裂变或放射性物质的系统（2.进一步指导见安全导则HAF0204）
必须保证核电厂内可能含有可裂变或放射性物质的所有系统在运行状态和事故工况下均有足够的安全性。
3.15撤离路线和通讯手段
核电厂必须设置有简捷、以醒目而持久的标志识别的安全撤离路线，并配备为安全使用这些路线所必需的可靠的应急照明和其他辅助设施。撤离路线必须符合工业安全、辐射分区、防火和电广保卫方面的要求。
为使厂区人员即使在事故状态下也能得到警告指令，必须设置适当的报警系统和通讯手段。
安全必须的核电厂厂区内部以及对外的通讯联系，必须保持昼夜畅通。进行通讯设计和选择多样性措施时，必须计及这一要求。
3.16核电厂出入口控制
为严密控制出入口，必须以适当的构筑物的布置方式，使核电厂与其周围相隔离。进行厂房设计和厂区布置时，尤其须注意此点，并为保卫人员或监测设备作出安排，以防未经批准的人员和物品进入核电厂。
3.17退役
在设计阶段对便于核电厂退役的措施必须给以关注，还必须为厂区人员和公众在退役期间所受到的辐射照射保持于合理可行尽量低的水平，以及充分有效地保护环境防止放射性污染作出努力。
4 反应堆堆芯
4.1反应堆设计
为保证在所有运行状态下不超出设计规定的可接受限值，反应堆堆芯和有关冷却剂系统、控制和保护系统的设计必须留有适当的裕量。
组成反应堆堆芯的部件和反应堆压力容器内靠近堆芯的其他部件的设计和装配，必须符合下述要求：在运行状态和事故工况中所预计到的静、动荷载的作用下，可保持必要的结构稳定性，以保证安全停堆和堆芯冷却。
4.2燃料元件
燃料元件的设计必须适应各种劣化过程后仍能满意地承受所预计的堆内辐照的要求。
设计燃料元件时必须考虑下列劣化因素：冷却剂外压、燃料内裂变产物所造成的附加内压、燃料和燃料组件中其他材料的辐照效应、功率变化所造成的压力和温度的变化、化学效应、静载荷、包括流体所引起的，振动和机械振动在内的动载荷以及变形或化学效应所引起的传热性能的变化等。设计必须为数据、计算和制造中的不确定因素留有裕量。
燃料元件在正常运行中，必须保持于设计规定限值之内（包括裂变产物的容许泄漏值）；预计运行事件中的各种瞬态影响不得造成元件显著的进一步劣化，裂变产物的泄漏量必须保持于现实可行的最低水平，燃料组件的设计应计及便于检查其结构和零件的要求；在事故工况中，燃料元件必须能保持原位，其变形不得发展到有碍于堆芯在事故后保持足够有效冷却的程度，并且不得超过燃料元件在事故工况下的规定限值。
（1.进一步的指导见安全导则HAF0214。）
4.3反应堆堆芯控制
堆芯的中子通量的水平和分布，各种状态下，包括停堆后，换料期间和换料后的状态、以及预计运行事件和事故工况引起的状态在内，必须符合4.2条的规定。用于检测上述通量分布的手段必须总能保证堆芯内不存在任何未能检测到的违反4.2条规定的部位。堆芯设计应尽量减少依赖控制系统使通量分布在各种运行状态下保持在规定限值内。
4.4反应堆停堆
必须备有在运行状态和事故工况下安全停堆的手段。必须保证，即使在堆芯具有最大后备反应性的情况下，仍能保持停堆状态。停堆手段的有效性﹑动作速度和停堆深度必须足以保证反应堆不超出规定的限值。
停堆手段必须由两个不同的系统组成。
两个系统中，至少有一个系统能在单一故障情况下独立行使使反应堆从运行工况和事故工况迅速进入有足够深度的次临界的功能。
即使在堆芯具有最大后备反应性情况下，两个系统中至少有一个系统能独立使反应堆从正常运行工况进入次临界，并以足够的深度和高的可靠度保持次临界状态。
判断停堆手段是否足够时，必须高度重视发生在核电厂任何部位的、可能导致一部分停堆手段失去作用的故障。
停堆手段必须足以防止反应堆失控地转向临界。为满足这一要求，必须考虑到停堆期间能增加反应性的各种预定操作（诸如维护和换料操作时移动中子吸收体）及停堆手段中的单一故障。
