这三个单词都是以字母C开头的

英文关键词是Control、Cool和Contain，这三个单词都是以字母C开头的，所有也称为 C安全准则。
要保证核电厂的安全运行，就是在各种设计工况下（包括设计基准工况和设计扩展工况）下，保证这三项基本安全功能能够实现。与安全功能相关的系统称为安全系统。
（1）反应性控制
1942年，核物理学家费米率领的团队在芝加哥大学体育场看台下建成了世界上第一座“核反应堆”（项目代号为PILE，英文单词pile具有“文件堆成山”的意思，故此前辈们把Nuclear Reactor翻译成了反应堆）芝加哥1号，当时费米特别关注的是“一旦链式反应触发，是否能够得到控制？”。
核反应堆是实现可控链式裂变反应的装置，若链式裂变反应失去控制，就有可能发生瞬发临界而使功率骤升。虽然不会发生像原子弹那样的核爆炸，但是会发生堆芯熔毁，放射性物质释放。
所以可靠的反应性控制是首先被关注的基本安全功能之一。
（2）包容放射性物质
1950年代美国建造反应堆采用的是在反应堆和公众之间保持足够的距离，即“远距离厂址”政策。
由于那时的反应堆主要是服务于军事领域的研究堆或生产堆，多位于偏远地区，例如新墨西哥沙漠这样的地区，所以“远距离厂址政策”是可以实现的。
后来，原子能和平利用，用核反应堆来发电向大城市供电，核反应堆所处的位置就不能满足远距离厂址政策了。此时所想到的方法是采用一个“安全壳”（Containment），将放射性物质“包容”起来。
所以“包容放射性物质”也成为了“基本安全功能”之一。
（ ）余热排出
核裂变反应的一个重要特点是，即使链式反应中止，已发生的裂变反应所产生的裂变产物会继续衰变，衰变产生的阿尔法、贝塔、伽马等射线会在燃料棒里释放出热能，称为衰变热。衰变热加上反应堆结构材料、冷却剂等所含的显热之和被称为反应堆的余热。
在1960年代中期，为了改善核电厂的经济性，防止反应堆堆芯熔毁，设计上重点关注在“应急堆芯冷却系统”上。应急堆芯冷却系统的作用就是在反应堆发生事故，如丧失堆芯冷却剂时，向堆芯紧急注入冷却剂，排出堆芯的衰变热，以防止堆芯的熔化。
为了在不同的事故情景下都能向堆芯注入足够的冷却剂，在压水堆核电厂中通常设有高压安注、中压全注和低压安注系统。
由于反应堆衰变热的积累可能导致多道放射性包容屏障的破坏，所以排出堆芯余热也成为基本安全功能之一。
目前核电厂安全所集中关注的问题是三项基本安全功能的实现。核电厂的安全相关构筑物、系统和设备主要是围绕实现三项基本功能设计的，核安全监管的重点也是集中在承担三项基本安全功能的构筑物、系统和设备上。
出于对核电厂安全相关构筑物和设备可靠性的高度重视，对其提出了以一系列严格甚至苛刻的要求，如特殊的质量保证措施、特殊的抗震要求，以及能够承受事故工况下环境条件的“环境鉴定”要求等（通常又被称为“安全级”构筑物或设备）。举个例子，对反应堆冷却剂系统压力边界而言，规范要求其质量应该达到“现有工业能力能够达到的最高标准”。安全相关系统的设计也要满足多重性、多样性和独立性等要求。
但是三项基本安全功能的设立并不平衡，可以用这样的话来概括，即反应性控制是基础，包容放射性物质是目的，而余热排出是关键。可以说余热排出是核电厂最关键的安全功能，实际上目前核电厂的大部分安全系统都是围绕排出余热设计的，余热排出的可靠性也在很大程度上决定了核电厂的安全水平。
也有一些人认为，目前的三项基本安全功能还不够完善。例如核电厂运行人员在处理核电厂事故时，需要对核电厂的状态有清晰的了解，所以核电厂状态监测也应列入基本安全功能。事实上，虽然在许多安全标准中没有将核电厂状态监测作为基本安全功能，但核电厂的设计已经把他作为实践，将负责事故后重要参数监测的系统设计为“安全相关”。
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