核燃料的設(shè)計必須得當(dāng)，其制造必須確保核電廠的可靠、安全運(yùn)行。然而，為了讓核電生產(chǎn)具有可持續(xù)性，核燃料循環(huán)必須保持經(jīng)濟(jì)可行性和競爭力，這可通過優(yōu)化堆芯易裂變材料的使用來實(shí)現(xiàn)，例如借助高燃耗燃料，以及借助钚和后處理鈾的再循環(huán)。

適用于核反應(yīng)堆堆芯材料的安全要求非常高，這意味著在落實(shí)核電技術(shù)的各個階段都需要不斷進(jìn)行研究與開發(fā)。此外，革新型核電技術(shù)的逐步引入還要求運(yùn)用先進(jìn)的現(xiàn)代實(shí)驗(yàn)技術(shù)和先進(jìn)的理論模型來發(fā)展和完善核燃料和堆芯結(jié)構(gòu)材料。

各成員國，無論是已有在運(yùn)核反應(yīng)堆的成員國還是剛啟動核電的成員國，都十分重視關(guān)鍵方法的統(tǒng)一和傳授，以及質(zhì)量控制和動力堆燃料技術(shù)的認(rèn)證和許可證審批程序。

因此，原子能機(jī)構(gòu)協(xié)助成員國加強(qiáng)其研究和技術(shù)能力，使之能夠利用、發(fā)展、設(shè)計和制造可靠而又經(jīng)濟(jì)可行的核動力堆燃料和堆芯結(jié)構(gòu)，還通過增強(qiáng)各國對反應(yīng)堆燃料和結(jié)構(gòu)材料降質(zhì)機(jī)理的理解，以及對如何提高核燃料性能規(guī)范預(yù)測效率的理解，幫助它們更高效地利用核燃料。這包括在正常運(yùn)行和事故條件下燃料行為的分析、輻照后檢驗(yàn)、質(zhì)量保證和質(zhì)量控制、燃料建模和計算機(jī)程序驗(yàn)證、經(jīng)濟(jì)和其他方面（例如環(huán)境問題、與后端要求的關(guān)系）。