福島第一核電站是上個(gè)世紀(jì)60年代設(shè)計(jì)，70年代初投入運(yùn)行的早期沸水堆型核電站，其設(shè)計(jì)和安全標(biāo)準(zhǔn)滿足當(dāng)時(shí)的要求。

　　AP1000型的核電站應(yīng)用的是第三代核電技術(shù)，采用的是二十世紀(jì)的最新設(shè)計(jì)。第三代核電技術(shù)AP1000充分吸取了美國三厘島和前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站的事故教訓(xùn)，借鑒了幾十年來世界核電站運(yùn)行的經(jīng)驗(yàn)反饋以及大量的研究成果，其設(shè)計(jì)優(yōu)點(diǎn)不言而喻。

　　堆型上的差異

　　福島沸水堆核電站屬于兩回路設(shè)計(jì)，通過反應(yīng)堆堆芯的一回路冷卻劑直接變成蒸汽，驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)發(fā)電。包容帶有放射性冷卻劑的一回路與最終熱阱只有一道屏障。同時(shí)，兩回路設(shè)計(jì)使得一回路放射性的冷卻劑與外部環(huán)境也只有一道屏障。AP1000屬于傳統(tǒng)的三回路設(shè)計(jì)，主冷卻劑回路與二次側(cè)蒸汽回路是相互獨(dú)立的，從放射性物質(zhì)的包容角度來看，相比沸水堆型核電廠多了一重屏障。在事故工況下，放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中的可能性相對(duì)更小。

　　最后屏障安全殼設(shè)計(jì)上的差異

　　福島核電站安全殼為雙層安全殼，內(nèi)層安全殼為鋼安全殼，外層為非預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土安全殼，鋼制安全殼的內(nèi)部總?cè)莘e僅數(shù)千立方米，事故情況下，一旦反應(yīng)堆內(nèi)釋放出高溫高壓介質(zhì)時(shí)，其升溫升壓進(jìn)程會(huì)較快，短時(shí)間內(nèi)即可能達(dá)到其設(shè)計(jì)的承壓極限，導(dǎo)致安全殼內(nèi)放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的可能性加大，由此可以看出，其在事故期間對(duì)放射性物質(zhì)的包容性相對(duì)較弱。而非預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)的外層安全殼，承載能力相對(duì)較差，與先進(jìn)壓水堆的鋼筋預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼相比，在事故情況下，其失效風(fēng)險(xiǎn)相對(duì)較高。

　　AP1000核電站安全殼采用了當(dāng)今最先進(jìn)的雙層安全殼，內(nèi)層為金屬安全殼，外層為預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土安全殼，內(nèi)層金屬安全殼的內(nèi)部總?cè)莘e達(dá)7萬立方米，由于其內(nèi)容大，在事故情況下，當(dāng)反應(yīng)堆內(nèi)釋放出高溫高壓介質(zhì)時(shí)，其升溫升壓進(jìn)程較慢，達(dá)到其設(shè)計(jì)承載限值的時(shí)間相對(duì)較長，因此，在事故期間，安全殼內(nèi)放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的可能性相對(duì)較小，對(duì)放射性物質(zhì)的包容性較強(qiáng)。而作為預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土的外層安全殼，其承載能力相對(duì)較強(qiáng)，事故情況下，其失效風(fēng)險(xiǎn)較低。

　　安全設(shè)計(jì)上的主要差異(部分)

　　對(duì)外部電源的依賴性

　　福島沸水堆在喪失全部交流電后，不得不依靠堆芯隔離冷卻系統(tǒng)(RCICS)來實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻和堆芯注水，該系統(tǒng)由蒸汽驅(qū)動(dòng)。這個(gè)系統(tǒng)最重要的動(dòng)力源是需要蒸汽驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)，帶動(dòng)一個(gè)水泵。蒸汽在堆芯產(chǎn)生，經(jīng)過頂部的汽水分離器，進(jìn)入主蒸汽管線，然后驅(qū)動(dòng)這個(gè)汽輪機(jī)，帶動(dòng)水泵，把上方的冷凝水箱的水，注入到堆芯中，以此達(dá)到堆芯冷卻的目的。

　　AP1000核電站主要采取非能動(dòng)的設(shè)計(jì)理念，在事故情況下，堆芯余熱的排除不依賴于外部電源實(shí)現(xiàn)，而是靠重力補(bǔ)水及最終建立堆內(nèi)自然循環(huán)來實(shí)現(xiàn)堆內(nèi)余熱的排除。

　　事故情況下，安全殼的降溫降壓措施也是靠非能動(dòng)手段來實(shí)現(xiàn)的。安全殼頂部設(shè)置的貯存水箱的水，依靠重力沿安全殼外部向下流動(dòng)，在外壁形成水膜，從而達(dá)到降低安全殼內(nèi)部溫度壓力的目的。

　　消氫裝置的設(shè)置

　　作為60年代的標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)，福島核電站針對(duì)嚴(yán)重事故工況下反應(yīng)堆可能釋放出的氫氣，未安裝相應(yīng)的氫氣濃度探測(cè)裝置和消氫裝置。因此，在本次事故進(jìn)程中，造成1、2、3號(hào)機(jī)組最終因?yàn)闅錃鉂舛炔粩嘣黾佣l(fā)生氫爆，破壞了包容放射性物質(zhì)的最后一道屏障。

　　而作為第三代核電技術(shù)的AP1000核電站，設(shè)置了較為完善的可燃?xì)怏w控制系統(tǒng)，設(shè)置了氫氣濃度監(jiān)測(cè)設(shè)備并安裝了多臺(tái)應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故下氫氣風(fēng)險(xiǎn)的非能動(dòng)氫氣復(fù)合器和點(diǎn)火器，從設(shè)計(jì)上消除了嚴(yán)重事故下氫燃、氫爆的風(fēng)險(xiǎn)。

　　極端事故情況下堆芯熔融物的滯留

　　AP1000核電站為防止堆芯熔融物熔穿壓力容器，采用了將堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)的設(shè)計(jì)(IVR)，在堆芯熔化狀態(tài)通過反應(yīng)堆壓力容器外部充水冷卻，保持壓力容器不被熔穿，從而實(shí)現(xiàn)將堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi)的目的。壓力容器不被熔穿，還可以避免堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)生反應(yīng)，進(jìn)而產(chǎn)生大量的氫氣。

　　福島核電站沒有這樣的設(shè)計(jì)。但從目前官方公布的數(shù)據(jù)和監(jiān)測(cè)結(jié)果進(jìn)行分析，沒有跡象表明發(fā)生了反應(yīng)堆壓力容器熔穿事故。