福岛第一核电站是上个世纪60年代设计，70年代初投入运行的早期沸水堆型核电站，其设计和安全标准满足当时的要求。

    AP1000型的核电站应用的是第三代核电技术，采用的是二十世纪的最新设计。第三代核电技术AP1000充分吸取了美国三厘岛和前苏联切尔诺贝利核电站的事故教训，借鉴了几十年来世界核电站运行的经验反馈以及大量的研究成果，其设计优点不言而喻。

    堆型上的差异

    福岛沸水堆核电站属于两回路设计，通过反应堆堆芯的一回路冷却剂直接变成蒸汽，驱动汽轮机发电。包容带有放射性冷却剂的一回路与最终热阱只有一道屏障。同时，两回路设计使得一回路放射性的冷却剂与外部环境也只有一道屏障。AP1000属于传统的三回路设计，主冷却剂回路与二次侧蒸汽回路是相互独立的，从放射性物质的包容角度来看，相比沸水堆型核电厂多了一重屏障。在事故工况下，放射性物质释放到环境中的可能性相对更小。

    最后屏障安全壳设计上的差异

    福岛核电站安全壳为双层安全壳，内层安全壳为钢安全壳，外层为非预应力钢筋混凝土安全壳，钢制安全壳的内部总容积仅数千立方米，事故情况下，一旦反应堆内释放出高温高压介质时，其升温升压进程会较快，短时间内即可能达到其设计的承压极限，导致安全壳内放射性物质向环境释放的可能性加大，由此可以看出，其在事故期间对放射性物质的包容性相对较弱。而非预应力钢筋混凝土结构的外层安全壳，承载能力相对较差，与先进压水堆的钢筋预应力混凝土安全壳相比，在事故情况下，其失效风险相对较高。

    AP1000核电站安全壳采用了当今最先进的双层安全壳，内层为金属安全壳，外层为预应力钢筋混凝土安全壳，内层金属安全壳的内部总容积达7万立方米，由于其内容大，在事故情况下，当反应堆内释放出高温高压介质时，其升温升压进程较慢，达到其设计承载限值的时间相对较长，因此，在事故期间，安全壳内放射性物质向环境释放的可能性相对较小，对放射性物质的包容性较强。而作为预应力钢筋混凝土的外层安全壳，其承载能力相对较强，事故情况下，其失效风险较低。

    安全设计上的主要差异(部分)

    对外部电源的依赖性

    福岛沸水堆在丧失全部交流电后，不得不依靠堆芯隔离冷却系统(RCICS)来实现堆芯冷却和堆芯注水，该系统由蒸汽驱动。这个系统最重要的动力源是需要蒸汽驱动汽轮机，带动一个水泵。蒸汽在堆芯产生，经过顶部的汽水分离器，进入主蒸汽管线，然后驱动这个汽轮机，带动水泵，把上方的冷凝水箱的水，注入到堆芯中，以此达到堆芯冷却的目的。

    AP1000核电站主要采取非能动的设计理念，在事故情况下，堆芯余热的排除不依赖于外部电源实现，而是靠重力补水及最终建立堆内自然循环来实现堆内余热的排除。

    事故情况下，安全壳的降温降压措施也是靠非能动手段来实现的。安全壳顶部设置的贮存水箱的水，依靠重力沿安全壳外部向下流动，在外壁形成水膜，从而达到降低安全壳内部温度压力的目的。

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