福岛核电站技术与AP1000技术差别

     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。

     消氢装置的设置

     作为60年代的标准设计，福岛核电站针对严重事故工况下反应堆可能释放出的氢气，未安装相应的氢气浓度探测装置和消氢装置。因此，在本次事故进程中，造成1、2、3号机组最终因为氢气浓度不断增加而发生氢爆，破坏了包容放射性物质的最后一道屏障。

     而作为第三代核电技术的AP1000核电站，设置了较为完善的可燃气体控制系统，设置了氢气浓度监测设备并安装了多台应对严重事故下氢气风险的非能动氢气复合器和点火器，从设计上消除了严重事故下氢燃、氢爆的风险。

     极端事故情况下堆芯熔融物的滞留

     AP1000核电站为防止堆芯熔融物熔穿压力容器，采用了将堆芯熔融物滞留在压力容器内的设计（IVR），在堆芯熔化状态通过反应堆压力容器外部充水冷却，保持压力容器不被熔穿，从而实现将堆芯熔融物滞留在压力容器内的目的。压力容器不被熔穿，还可以避免堆芯熔融物和混凝土底板发生反应，进而产生大量的氢气。

     福岛核电站没有这样的设计。但从目前官方公布的数据和监测结果进行分析，没有迹象表明发生了反应堆压力容器熔穿事故。

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