福島第一核電站是上個世紀60年代設計，70年代初投入運行的早期沸水堆型核電站，其設計和安全標準滿足當時的要求。

　　AP1000型的核電站應用的是第三代核電技術，采用的是二十世紀的最新設計。第三代核電技術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，借鑒了幾十年來世界核電站運行的經(jīng)驗反饋以及大量的研究成果，其設計優(yōu)點不言而喻。

　　堆型上的差異

　　福島沸水堆核電站屬于兩回路設計，通過反應堆堆芯的一回路冷卻劑直接變成蒸汽，驅(qū)動汽輪機發(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，兩回路設計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)的三回路設計，主冷卻劑回路與二次側蒸汽回路是相互獨立的，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)境中的可能性相對更小。

　　最后屏障安全殼設計上的差異

　　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，外層為非預應力鋼筋混凝土安全殼，鋼制安全殼的內(nèi)部總容積僅數(shù)千立方米，事故情況下，一旦反應堆內(nèi)釋放出高溫高壓介質(zhì)時，其升溫升壓進程會較快，短時間內(nèi)即可能達到其設計的承壓極限，導致安全殼內(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，其在事故期間對放射性物質(zhì)的包容性相對較弱。而非預應力鋼筋混凝土結構的外層安全殼，承載能力相對較差，與先進壓水堆的鋼筋預應力混凝土安全殼相比，在事故情況下，其失效風險相對較高。

　　AP1000核電站安全殼采用了當今最先進的雙層安全殼，內(nèi)層為金屬安全殼，外層為預應力鋼筋混凝土安全殼，內(nèi)層金屬安全殼的內(nèi)部總容積達7萬立方米，由于其內(nèi)容大，在事故情況下，當反應堆內(nèi)釋放出高溫高壓介質(zhì)時，其升溫升壓進程較慢，達到其設計承載限值的時間相對較長，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較小，對放射性物質(zhì)的包容性較強。而作為預應力鋼筋混凝土的外層安全殼，其承載能力相對較強，事故情況下，其失效風險較低。

　　安全設計上的主要差異(部分)

　　對外部電源的依賴性

　　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)來實現(xiàn)堆芯冷卻和堆芯注水，該系統(tǒng)由蒸汽驅(qū)動。這個系統(tǒng)最重要的動力源是需要蒸汽驅(qū)動汽輪機，帶動一個水泵。蒸汽在堆芯產(chǎn)生，經(jīng)過頂部的汽水分離器，進入主蒸汽管線，然后驅(qū)動這個汽輪機，帶動水泵，把上方的冷凝水箱的水，注入到堆芯中，以此達到堆芯冷卻的目的。

　　AP1000核電站主要采取非能動的設計理念，在事故情況下，堆芯余熱的排除不依賴于外部電源實現(xiàn)，而是靠重力補水及最終建立堆內(nèi)自然循環(huán)來實現(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手段來實現(xiàn)的。安全殼頂部設置的貯存水箱的水，依靠重力沿安全殼外部向下流動，在外壁形成水膜，從而達到降低安全殼內(nèi)部溫度壓力的目的。

　　消氫裝置的設置

　　作為60年代的標準設計，福島核電站針對嚴重事故工況下反應堆可能釋放出的氫氣，未安裝相應的氫氣濃度探測裝置和消氫裝置。因此，在本次事故進程中，造成1、2、3號機組最終因為氫氣濃度不斷增加而發(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的AP1000核電站，設置了較為完善的可燃氣體控制系統(tǒng)，設置了氫氣濃度監(jiān)測設備并安裝了多臺應對嚴重事故下氫氣風險的非能動氫氣復合器和點火器，從設計上消除了嚴重事故下氫燃、氫爆的風險。

　　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)的設計(IVR)，在堆芯熔化狀態(tài)通過反應堆壓力容器外部充水冷卻，保持壓力容器不被熔穿，從而實現(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，進而產(chǎn)生大量的氫氣。

　　福島核電站沒有這樣的設計。但從目前官方公布的數(shù)據(jù)和監(jiān)測結果進行分析，沒有跡象表明發(fā)生了反應堆壓力容器熔穿事故。