压水堆核电站和沸水堆核电站的区别
此次日本发生泄露的核电站为沸水堆，我国运行的核电站均为压水堆，无沸水堆。
说一下压水堆和沸水堆的区别。
简单点说就是一点区别：沸水堆的热交换只有一个回路，堆芯加热冷却水直接驱动汽轮机；压水堆的热交换有两个回路，堆芯加热冷却水，冷却水通过蒸汽交换器产生蒸汽驱动汽轮机。
带来的后果有两个：
1、沸水堆驱动汽轮机的蒸汽有放射性，一旦泄露很麻烦
2、沸水堆蒸汽回路的压力较小，所以整个蒸汽回路的抗压能力小于压水堆
BWR-沸水堆，PWR-压水堆。
沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
由于冷却剂会沸腾成为蒸汽去推动汽轮机，因此堆芯内冷却剂不断的被消耗，必须由给水系统不断的补充水，水从汽轮机处冷凝得来，由泵送回堆芯内。
由主泵提供动力保证一回路内冷却剂的流动使堆芯内热量分布均匀，并能充分带走燃料棒的热量。
由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入。
在插入过程中，平均反应性逐渐降低，但是功率峰逐渐向燃料组件顶部靠拢，因此。
在插入过程中，燃料组件顶部的温度可能是升高的。
现在来说福岛遇到的问题。
由于丧失厂内电和厂外电，泵全挂，无法对堆芯内失去的冷却剂进行补充，导致堆内水位降低。
使燃料组件裸露，此时失去冷却剂的保护，燃料棒温度肯定是骤然升高，此为一。
同时有传言说福岛电站的燃料棒没有插到位，堆没有完全停下。
那么，可能的原因是在由于电力丧失或者机械故障燃料棒行走不到位。
由于沸水堆是从堆芯底部向上插棒，那么一旦丧失动力，就会停在中间某处，使燃料棒上部反应性很大，处于高功率状态，温度也较高。
这样就会加剧燃料棒上部失去冷却剂后的恶劣情况，此为二。
现在把一和二结合起来看，就知道福岛面临很严峻的燃料组件烧毁的风险。
此时听到传言说福岛电站用人命去填，手动把控制棒顶上去了。
如果属实，则反应性消失。
面临的问题是余热导出。
总的来说，估计是实现了停堆的，不管是自动顶到底还是用人命去顶的。
如果堆没有停下，那早就烧融了。
刚开始冷却的时候，福岛电站不打算用海水淹没，企图日后恢复再生产，主要的方法是重启泵。
后来估计是失败了，就自己带了水来淹堆。
但是供水能力大概是赶不上蒸发能力，所以始终无法阻挡燃料组件露出水面的结局。
听说是总比燃料组件低50cm。
这样，本来燃料组件上部温度就比其他部分高，自然出现熔融就更快，而且高温下水与锆合金反应生成了氢气。
当包壳材料损毁后，裂变产物进入堆内水中和蒸汽中，有扩散的危险，当然蒸汽中的放射性产物是较少的。
由于福岛电站在不断的往堆内注水，使得堆内的蒸汽压力越来越高，为了防止超压爆裂，只
好开闸放气。
放气过程中氢气，水蒸气，以及蒸汽中的放射性产物进入厂房内的大气。
这时候由于意外原因，氢气发生爆炸，于是厂房被掀了。
放射性产物随之扩散。
再看压水堆。
压水堆为有两个回路。
堆芯处于一回路，在主泵的带动下，冷却剂水从堆芯下部流入，带走燃料棒的热量，从堆芯上部流出，然后进入到蒸汽发生器内，通过U形管对二回路传热。
一回路用稳压器控制回路的压力，保证水在该回路中不出现沸腾，始终保持液态。
二回路中水被U形管加热成高温高压蒸汽，送入汽轮机发电，冷凝水重新送回蒸汽发生器中。
压水堆的控制棒组件安装在堆芯上部，控制棒是自上往下插入，如果出现机械或者电气故障，可以手动将抓取器打开，让棒依靠重力落下，一插到底，消除堆内的反应性。
即使控制棒因为导向管变形卡在半路，在下插过程中，燃料组件的反应性主要集中在燃料棒下部，因此一般下部的温度会较高。
但是这样就不会出现一回路破损导致失水（LOCA）的过程中，温度高的部分首先露出水面的情况（对比沸水堆）。
如果一回路没有出现破口，则因为不存在蒸发沸腾，根本就不会失水。
就算主泵停转，由于一二回路的温度差，可以实现自然循环，照样可以带走堆芯热量，给燃料组件提供安全保障。
抢救过程中，可以用带来的应急水泵对蒸汽发生器进行喷淋，并调节稳压器压力，保证一回路不出现DNB，依靠温差实现的自然循环慢慢让堆芯降温。
压水堆相对沸水堆，可用的安全手段更多，自然也就更安全。
而我国商业化的核电站都是压水堆电站。
这些电站用于防止核泄漏的屏障为，1燃料棒包壳，2反应堆压力容器，2安全壳。
安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器，顶部呈半球形。
内径约40m，壁厚约1m，高约60～70m。
安全壳强度是按抗震I类设计。
日本的这个堆，是沸水堆中的古董，60年代设计建造，71年正式运行，很多安全设计都不具备。
与我国目前正在建造的2+代电站相比，差了不是一点半点。
而且在核安全文化上，我国强调得比福岛电站好得多。
日本的沸水堆一直有泄露的问题。