故压水堆不会发生堆芯爆炸的事故，只可能发生因冷却不足而导致的堆芯熔化事故（如美国三里岛事故）。需要特别指出的是，三里岛事故导致的放射性泄漏远小于切尔诺贝利核事故，其中最关键的原因就是RBMK堆型没有完整的安全壳，而三里岛的压水堆有个巨大且结实的安全壳，将整个反应堆用钢筋混凝土结构的巨大“壳体”完全罩住，即使发生堆芯熔化，放射性物质也会包容在“壳体”内部，不会释放到环境中。
三里岛的核电厂属于二代压水堆，而我国已建的压水堆核电厂大都为二代 三代压水堆，相比第二代核电厂，安全性又得到了极大的提升，堆芯熔化事故发生的可能性已经大幅降低。除采用更为先进的双层安全壳外，通过一系列设计改进，如：非能动热量导出系统、主管道破前漏（LBB）技术、设备抗震能力提升、高可靠性的仪控系统、主泵轴封破口消除等措施，确保反应堆即使在发生全厂断电、地震等事故时，仍可安全停堆，基于可靠的科学分析，堆芯熔化的概率已经降至1×10-6/堆 · 年以下，即100万堆年都难以发生一次堆芯熔化的事故。
△RBMK无完整安全壳
△压水堆双层安全壳
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关于“华龙一号”安全性的讨论
虽然堆芯熔化的事故已基本上不可能发生，但出于纵深防御的安全理念，在我国目前具有完全自主知识产权的“华龙一号”等三代核电厂设计中也考虑了针对堆芯熔化事故的缓解措施。这些措施大都为了保障安全壳的完好性和密封性，避免放射性物质进入环境，例如在“华龙一号”中就设置了如下措施：
•压力容器内的熔融物滞留，通过向堆腔注水并冷却反应堆压力容器外壁面实现，能够避免熔融物进入安全壳，保证安全壳底板不会被熔穿；
•设置氢气复合器，能够在不燃烧的情况下催化复合安全壳内的氢气与氧气，避免安全壳内的氢气爆炸；
•设置非能动安全壳热量导出系统，能够在安全壳密封的情况下排出安全壳内的热量，维持安全壳内压力小于其承载能力；
•双层安全壳，外层安全壳能够抵抗大飞机撞击，从而保证内层安全壳的完好、密封性；同时，两层安全壳之间的环形空间也能滞留从内层安全壳泄漏的放射性物质。
△华龙一号电厂针对严重事故的缓解策略
所有这些设计改进措施都是建立在充分的研发基础上的。为了更准确的理解事故现象和机理，同时也是为了充分验证各系统的性能，在三代堆的设计中进行了大量的理论和实验工作。
