投资建议
　　三代机规模扩大、四代机开始投运，建议关注国产替代顺利的核心设备/材料环节，关注江苏神通、钢研高纳（金属组覆盖）。乏燃料外运与后处理紧迫性逐渐凸显，存量/增量均存在较大市场，建议关注业绩逐步兑现的乏燃料运输容器及后处理厂设备商，关注景业智能、江苏神通等（机械组覆盖，完整推荐见文内）；敏捷端业务相比发电业务更高的利润率有望为核电运营带来业绩增量，建议关注已有项目落地的核电运营商，关注中国核电；核能制氢远期看具备促进核电消纳和高制氢效率两大优势，高温气冷堆并网后的高温应用值得期待，建议关注与中核集团深度合作的副产氢提供商东华能源（石化组覆盖）。
　　行业观点
　　“双碳”目标指引核电装机，代次更新带动产业升级。核电发展围绕提升机组固有安全性，通过延长寿命/简化设计/提高能量转换效率降本，“热中子堆-快堆-聚变”技术三步走及乏燃料循环利用等主要目标。作为减碳利器，22年我国核电电量占比4.98%，预计至2030年升至6.2%。三代机安全指标指数级提升、经营杠杆提升（总运营时长提升18.1万小时；年均折旧减少18.8%）；四代机原理设计改变，国内进度领先。作为大国重器，核电设备国产化率由不足1%发展到近90%，对应“十四五”国产核岛设备市场空间预计达300亿元以上。
　　乏燃料外运与后处理“0”到“1”：
　　乏燃料产量与核电发电量、机组类型有关。至22年末累计产生量约为1.1万吨；“十四五”年核准6~8台假设下，至2030年累计产生约2.6万吨，累计量年均增长10%。往后看，四代高温气冷堆单位产生量是三代机近10倍。
　　 90%已产生存量待外运、后处理。乏燃料须约8~10年在堆贮存。我们测算：（1）至2030年我国将有19台机组乏燃料贮存达到能力上限，外运刚需549.8~2091.7吨（需求低值），对应运输容器市场空间约为16.5~62.8亿元。及时清运假设下至2030年累计外运需求1650~11030吨（需求高值），对应空间约为49.5~330.9亿元。（2）至2030年后处理厂产能规模应达到235~1277吨/年，对应后处理设备市场空间175.8~954.1亿元。
　　敏捷端业务“0”到“1”：
　　三代机改造供汽和新建小堆工作已同步开展，核能供汽可提升核电效率（供电效率仅30%，直接供汽效率可达90%）、汽源清洁性；小堆技术可提升覆盖面（冷却水需求减少，内陆布局后真正释放需求空间）。
　　此为核电落地最快的新场景。中核田湾&福清改造供汽项目分别有望于23年底、24年投产供汽，享受煤价高企影响下的工业蒸汽价格红利；昌江小堆示范项目已开建、计划27年投产。
　　核能制氢“0”到“1”：
　　ESG目标驱动+化石能源/可再生能源成本相背而行，至2050年绿氢占氢能比例或将升至70%。低能耗、低边际成本（电解制氢过程电耗成本50%+，风光边际成本低于0.1元/KWh，成本优势显著）、促消纳为电解制绿氢三大有利因素。
　　其中，核能制氢两大逻辑：（1）核电边际成本高于风光水、消纳顺位靠后，制氢解决潜在的弃核问题；（2）水电解+高温蒸汽电解路线通吃，四代中高温气冷堆目前最为成熟、已有并网，伴随发电过程产生的800℃以上高温将制氢效率最高从60%提至理论上的100%（SOEC）。
　　风险提示
　　“十四五”新增核电核准不及预期风险；四代机技术突破不及预期、发电经济性验证不及预期风险；核电新应用方向拓展进度不及预期风险；乏燃料后处理设施建设进度不及预期风险等

研究报告全文：三代机规模扩大四代机开始投运建议关注国产替代顺利的核心设备材料环节关注江苏神通钢研高纳金属组覆盖乏燃料外运与后处理紧迫性逐渐凸显存量增量均存在较大市场建议关注业绩逐步兑现的乏燃料运输容器及后处理厂设备商关注景业智能江苏神通等机械组覆盖完整推荐见文内敏捷端业务相比发电业务更高的利润率有望为核电运营带来业绩增量建议关注已有项目落地的核电运营商关注中国核电核能制氢远期看具备促进核电消纳和高制氢效率两大优势高温气冷堆并网后的高温应用值得期待建议关注与中核集团深度合作的副产氢提供商东华能源石化组覆盖双碳目标指引核电装机代次更新带动产业升级核电发展围绕提升机组固有安全性通过延长寿命简化设计提高能量转换效率降本热中子堆-快堆-聚变技术三步走及乏燃料循环利用等主要目标作为减碳利器22年我国核电电量占比498预计至2030年升至62三代机安全指标指数级提升经营杠杆提升总运营时长提升181万小时年均折旧减少188四代机原理设计改变国内进度领先作为大国重器核电设备国产化率由不足1发展到近90对应十四五国产核岛设备市场空间预计达300亿元以上乏燃料外运与后处理0到1乏燃料产量与核电发电量机组类型有关至22年末累计产生量约为11万吨十四五年核准68台假设下至2030年累计产生约26万吨累计量年均增长10往后看四代高温气冷堆单位产生量是三代机近10倍90已产生存量待外运后处理乏燃料须约810年在堆贮存我们测算1至2030年我国将有19台机组乏燃料贮存达到能力上限外运刚需549820917吨需求低值对应运输容器市场空间约为165628亿元及时清运假设下至2030年累计外运需求165011030吨需求高值对应空间约为4953309亿元2至2030年后处理厂产能规模应达到2351277吨年对应后处理设备市场空间17589541亿元敏捷端业务0到1三代机改造供汽和新建小堆工作已同步开展核能供汽可提升核电效率供电效率仅30直接供汽效率可达90汽源清洁性小堆技术可提升覆盖面冷却水需求减少内陆布局后真正释放需求空间此为核电落地最快的新场景中核田湾福清改造供汽项目分别有望于23年底24年投产供汽享受煤价高企影响下的工业蒸汽价格红利昌江小堆示范项目已开建计划27年投产核能制氢0到1ESG目标驱动化石能源可再生能源成本相背而行至2050年绿氢占氢能比例或将升至70低能耗低边际成本电解制氢过程电耗成本50风光边际成本低于01元KWh成本优势显著促消纳为电解制绿氢三大有利因素其中核能制氢两大逻辑1核电边际成本高于风光水消纳顺位靠后制氢解决潜在的弃核问题2水电解高温蒸汽电解路线通吃四代中高温气冷堆目前最为成熟已有并网伴随发电过程产生的800以上高温将制氢效率最高从60提至理论上的100SOEC十四五新增核电核准不及预期风险四代机技术突破不及预期发电经济性验证不及预期风险核电新应用方向拓展进度不及预期风险乏燃料后处理设施建设进度不及预期风险等敬请参阅最后一页特别声明1内容目录1安全为首核电发展围绕3个目标511发展目标之一安全性512发展目标之二经济性513发展目标之三可持续62减碳利器我国核电发展加速73大国重器核产业升级与代次更新同步931三代机升级安全性指数提升经营杠杆提升932国产替代百亿市场设备端业绩优先兑现1133四代机升级技术要求提高我国进展顺利124场景已现未来核电的0到11541乏燃料外运后处理0到1展望千亿市场1542敏捷端业务0到1进展最快的新场景1943核能制氢0到1充分发挥高温优势225投资建议266风险提示28图表目录图表1核安全事故定级及事故机组分布情况5图表2各类型反应堆组件情况6图表3反应堆冷却剂出口温度及能量转换效率6图表4各类型反应堆燃料类型及利用率7图表520082022年我国新核准机组情况7图表620072022年我国核电在建容量情况7图表71980年至今核电强国美法中核电电量情况8图表8美法中在运在建核准机组情况截至5M228图表9至2030年我国核电装机及增速预测9图表10至2030年我国核电发电量及占比预测9图表11世界各国发电结构占比9图表12各类电源全生命周期CO2排放量gkWh9图表13三代机主要类型和特点10图表14二代机与三代机多维对比10图表15核电发电成本构成11敬请参阅最后一页特别声明2图表16二三代机组年均折旧对比11图表17我国核电站国产化率水平11图表18核电站价值拆分11图表19核电设备价值拆分12图表20核岛设备价值拆分12图表21核电产业链主要材料设备企业1821年营收增速情况12图表22核电技术路径图谱13图表23第四代国际核能论坛GIF选定的六种四代反应堆比较13图表24三代机与四代机多维对比14图表25高温气冷堆工作示意图14图表26包覆燃料颗粒结构示意图14图表27华能石岛湾高温气冷堆已于21年并网成功15图表28核电余热用途广泛15图表29我国四代核电进展情况15图表30至2030年预计我国乏燃料累计产生量约26万吨16图表31我国采用闭式循环后处理路线16图表32核电站闭式燃料循环示意图17图表33多个闭式处理国家乏燃料处理能力已高出最新年产生量17图表342030年前满堆机组外运后处理乏燃料需求情景分析18图表352030年前所有机组外运后处理乏燃料需求情景分析19图表36基金实际支出低于预算及收入19图表37储运环节支出占比高19图表38核能供汽工作示意图20图表39我国核能供汽项目进展情况20图表40中国大陆小型模块化反应堆现状21图表412017-2021年中国工业蒸汽行业消费量及同比增速万吉焦21图表422017-2021年中国工业蒸汽行业市场规模及同比增速亿元21图表43中国工业蒸汽行业竞争格局22图表44山东滕州动力煤坑口价Q550022图表45工业蒸汽价格随煤价上浮22图表46制氢结构优化空间较大23图表47光伏电解路线全生命周期能耗水平显著更低23图表48电解制氢路线电耗成本占大头24图表49各类电源度电成本比较24图表50各类电源类型发电成本构成24敬请参阅最后一页特别声明3图表51午时光伏发电较多而电力负荷处在低谷值出现报零价山西现货市场情况25图表52核能制氢的主要路径25图表53超高温气冷堆冷却剂出口温度达900100026图表54高温特点适配HTSE路线26图表55HTSE路线采用SOEC凸显高转换效率优势26图表56建议关注公司归母净利润及EPS情况28敬请参阅最后一页特别声明411发展目标之一安全性过往重大核事故机组均为二代机1990年国际原子能机构IAEA牵头编制了国际核事件分级表INES对核安全事故进行整理分析3级及以上事故机组均为二代机燃料损坏事故后辐射释放等影响指标因此成为后续三代机升级的主要方向核安全事故尚无法完全规避重在提升固有安全性即异常工况时只依赖于反应堆的自然安全性依赖更优的原理设计和非能动安全性尽量减少人工介入控制反应性或移出堆芯热量使核电站反应堆趋于正常运行和安全停堆三代机升级上世纪90年代美欧总结核事故教训后制定了美国核电用户要求文件URD和欧洲核电用户要求文件EUR安全性目标是推动先进轻水堆ALWR三代机计划的最重要因素包括升级为更简化的系统非能动电站AP1000或提供更多的冗余改进型能动电站EPR四代机升级2001年由美国牵头组织的第四代核能系统国际论坛GIF提出四代机升级目标从冷却剂高温气冷堆气冷代替水冷反应原理快中子堆代替热中子堆层面进一步提升自然安全性图表1核安全事故定级及事故机组分布情况级厂外影响放射性说明厂内影响实例机组别物质向外释放放射性大量释放1986年苏联切尔诺贝利核电站现属乌克兰事故燃料熔化起火第二代7特大事故大范围的健康和环2011年日本福岛第一核电站事故燃料损坏辐射释放和疏散第二代境影响放射性明显释放1957年苏联基斯迪姆后处理装置现属俄罗斯事故克什特姆核6重大事故全面执行地方应急第二代事故后处理厂临界事故计划的防护措施放射性有限释放1957年英国温思乔火灾温茨凯尔反应堆事故军事第二代具有厂外风堆芯放射性屏障损5部分执行应急计划险的事故坏1979年美国三哩岛核电站事故燃料熔化第二代的防护措施堆芯放射性屏障发1969年法国圣洛朗核电厂事故燃料破裂第二代没有明显场放射性少量释放生明显损坏一个工1980年法国圣洛朗核电厂事故石墨过热第二代4外风险的事公众剂量相当于规作人员受到致死剂故定限定值1999年日本东海村JCO临界事故实验反应堆燃料装置临界事故第二代量1989年西班牙范德略斯核电厂事件汽轮机火灾第二代放射性极少量释污染严重扩散一个2002年美国戴维斯-贝斯反应堆事件严重腐蚀第二代放公众剂量相当3重大事件工作人员产生急性2003年匈牙利保克什核电站事件燃料损坏第二代于规定限值的一小放射性效应2011年日本福岛第二核电站事件12号机组冷却中断第二代部分2011年日本福岛第二核电站事件4号机组燃料池过热第二代污染明显扩散一个2事件无工作人员受到过量照射1异常无无0偏差无无来源世界核协会国金证券研究所12发展目标之二经济性核电经济性高于化石能源发电但与其他可再生能源作比成本仍高仍有技术降本空间三代机升级延长寿命降本核电度电成本中固定资产折旧成本占比近40是成本敬请参阅最后一页特别声明5大头三代机总运营时长提升181万小时年均折旧下降188详见后文四代机升级简化设计降本和传统压水堆相比超高温气冷堆中不使用中子吸收棒压力容器中的机械装置超临界水冷堆采用直接燃料循环工作方式不需要蒸汽发生器和稳压器同时在输出功率相同的条件下超临界水冷堆只有一般反应堆的一半大小熔盐堆在保证能量转换效率的情况下不使用厚壁压力容器建造成本大大降低图表2各类型反应堆组件情况反应堆类型主要组件堆芯主要组件反应堆堆芯裂变提供热量压核燃料组件控制棒组件固体可燃毒物组件阻力塞组压水堆力容器主泵蒸汽发生器等件中子源组件等反应堆堆芯压力容器主泵核燃料组件控制棒组件不锈钢屏蔽组件硼屏蔽组件钠冷快堆蒸汽发生器等中子源组件等反应堆堆芯中间热交换器主铅冷快堆核燃料组件控制棒组件中子源组件等泵压力容器蒸汽发生器等气冷快堆超高温气冷堆反应堆堆芯主泵卸料管等球床型棱柱型燃料组件控制棒组件等超临界水冷堆反应堆堆芯主泵等燃料组件控制棒组件石墨反射体组件等熔盐堆反应堆堆芯主泵等控制棒组件等来源中国科学院国金证券研究所四代机升级提高能量转换效率降本第四代发展的核能反应堆冷却剂出口温度均高于压水堆能量转换效率也显著提升压水堆的能量转换效率约为327熔盐堆能量转化效率达46熔盐冷却剂热容量大能够获得更高的能量转换效率图表3反应堆冷却剂出口温度及能量转换效率12005010004580040600354003020025020来源中核战略规划研究院国金证券研究所13发展目标之三可持续核电终局是聚变逐步减轻对天然铀资源需求1983年6月我国确立了核能发展三步走压水堆快堆聚变堆的战略第一步是发展以压水堆为代表的热中子反应堆主要使用铀资源中储备占比07的铀235不能增殖第二步是发展快中子反应堆如四代核电6条路线中的钠冷快堆铅冷快堆气冷快堆使用铀资源中占比993的铀238和资源总量更多的钚将天然铀资源的利用率由热中子堆的12提高至6070降低燃料消耗第三步是发展可控聚变堆技术与裂变能源相比聚变能源产生的放射性废物总量少敬请参阅最后一页特别声明6且不产生长寿命放射性核素处置更加容易图表4各类型反应堆燃料类型及利用率反应堆类型燃料类型燃料利用率压水堆铀235含量为3-5的低浓铀1-2钠冷快堆铀钚混合氧化物燃料钚239铅冷快堆60-70铀238气冷快堆超高温气冷堆高浓二氧化铀超临界水冷堆熔盐堆反应堆堆芯主泵等来源中科院国金证券研究所四代机核心理念乏燃料循环利用即采用闭式循环将乏燃料送往后处理设施并从废物中回收铀和钚大幅降低地质处置废物的体积利用嬗变技术缩短其危害持续时间解决铀资源利用最优化和放射性废物最小化两大问题详见后文当前我国核电发展土壤优渥上世纪50年代开始欧美国家逐步将核能技术从军用部分转于民用60年代末70年代初即制定了大量核电发展计划二代机在此背景下大量建设2000年以前美法两国已经拥有了较为庞大的核电规模而建设断档期的出现使得近两年美国法国两大传统核电强国核电增速下滑相反我国核电起步较晚在十三五短暂停滞后当前正处于加速发展的第四阶段第一阶段2011年至2014年日本福岛核泄漏国内核电审批速度放缓乃至暂停第二阶段2015年十二五规划收官之年透露年内68台核电机组开工随后8台新机组审批通过核电重启预期升温第三阶段2016年至2018年国内三代核电先前无商运投产案例审批谨慎无新核电机组报批第四阶段2019年至今三代核电项目落地核准加速图表520082022年我国新核准机组情况图表620072022年我国核电在建容量情况新核准机组数量台我国核电在建容量GW1614401435121030108258662056441543102000000500来源Wind国金证券研究所来源Wind国金证券研究所敬请参阅最后一页特别声明7图表71980年至今核电强国美法中核电电量情况核电发电量-美国核电发电量-法国核电发电量-中国YOY-世界YOY-美国YOY-法国YOY-中国900708006070050406003050020400103000200-10100-200-301989A1997A2005A1981A1982A1983A1984A1985A1986A1987A1988A1990A1991A1992A1993A1994A1995A1996A1998A1999A2000A2001A2002A2003A2004A2006A2007A2008A2009A2010A2011A2012A2013A2014A2015A2016A2017A2018A2019A2020A2021A1980A来源Wind国金证券研究所中国核电规模将实现赶超2019年起我国核电发展进入第四阶段1920年年核准新机组4台21年政府工作报告提出积极有序发展核电同年核准5台机组22年两批次共核准10台机组超出预期核电机组审批和开工的节奏明显加快根据中国核能行业协会发布的中国核能发展与展望2021预计在20222025年间我国有望年均核准7-8台机组当前我国在运在建核准机组总数已超过法国仅次于美国图表8美法中在运在建核准机组情况截至5M22容量-在运机组万千瓦容量-在建机组万千瓦容量-核准机组万千瓦在运在建核准机组总数座1200010090100008070800060600050404000302020001000美国法国中国来源中核战略规划研究院国金证券研究所双碳目标下核电占比将稳步提升2030年发电量占比有望升至622022年我国在运核电机组总装机容量56986万千瓦核电发电量41779亿kWh占全国总发电量的498参考中国核能发展报告并根据年用电量需求及风光水生物质能潜在可供电量分析我们将核电视作为火电以外的稳定补缺口电源预计至2030年核电装机超1亿千瓦核能年发电达7692亿kWh占电力总供应62敬请参阅最后一页特别声明8图表9至2030年我国核电装机及增速预测图表10至2030年我国核电发电量及占比预测核电装机容量万千瓦YOY核电发电量亿kWh核电发电占比1200030900078000100002567000800020600055000460001540003400010300022000200051000100002021A2015A2016A2017A2018A2019A2020A2022A2023E2024E2025E2026E2027E2028E2029E2030E2016A2017A2018A2019A2020A2021A2022A2023E2024E2025E2026E2027E2028E2029E2030E2015A来源中电联国金证券研究所来源中电联国金证券研究所全球核电平均发电占比106低碳基荷优势突出国内远期装机空间仍大全球范围内核电电量占比更高两大优势突出1低碳优势核电全生命周期的总碳排放量较少仅为29gkWh为煤电度电碳排放的28也低于光伏和生物质发电且运行过程中不产生直接的碳排放2基荷优势核电具有密度高出力稳定的突出优势可独立承担基础负荷图表11世界各国发电结构占比图表12各类电源全生命周期CO2排放量gkWh1200453934035100030229258002016015106600104149540002000煤电气电光伏生物质核电水电风电来源Wind国金证券研究所来源Wind国金证券研究所31三代机升级安全性指数提升经营杠杆提升改革型能动和先进型非能动核电站是三代核电主力堆型相比二代核电原理设计相同但从不同方向上提高了核电安全标准1EPR重在做加法增加安全系统的冗余性2AP1000重在做减法突出非能动安全性降低人因错误3我国华龙一号采用能动非能动以非能动安全系统作为能动安全系统的补充敬请参阅最后一页特别声明9图表13三代机主要类型和特点类型主要堆型特点采用先进堆芯设计内置式再循环泵电力水力组合的控制棒驱动机构三先进沸水堆ABWR改革型能动核电站个独立的应急堆芯冷却和余热排出系统欧洲压水堆EPR设有严重事故预防与缓解措施先进的仪控设计较高的安全性和经济性反应堆冷却剂系统与主要设备采用成熟设计非能动设计提高安全性与经济性先进型非能动核电站非能动先进压水堆AP1000设有严重事故预防与缓解措施采用模块化建造技术提出能动和非能动相结合的安全设计理念采用177个燃料组件的反应堆能动与非能动相结合的核电站华龙一号HPR1000堆芯多重冗余的安全系统单堆布置双层安全壳全面平衡贯彻了纵深防御的设计原则设置了完善的严重事故预防和缓解措施等来源CNKI核电周刊国金证券研究所三代核电安全性指标提升一个数量级三代机的反应堆堆芯损坏概率从原先二代核电要求的1010-4堆年降低到1010-5堆年大量放射性释放概率从原来的1010-5堆年降低到了1010-6堆年我国首个采用三代核电技术的项目是浙江三门核电1号机组中国核电项目采用的是美国开发的AP1000堆型这也是AP1000的全球首堆图表14二代机与三代机多维对比比较维度指标二代机组三代机组建造成本12-13万kwh约16万kwh使用寿命40-60年60-80年经济性大修周期12-18个月18-24个月日常大修天数30天5年10大修用时22-23天年大修或首次大修45-60天反应堆堆芯损坏概率1010-4堆年1010-5堆年安全性大量放射性释放概率1010-5堆年1010-6堆年可持续性放射性废物排放量多少来源中国核电公司公告国金证券研究所经营杠杆提升三代核电经济性更佳寿命延长大修减少总运营时长提升181万小时二代机组使用寿命为40-60年三代机组为60-80年较二代机组提升50检修周期也由二代机组的12-18个月大修一次延长至18-24月相应的检修用时也从30-60天缩短至22-23天在仅考虑年度大修并假设运行寿命为60年检修周期为18个月检修用时为22天的情况下一台三代核电机组较二代机组的全生命周期运行时长将增加约251个月折合181万小时增幅高达566按照目前电价来算每台机组能合计额外产生240亿营收年均折旧减少188核电运营具有显著的重资产特性在成本构成中固定资产折旧占比达到391根据中国核电2020年年报数据显示使用M310二代机组的田湾56号机组项目单机装机规模为1118万千瓦造价约合3079亿元若按40年生命周期计算年均折旧为3442元kw而使用华龙一号三代机组的福清56号机组项目单机装机规模1166万千瓦造价约合3896亿元若按60年生命周期计算年均折旧2796元kw较二代机组年均折旧下降188敬请参阅最后一页特别声明10图表15核电发电成本构成图表16二三代机组年均折旧对比年均折旧左轴元kw降幅右轴145度电固定资产折旧成40045本35040度电燃料成本3003511839130250度电运行维护成本2520020度电人员成本1501513510010度电其他成本50521100二代40年三代60年二代60年三代80年来源中国核电公告国金证券研究所来源中国核电公告国金证券研究所32国产替代百亿市场设备端业绩优先兑现核岛设备高技术壁垒三代核电发展带动百亿国产替代市场我国核电站设备国产化率水平由1994年大亚湾核电的不足1发展到华龙一号近90三代核电多数核心设备已成功实现了国产化19年起核电重启为国内核电设备龙头带来了发展红利从价值量拆解来看核电设备价值占机组比例约50核岛占核电设备价值的52左右往后看在当前国产化率水平下假设十四五期间年核准新建68台按照三代机组单台120万千瓦单位成本18万元KW测算对应核岛设备新增市场空间在33694493亿元考虑国产化率90对应国产核岛设备市场空间约为30324044亿元图表17我国核电站国产化率水平图表18核电站价值拆分10090我国核电站国产化率水平80其他70106050403020核电设备10500核电基建40来源中国核电公告中国广核公告国金证券研究所来源中国核电公告中国广核公告国金证券研究所敬请参阅最后一页特别声明11图表19核电设备价值拆分图表20核岛设备价值拆分压力容器辅助设备322主管道及热交换器20423蒸汽发生器6核级阀门8冷却主泵堆内构件核岛设备控制棒驱动机构521220核燃料传送机常规岛设核级线缆备17稳压器28来源中国核电公告中国广核公告国金证券研究所来源中国核电公告中国广核公告国金证券研究所核电设备国产替代核心企业的业绩兑现较好1821年期间国内核电装机容量由447GW升至53GWCAGR为59由于三代机组从核准至投运的建设周期通常在45年设备端业绩兑现快于下游运营商同时随着对高技术壁垒高价值量设备的国产替代进行核心企业同期营收增速更高图表21核电产业链主要材料设备企业1821年营收增速情况产业链环节主营产品公司名称营收CAGR18A21A合金材料大西洋102钠金属中盐化工106钢金属久立特材137材料端核密封产品中密控股171合金材料钢研高纳309锆金属东方锆业367合金材料光智科技701冷却主泵蒸汽发生器压力容器控制棒驱动机构堆内构件上海电气91核阀门纽威股份125冷却主泵蒸汽发生器压力容器稳压器东方电气159冷却主泵蒸汽发生器哈电集团159设备端DCS控制系统广利核159安全壳中国核建176核阀门乏燃料处理江苏神通206压力容器主管道中国一重301控制棒驱动机构浙富控股1340来源Wind国金证券研究所33四代机升级技术要求提高我国进展顺利第四代国际核能论坛GIF选定了六种四代反应堆型包括三种热中子堆和三种快中子堆三种热中子堆分别是超临界水冷堆SCWR超高温气冷堆VHTR和熔盐堆MSR其中SCWR是唯一入选的水冷堆路径MSR是唯一入选的以钍代替铀作为核燃料的路径三种快中子堆分别是钠冷快堆SFR铅冷快堆LFR和气冷快堆GFR差异主要体现在冷却剂的选择总体上四代机相比三代机在原理设计层面的改变巨大且路径选择也更多敬请参阅最后一页特别声明12图表22核电技术路径图谱来源CNKI国金证券研究所图表23第四代国际核能论坛GIF选定的六种四代反应堆比较类型中子能谱冷却剂燃料循环出口温度钠冷快堆SFR快钠闭式550铅冷快堆LFR快铅闭式550800气冷快堆GFR快氦闭式850超临界水冷堆SCWR热快水开式闭式510550超高温气冷堆VHTR热氦开式1000熔盐堆MSR热熔盐闭式700800来源世界核协会国金证券研究所四代核电安全性经济性可持续性指标有望再提升1安全性与三代机组相比四代机组要求堆芯损坏频率更低从1010-6堆年下降至1010-6堆年且必须证明不会发生堆芯严重损坏此外与三代机组相比四代机要求任何事故都不会对电站外造成影响2经济性通过系统简化四代机有望在投资运维成本及建设周期上均有优化3可持续性快堆的应用大幅减少铀235需求敬请参阅最后一页特别声明13图表24三代机与四代机多维对比比较维度指标三代机组四代机组目标和要求1300百万千瓦的大型核电站投资美元千瓦1000147560万千瓦的中型核电站54百万千瓦的大型核电站36经济性建造周期月4260万千瓦的中型核电站从第一罐混凝土到反应堆启动试验从第一罐混凝土到商业运行13百万千瓦的大型核电站运行和维修费美分千瓦时101660万千瓦的中型核电站1010-6堆芯损坏频率1堆年1010-5需证明不会发生堆芯严重损坏安全性1010-6严重事故放射性物质释放频率1对于非能动核电站只需提供简单的厂外应急计不会有超标的厂外释放无需厂外响应堆年划可持续性铀235需求多快堆大幅减少来源CNKI国金证券研究所四代核电总体仍处于技术突破阶段高温气冷堆成熟度最高根据我国高温气冷堆技术及产业化发展介绍其有安全性提升技术升级主要体现在燃料元件冷却剂与慢化剂的选择与结构设计两方面1燃料元件采用碳化硅球外壳包覆燃料颗粒2冷却剂使用氦气惰性气体替代水3慢化剂采用熔点3000以上的石墨替代水4结构设计上端进料下端卸料无需停堆换料安全性能提升体现在1模块化小堆石墨吸热避免停堆后的持续升温福岛核电站事故原因2包覆颗粒燃料结构固锁放射性裂变产物避免放射性物质泄漏3可控制进料进度不必一次性放入过量燃料有效控制反应图表25高温气冷堆工作示意图图表26包覆燃料颗粒结构示意图来源CNKI国金证券研究所来源NGNP国金证券研究所我国高温气冷堆技术及安全水平居于世界前列高温余热工业用途广泛目前中国自主研发的世界首座具有第四代核电特征的高温气冷堆核电站-华能石岛湾核电项目已于2021年12月首次并网成功高温气冷堆利用其高温特性打开了核能应用未来的想象空间有望在工业供汽抽汽供热海水淡化制氢同位素生产等方面拓展更多应用场景敬请参阅最后一页特别声明14图表27华能石岛湾高温气冷堆已于21年并网成功图表28核电余热用途广泛20001800温度16001400120010008006004002000来源中国核电公司公告国金证券研究所来源中科院国金证券研究所武威钍基熔盐堆已完工霞浦钠冷快堆23年有望并网钍基熔盐堆在冷却剂选择上摆脱对水的依赖是内陆核电发展的关键技术同时也具有较高的出口温度未来余热综合利用前景广阔快堆是我国热中子堆-快中子堆-聚变发展三步走的主线发展任务2010年中国首个钠冷快堆中国实验快堆CEFR达到首次临界并于2011年7月成功并网2020年12月中核集团霞浦示范快堆2号机组单机容量60万千瓦正式开建预计1号机组2023年建成投产2号机组2026年建成投产图表29我国四代核电进展情况堆型项目研究机构项目进度华能石岛湾高温气冷2021年12月首次并网发电2022年高温气冷堆VHTR华能集团中核集团清华大学堆项目12月首次实现双堆初始满功率运行福建霞浦钠冷快堆项中核集团中国原子能科学研究2017年工程开工预计2023年建成钠冷快堆SFR目院投产甘肃武威钍基熔盐堆2021年5月主体工程已基本完工熔盐堆MSR中科院上海应用物理研究所项目2021年9月启动调试来源中核集团国金证券研究所41乏燃料外运后处理0到1展望千亿市场乏燃料产生规模加速扩大核能发电产生的未燃尽核燃料称为乏燃料在运转一个发电循环后机组会进行换料大修以新燃料组件替换乏燃料组件根据中国核能行业协会数据乏燃料单位产生量约02-025吨万千瓦取中值023吨万千瓦对应截至2022年的累计产生量为11万吨年产生约1300吨前述装机假设下至2030年累计产生约26万吨年产生约2400吨随新机组核准加速乏燃料累计产生量也将保持10以上的年增长四代高温气冷堆由于能源密度低和固有安全性的原因单位产生量1898吨万千瓦是普通压水堆的近10倍十四五期间如按计划开工3台600MW的高温气冷堆机组运营后2030年前后每年将额外产生626吨乏燃料敬请参阅最后一页特别声明15图表30至2030年预计我国乏燃料累计产生量约26万吨累计乏燃料产生量YOY3000012025000100200008015000601000040500020002012A2013A2001A2002A2003A2004A2005A2006A2007A2008A2009A2010A2011A2014A2015A2016A2017A2018A2019A2020A2021A2022A2023E2024E2025E2026E2027E2028E2029E2030E2000A来源CNKI国金证券研究所90已产生存量待外运后处理乏燃料属于高放废料须经过约810年的在堆贮存方可使其自身衰变热达到外运条件通常需满足乏燃料运输容器要求限值外运至离堆贮存场所或后处理场所因此外运条件不成熟外运处理技术不成熟等多因素影响下目前近90已产生的乏燃料仍在堆贮存随着外运条件达成以及堆内可贮存空间日益减少乏燃料外运需求凸显对应特殊运输容器等设备的市场空间已打开我国选择采用闭式循环后处理路线任重道远2017年国务院正式批复核安全与放射性污染防治十三五规划及2025远景目标确立了我国采用乏燃料后处理的闭式核燃料循环政策十四五规划中继续提及建设核电站中低放废物处置场建设乏燃料后处理厂闭式循环路线即是对乏燃料的循环利用存在较高的技术难度但属军民两用技术图表31我国采用闭式循环后处理路线处置类别处置方式采用国家按高放射性废物的处置方法经开式循环一次通过式冷却和特殊包装后长期贮存或美国加拿大西班牙瑞典芬兰等进行5001000米的深埋分离出中低放射性物将二氧化中国俄罗斯法国英国日本印闭式循环乏燃料循环利用铀核芯进入乏燃料后处理主工度等艺进行处理暂存810年堆内贮存离堆贮存来源CNKI国金证券研究所敬请参阅最后一页特别声明16图表32核电站闭式燃料循环示意图容量-在运机组万千瓦容量-在建机组万千瓦容量-核准机组万千瓦在运在建核准机组总数座1200010090100008070800060600050404000302020001000美国法国中国来源中国科学院国金证券研究所我国后处理产能亟待提升中试厂二期设备招采已开展乏燃料后处理属于高精尖技术处理厂建设需耗时10年目前法国日本印度等国乏燃料后处理产能已可覆盖最新年产生量而我国仅有中核四0四所于2010年投产的中试厂产能50吨年根据中核集团于学术期刊上发布的乏燃料后处理的大厂梦一文提到解决当前产能瓶颈应尽快将中试厂二期扩产至200吨年相关设备招采信息也已于公开渠道披露远期看仍需展望800吨年大型商用处理厂的建设图表33多个闭式处理国家乏燃料处理能力已高出最新年产生量乏燃料产生量吨乏燃料处理能力吨180016001400120010008006004002000法国中国日本俄罗斯印度英国来源国家能源局Wind国金证券研究所注日本六所村处理厂计划23年投产英国塞拉菲尔德处理厂已过使用寿命已关停2030年前满堆机组乏燃料外运刚性需求测算需求低值假设1每年乏燃料单位产生量为023吨万千瓦2乏燃料最少留堆时长为8年在贮存能力充足情况下假设分别贮存101520年假设统一于满堆后外运符合条件的存量乏燃料注贮存能力不足以支持长时在堆贮存情况下假设最少仅外运符合条件的乏燃料一年产出量3暂不考虑堆内贮存场地扩容结论1在堆乏燃料贮存多久取决于外运条件衰变性和放射性降低至可外运水平堆型可容纳能力也取决于站外接收能力离堆贮存场地后处理场地但总体上满堆后即存在外运处置的刚性需求2我国早期投运的大亚湾电站田湾电站分别采用M310和VVER-1000堆型投运时间较早且乏燃料在堆贮存能力较低因此乏燃料外运处理矛盾已经突出往后看至2030年我国将有19台机组乏燃料贮存达到能力上限离堆贮存或进入后处理敬请参阅最后一页特别声明17工厂均带来外运的刚性需求至2030年19台机组合计外运需求量范围为549820917吨对应运输容器市场空间约为165628亿元图表342030年前满堆机组外运后处理乏燃料需求情景分析至堆满年份应外运处理乏燃料吨机组名称乏燃料贮存能力年在堆贮存8年必要在堆贮存10年可选在堆贮存15年可选在堆贮存20年可选2003年大亚湾1号机组104532262262262004年大亚湾2号机组104532262262262014年田湾1号机组82442442442442015年田湾2号机组82442442442442022年岭澳1号机组20273222771139228岭澳2号机组20273222771139228秦山二期1号机2018491541771154组2024年秦山二期2号机2018491541771154组2025年田湾3号机组82592592592592026年秦山一期1号机352174201316101208组田湾4号机组82592592592592028年海阳1号机组10575288288288海阳2号机组10575288288288三门1号机组10575288288288三门2号机组10575288288288田湾5号机组82572572572572030年岭东1号机组20300625051252250秦山二期3号机2018491541771154组田湾6号机组8257257257257总计2091716817105735498来源CNKI国金证券研究所注贮存能力不足以支持长时在堆贮存情况下假设最少仅外运乏燃料一年的产出量2030年前所有机组乏燃料外运后处理需求测算需求高值假设1每年乏燃料单位产生量为023吨万千瓦2乏燃料最少留堆时长为8年在贮存能力充足情况下假设分别贮存101520年假设每年对满足外运条件的乏燃料进行及时外运3针对外运需求测算考虑存量问题针对后处理需求测算出于实际考量仅考虑对应年份当年产生的新增量4暂不考虑堆内贮存场地扩容敬请参阅最后一页特别声明18结论1外运需求相比满堆清运在及时清运假设下涉及的机组数量增多各年外运需求翻倍增长至2030年累计外运需求范围为165011030吨对应运输容器市场空间约为4953309亿元2后处理需求由于仅考虑后处理厂解决增量问题至2030年后处理厂产能规模应达到2351277吨年对应后处理设备投资的市场空间17589541亿元后处理设备投资单价参考景业智能招股说明书图表352030年前所有机组外运后处理乏燃料需求情景分析2022A2023E2024E2025E2026E2027E2028E2029E2030E装机容量万千瓦5553584264217000738579858825966510465乏燃料单位产生量吨万千瓦023当年乏燃料产生量吨127713441477161016981836203022232407累计乏燃料产生量吨110301237413851154611715918996210262324925655累计-在堆贮存8年吨3010363544095233626073818528975311030假设需解决累计-在堆贮存10年吨221225483010363544095233626073818528存量问题累计-在堆贮存15年吨102012171415165019232212254830103635外运累计-在堆贮存20年吨1993425026628221020121714151650当年-在堆贮存8年吨46262577482410271121114712251277假设仅解决当年-在堆贮存10年吨289336462625774824102711211147增量问题当年-在堆贮存15年吨198198198235273289336462625后处理当年-在堆贮存20年吨103142160160160198198198235来源CNKI国金证券研究所乏燃料处理处置基金模式启用目前我国乏燃料处理处置基金属于财政资金对投入商运五年以上压水堆机组按0026元千瓦时按实际上网电量征收根据规则目前我国基金年度预算优先安排乏燃料运输离堆贮存后处理高放射物处理处置再安排后处理厂建设过去实际支出大幅低于预算且储运环节支出较大当前用于后处理的支出扩大乏燃料后处理问题屡被提及但由于技术不成熟等多方因素实际开展不及预期资金效率不高但从近两年数据看随着乏燃料待处理量积累建厂已迫在眉睫后处理环节的支出占比有所扩大图表36基金实际支出低于预算及收入图表37储运环节支出占比高乏燃料处理处置基金实际支出亿元其他实际支出建设后处理设施等乏燃料处理处置基金预算支出亿元乏燃料离堆贮存实际支出亿元乏燃料处理处置基金收入亿元乏燃料运输实际支出亿元120YOY166001001450080124001030060820040610040202-10000-200来源CNKI国金证券研究所来源NGNP国金证券研究所42敏捷端业务0到1进展最快的新场景敏捷端业务剑指供汽供热等供电以外的新场景先确定项目开发方向再逐步实现敬请参阅最后一页特别声明19产业化实现技术上看核能供汽主要是从核电机组的二回路抽取蒸汽作为热源经过多级换热最后经工业用汽管网将蒸汽传递至工业用户以中核田湾电站供汽改造后的工作流程为例1一回路是在核岛内进行的核反应一回路吸收核反应产生的热量后将二回路内的水变成蒸汽2二回路即常规岛在核能发电时二回路的蒸汽在汽轮机膨胀做功透平发电通过管道改造部分蒸汽前往三回路3三回路即工业蒸汽回路来自二回路的蒸汽会将三回路中的已淡化海水加热形成满足石化产业园参数要求的工业蒸汽最终经三回路管网传送到用汽端图表38核能供汽工作示意图来源交汇点新闻网国金证券研究所三代机改造供汽和新建小堆工作已同步开展核能供汽可提升核电效率汽源清洁性小堆技术可提升覆盖面中核田湾福清改造供汽项目稳步推进由中核集团推动田湾核电蒸汽供能项目有望于2023年底投产供汽福清核电一期清洁供汽工程有望于2024年具备供汽能力改造供汽提升核电效率提高园区用能清洁性核电转化成电能效率只有30而直接供汽的效率能达到90核能清洁蒸汽综合碳排显著更优图表39我国核能供汽项目进展情况类型项目技术原理项目进度以田湾核电34号机组蒸汽作热源设计上采用核电厂一回路与二回路二田湾核电蒸汽供能预计2023年底投产回路与工业蒸汽回路的双重隔离在物理隔绝的情况下通过多级换热最终项目供汽改造项目通过工业用汽管网将蒸汽输送至连云港石化产业基地进行工业生产利用福清核电一期清采用行业成熟的汽汽换热技术在核电厂蒸汽与外供蒸汽完全物理隔离的预计2024年具备供洁供汽工程情况下实现向园区供应零碳清洁蒸汽汽能力昌江核电小堆示范采用中核集团玲龙一号ACP100技术ACP100技术是中核集团自主研发并具有新建项目预计2027年投运项目自主知识产权的多功能模块化小型压水堆堆型来源国家核安全局全国能源信息平台国金证券研究所中核昌江小堆项目已开建减少地理限制有望扩大核能供汽覆盖面国际原子能机构IAEA将电功率在300MW以下的核电机组定义为小型堆SMR中核集团已经开始建设海南昌江核电小堆示范项目预计2027年投运未来小堆或将以供汽作为单一目标覆盖内陆供汽需求小堆对冷却水要求更低由于堆芯较小小堆可以采用一体化设计压力容器内部一回路冷却剂总量超过采用外部冷却回路的传统设计大幅提升了系统的热容量和热惯性截止2022年12月份我国内地在役运行的53及在建20个核反应堆均滨海而建核电站与用汽园区的地理阻隔是限制现有机组供汽改造的最大困扰可依园区建设才能真正打开需求空间敬请参阅最后一页特别声明20