安全为基，核电产业稳步发展。由于核电的特殊属性，我国核电项目均需经国务院的核准，所以国内核电产业发展对政策及政府态度的依赖较大。核电安全性是影响政府政策导向的关键因素，我国最新核准的山东石岛湾、福建宁德、辽宁徐大堡核电项目要求“按照全球最高安全要求建设”、“确保万无一失”。核安全事故往往会造成世界范围内的核电发展停滞，如2011年福岛核事故致使世界多个国家暂缓核电项目建设，我国也宣布暂停所有核电项目的审批。目前政策保持对核电支持的导向，近年来国内核电复苏态势明显，2022年初国家发展改革委和国家能源局印发《“十四五”现代能源体系规划》，要求积极安全有序发展核电，当年的二十大报告中延续了这一表述。国内在经历2016-2018年连续3年核电项目0核准后，2019年核电产业开始复苏，2019-2022年不断有新的核电项目得到核准，2022年获核准的核电数量更是达到10台，为2008年以后的最高峰。2023年截至7月份，我国核准核电机组数量为6台。
　　四代核电渐行渐近，国内相关技术走在世界前列。四代核电与三代方案以及概念完全不同，它不是在第三代技术基础上的延伸，而是根本性革命性的变化。第四代核反应堆是目前正在研发的、在反应堆概念和燃料循环方面有重大创新的下一代反应堆，其主要特征是安全可靠性高、废物产生量小、具有更好的经济性、具备多用途功能、可防止核扩散。经过共同努力，2002年，GIF从130多种概念设计中遴选出气冷快堆(GFR)、铅冷快堆(LFR)、熔盐反应堆(MSR)、钠冷快堆(SFR)、超临界水冷堆(SCWR)、超高温气冷堆(VHTR)六种核能系统作为最有开发前景的第四代核能技术。中国在2006年加入GIF，已建设石岛湾20万千万高温气冷堆项目、2MWt液态燃料钍基熔盐实验堆项目、霞浦钠冷快堆示范项目等多个四代堆项目，在多项四代核电路线上保持领先。
　　人类终极能源，可控核聚变稳步前行。核裂变成熟度高，但产生的放射性废物处理比较困难，而且主要核燃料铀的储量相对其它元素来说并不丰富，开采和提炼又十分困难，同时因为发展史上一些大事故，让人们对核电站心有余悸，甚至很多国家做出决策不再发展裂变核电站，因此原子核的裂变能并不是人类最理想的能源。核聚变具有原料资源丰富、释放能量大、放射危害小、安全性高等优势，有望成为人类终极能源。聚变堆是我国核能发展“热堆-快堆-聚变堆”战略三步走中的一环，国内研究集中在磁约束-托卡马克装置上。EAST装置是我国自行设计研制的国际首个全超导托卡马克装置，其成功建设和物理实验使中国在磁约束聚变研究领域进入世界前沿，令中国成为世界上重要的聚变研究中心之一。今年7月中核五公司发布文章称其与中国第一家聚焦聚变能开发的商业公司正式签订了全高温超导核聚变装置总装合同，将承建全球首个全高温超导核聚变实验装置。
　　建议关注。1）佳电股份：公司是国内首家取得核级电机设计、制造许可证的企业，产品主氦风机是四代堆-高温气冷堆一回路唯一的动力设备，在国际上处于领先水平，获得国内“重点领域首台套创新产品”认证；2）国光电气：公司生产的偏滤器和包层系统是ITER项目的关键部件，目前国内在该领域具有相关典型项目承建与运维经验的，只有公司一家，公司具有较明显优势；3）兰石重装：公司是国内首家实现国产替代的民用核级板式换热器设计生产企业，子公司中核嘉华在核燃料贮运容器细分领域具有较高的市场占有率，制造了中国首座50吨核乏燃料后处理中间试验厂的绝大多数非标设备；4）科新机电：公司成功承制了具有四代安全特征的华能石岛湾高温气冷堆核电站示范工程的热气导管、主氦风机冷却器等核电产品，核电产品ANT-12A型新燃料运输容器以优质性能实现替代进口，获得客户赞许；5）江苏神通：在核电阀门领域，公司产品优势地位突出，自2008年以来，在我国新建核电工程用阀门的一系列国际招标中，公司为核级蝶阀和核级球阀的主要中标企业，获得了这些核电工程已招标核级蝶阀、核级球阀90%以上的订单；6）海陆重工：多年来，公司在民用核能领域累积了丰富的制造和管理经验，并完成多个项目的国际、国内首件（台）制造任务，服务堆型包括但不限于三代堆型（华龙一号、国和一号）、四代堆型（高温气冷堆、钠冷快堆、钍基熔盐堆）以及热核聚变堆（ITER）等；7）中国一重：中国一重是国内最早开发生产核能设备的企业，也是国内最大的核电锻件供应商，已具备核岛一回路核电设备的全覆盖，成为全球少数兼备核岛铸锻件和核岛成套设备制造能力的重要供应商，国际先进核岛设备供应商和服务商，是国内唯一承担并已完成二代、二代加、三代、四代核电技术装备制造的企业；8）国机重装：具备核岛主设备制造资质和能力，成功签约全球首个聚变主机关键部件制造合同；9）航天晨光：放射性废物处理系统关键设备核心技术打破国外垄断，热核聚变系统完成江苏省首台（套）重大装备认定申报。
　　风险提示：（一）全球范围内无法预期的核电事故；（二）核电政策转向保守；（三）聚变项目进展不及预期；

研究报告全文：证券研究报告行业深度机械设备2023年9月19日核电行业深度系列报告四代核电渐行渐近可控核聚变稳步前行证券分析师姓名俞能飞资格编号S0120522120003邮箱yunfteboncomcn姓名唐保威资格编号S0120523050003邮箱tangbwteboncomcn0内容摘要安全为基核电产业稳步发展由于核电的特殊属性我国核电项目均需经国务院的核准所以国内核电产业发展对政策及政府态度的依赖较大核电安全性是影响政府政策导向的关键因素我国最新核准的山东石岛湾福建宁德辽宁徐大堡核电项目要求按照全球最高安全要求建设确保万无一失核安全事故往往会造成世界范围内的核电发展停滞如2011年福岛核事故致使世界多个国家暂缓核电项目建设我国也宣布暂停所有核电项目的审批目前政策保持对核电支持的导向近年来国内核电复苏态势明显2022年初国家发展改革委和国家能源局印发十四五现代能源体系规划要求积极安全有序发展核电当年的二十大报告中延续了这一表述国内在经历2016-2018年连续3年核电项目0核准后2019年核电产业开始复苏2019-2022年不断有新的核电项目得到核准2022年获核准的核电数量更是达到10台为2008年以后的最高峰2023年截至7月份我国核准核电机组数量为6台四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列四代核电与三代方案以及概念完全不同它不是在第三代技术基础上的延伸而是根本性革命性的变化第四代核反应堆是目前正在研发的在反应堆概念和燃料循环方面有重大创新的下一代反应堆其主要特征是安全可靠性高废物产生量小具有更好的经济性具备多用途功能可防止核扩散经过共同努力2002年GIF从130多种概念设计中遴选出气冷快堆GFR铅冷快堆LFR熔盐反应堆MSR钠冷快堆SFR超临界水冷堆SCWR超高温气冷堆VHTR六种核能系统作为最有开发前景的第四代核能技术中国在2006年加入GIF已建设石岛湾20万千万高温气冷堆项目2MWt液态燃料钍基熔盐实验堆项目霞浦钠冷快堆示范项目等多个四代堆项目在多项四代核电路线上保持领先人类终极能源可控核聚变稳步前行核裂变成熟度高但产生的放射性废物处理比较困难而且主要核燃料铀的储量相对其它元素来说并不丰富开采和提炼又十分困难同时因为发展史上一些大事故让人们对核电站心有余悸甚至很多国家做出决策不再发展裂变核电站因此原子核的裂变能并不是人类最理想的能源核聚变具有原料资源丰富释放能量大放射危害小安全性高等优势有望成为人类终极能源聚变堆是我国核能发展热堆-快堆-聚变堆战略三步走中的一环国内研究集中在磁约束-托卡马克装置上EAST装置是我国自行设计研制的国际首个全超导托卡马克装置其成功建设和物理实验使中国在磁约束聚变研究领域进入世界前沿令中国成为世界上重要的聚变研究中心之一今年7月中核五公司发布文章称其与中国第一家聚焦聚变能开发的商业公司正式签订了全高温超导核聚变装置总装合同将承建全球首个全高温超导核聚变实验装置建议关注1佳电股份公司是国内首家取得核级电机设计制造许可证的企业产品主氦风机是四代堆-高温气冷堆一回路唯一的动力设备在国际上处于领先水平获得国内重点领域首台套创新产品认证2国光电气公司生产的偏滤器和包层系统是ITER项目的关键部件目前国内在该领域具有相关典型项目承建与运维经验的只有公司一家公司具有较明显优势3兰石重装公司是国内首家实现国产替代的民用核级板式换热器设计生产企业子公司中核嘉华在核燃料贮运容器细分领域具有较高的市场占有率制造了中国首座50吨核乏燃料后处理中间试验厂的绝大多数非标设备4科新机电公司成功承制了具有四代安全特征的华能石岛湾高温气冷堆核电站示范工程的热气导管主氦风机冷却器等核电产品核电产品ANT-12A型新燃料运输容器以优质性能实现替代进口获得客户赞许5江苏神通在核电阀门领域公司产品优势地位突出自2008年以来在我国新建核电工程用阀门的一系列国际招标中公司为核级蝶阀和核级球阀的主要中标企业获得了这些核电工程已招标核级蝶阀核级球阀90以上的订单6海陆重工多年来公司在民用核能领域累积了丰富的制造和管理经验并完成多个项目的国际国内首件台制造任务服务堆型包括但不限于三代堆型华龙一号国和一号四代堆型高温气冷堆钠冷快堆钍基熔盐堆以及热核聚变堆ITER等7中国一重中国一重是国内最早开发生产核能设备的企业也是国内最大的核电锻件供应商已具备核岛一回路核电设备的全覆盖成为全球少数兼备核岛铸锻件和核岛成套设备制造能力的重要供应商国际先进核岛设备供应商和服务商是国内唯一承担并已完成二代二代加三代四代核电技术装备制造的企业8国机重装具备核岛主设备制造资质和能力成功签约全球首个聚变主机关键部件制造合同9航天晨光放射性废物处理系统关键设备核心技术打破国外垄断热核聚变系统完成江苏省首台套重大装备认定申报风险提示一全球范围内无法预期的核电事故二核电政策转向保守三聚变项目进展不及预期四电力市场需求增长缓慢请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明1目录CONTENTS01安全为基核电产业稳步发展02四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列03人类终极能源可控核聚变稳步前行04建议关注05风险提示请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明201安全为基核电产业稳步发展请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明301安全为基核电产业稳步发展11对实现双碳具有重要意义全球核电平稳发展核电具备多项优点对实现双碳具有重要意义核能发电不向大气排放二氧化碳等温室气体不排放二氧化硫氮氧化物等有害气体相比水电太阳能风电等清洁能源核电具有占地面积较小年发电小时数高发电量大对电网影响小等特点在全球范围内核能不仅是实现双碳战略目标的重要支柱能源更被视为能源现代化产业的工业技术集大成者对能源清洁低碳转型和科技转型变革具有战略性带动作用受安全事故影响较大多年来全球核电平稳发展纵观全球核电自上世纪90年代以来的发展可以发现核电总装机容量处于平稳上升的态势1990年全球核电装机容量为3183GW到2022年末约为3937GW发展32年来核电总装机量的年均复合增速仅为067从2003年开始全球核电曾迎来快速发展期2003年全球核电开工建设容量仅02GW此后连年上升2008年开工建设的核电容量达到107GW此后连续2年均保持在10GW以上但是2011年发生的福岛核泄漏事故中断了这一发展势头当年新开工的核电容量仅19GW关停的核电容量却达到了114GW图表不同类型能源的特点图表全球核电装机情况能源类型特点18450传统能源在现今能源消耗中占比大污染环境不可16400煤石油天然气再生14350水力无污染受自然环境条件和季节影响1230010250地热能潮汐能只能在一定条件下有限开发较难大量使用成本较高82006150风能太阳能不稳定对天气依赖性较大波动性大4100250生物质能可再生但具体技术有待研发00燃料全球储量丰富成本相对低技术成熟燃料能量核电密度高新并网装机容量GW开工建设容量GW装机容量GW右轴请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源中国核能行业协会IAEA中国气象局国家原子能机构国家核安全局中国广核集团官网Wind科技导报官微等德邦证券研究所401安全为基核电产业稳步发展12核裂变是目前核能发电运用的主要原理压水堆为核电站主力堆型核裂变是目前核电站发电运用的主要原理由中子撞击原子核产生核电站目前主要是利用铀原子核裂变所发出的巨大能量来发电的核裂变是指一个质量较重的原子核通过核反应过程分裂为两个或两个以上的中等质量的原子核的过程用中子轰击铀-235原子核原子核分裂为2个较轻的原子核同时产生23个中子若这些中子除去消耗至少有一个中子能引起另一个原子核裂变使裂变自持地进行则这种反应称为链式裂变反应实现链式反应是核能发电的前提压水堆以安全性成为首选通过裂变产生热源烧开水发电核电站堆型有很多种我国的核电站技术路线也以压水堆为主压水堆是一种首先用于舰船的核动力堆以水为冷却剂和中子慢化剂结构紧凑经济性安全性好安全是许多国家选用压水堆的重要因素目前是全世界核电站的主力堆型与火电厂相比核电的锅炉是核反应堆核岛核裂变反应发出的热量被堆芯中的水所吸收通过一回路流经蒸汽发生器将热量交换给二回路中的水二回路以及后面的流程与火电厂是一样的高温将水转化为蒸汽驱动汽轮机运转并带动发电机发电图表核裂变反应示意图图表多种多样的反应堆堆型图表压水堆核电站发电的工作原理冷却剂载热剂慢化剂无慢二液化重氧重石水氦态水剂水水墨化钠碳快轻水堆石石高重墨墨温中子水气压沸水气增水水堆冷冷冷殖堆堆堆堆堆堆热慢中子堆快中子堆请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源中广核核辐射它说官微国家核安全局中国核能行业协会周全之核电站的主要堆型中国核工业集团有限公司2023年面向专业投资者公开5发行科技创新可续期公司债券第一期募集说明书等德邦证券研究所01安全为基核电产业稳步发展13对政策依赖程度大我国目前政策支持核电发展安全是核电产业发展的根本前提核电对政策依赖程度大由于核电的特殊属性我国核电项目均需经国务院的核准所以国内核电产业发展对政策及政府态度的依赖较大核电安全性是影响政府政策导向的关键因素我国最新核准的山东石岛湾福建宁德辽宁徐大堡核电项目要求按照全球最高安全要求建设确保万无一失核安全事故往往会造成世界范围内的核电发展停滞如2011年福岛核事故致使世界多个国家暂缓核电项目建设我国也宣布暂停所有核电项目的审批政策保持对核电支持的导向近年来国内核电复苏态势明显2022年初国家发展改革委和国家能源局印发十四五现代能源体系规划要求积极安全有序发展核电当年的二十大报告中延续了这一表述根据我们统计十一五规划做出积极发展核电的表述后核电每年开工数量从2006年的2台增长到2010年的9台核准数量也在2008年达到14台2011年受到福岛核泄漏事故影响当年的核准及开工项目均为0此后核电发展较为平缓尤其是2016-2018年连续3年核电项目0核准直到2019年核电产业再度复苏2019-2022年不断有新的核电项目得到核准2022年获核准的核电数量更是达到10台为2008年以后的最高峰2023年截至7月份我国核准核电机组数量为6台图表不同时期我国核电政策表述图表国内近年来核电机组核准数量台文件时期内容02468101214162005十一五规划2006-2010积极发展核电2006200720082009十二五规划2011-2015在确保安全的前提下高效发展核电2010201120122013以沿海核电带为重点安全建设自主核电示范工程和2014十三五规划2016-2020项目积极开展内陆核电项目前期工作20152016201720182019安全稳妥推动沿海核电建设建设一批多能互补的清2020十四五规划2021-2025洁能源基地非化石能源占能源消费总量比重提高到202120左右202220231-7请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源中国政府网国家能源局核网官网德邦证券核电行业深度系列报告积极安全有序发展核电千亿市场有望释放等德邦证券研究所601安全为基核电产业稳步发展14中国在建机组装机容量全球第一主要核电堆型设备国产化率达90以上核电发展30年在建机组装机容量全球第一浙江海盐是中国大陆核电的发源地自从我国大陆第一座核电厂秦山核电厂1991年末并网发电以来国内核能发电的应用已经走过30多年历史截至2022年底我国商运核电机组53台总装机容量约556GW仅次于美国法国位列全球第三核电总装机容量占全国电力装机总量的22全年核电发电量为41778亿千瓦时同比增加25约占全国总发电量的47核能发电量居全球第二我国在建核电机组23台总装机容量2549万千瓦在建机组装机容量继续保持全球第一核电站主要在沿海地区分布主要核电堆型设备国产化率达90以上我国大陆投运的核电机组分布在沿海8个省区从北至南依次为辽宁省山东省江苏省浙江省福建省广东省广西壮族自治区和海南省2022年国内核电主设备累计交付54台套交付数量创近五年新高其中国和一号湿绕组电机主泵和屏蔽电机主泵示范快堆1号机组堆芯支承热交换器新组件装载机提升机等一批首台套核电关键装备实现交付我国核电装备自主化和国产化能力进一步提升主要核电堆型设备国产化率达90以上图表中国核电装机发展情况图表我国核电站分布情况截至2022年12月22日6010950840763054203102100在运装机容量GW新增装机容量GW右轴请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源核电网泰山核电官微中国核电信息网中核战略规划研究总院中国核能行业协会Wind德邦证券核电行业深度系列报告积极安全有序发展核电千亿市场有望释放等德邦证券研究所7四代核电渐行渐近国内相关技术02走在世界前列请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明802四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列21核裂变打开核能利用大门第四代核电站渐行渐近核裂变现象的发现促进核能利用发展苏联建成世界第一座核电站1938年德国科学家奥托哈恩发现了核裂变现象此后因战争的原因核研究被提上了议事日程1942年12月2日费米在芝加哥实现了世界上第一次受控的自持链式反应被人称为登上了原子能新大陆从1941年开始美国着手建立用于第一颗原子弹爆炸式链式反应曼哈顿计划的辉煌以1945年在阿拉莫斯的首爆为标志随后在广岛和长崎上空进行了爆炸1954年前苏联建成世界首座核电站1961年美国建成世界第一座商用核电站此后核电又经几十年的发展压水堆已做到电功率最大可达1450MW热能电能转换效率从28提高到33每年运行时间可稳定在70以上其使用效率及经济性已达到或超过燃煤电站核电站历经70余年发展第四代核电站渐行渐近自1951年12月美国实验增殖堆1号EBR1首次利用核能发电以来核电站技术方案大致可分为四代第一代属于原型堆核电厂主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性第二代主要是实现商业化标准化系列化批量化以提高经济性第三代各国有各种不同看法代表有美国AP1000法国EPR我国华龙一号等第四代核能系统概念有别于核电技术或先进反应堆由美国在上世纪90年代末提出随后美法日英等国家组建了第四代核能系统国际论坛GIFGIF计划总目标在2030年左右向市场推出能够解决核能经济性安全性废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统Gen-IV图表世界核能发展的主要进程图表四代核电站的发展历程及主要特点时间事件1938哈恩等发现重原子核裂变1942费米实现链式反应建成第一座石墨慢化反应堆1945实现不可控的链式反应原子弹用于军事目的1951美国建成第一座快中子堆产生200kW电功率首次演示核能发电1952美国实现第一次不可控聚变反应试爆热核反应原理装置1953美国建成第一座核潜艇用的动力堆陆上模型1954苏联建成第一座电功率5MW石墨慢化水冷却示范核电站1957美国建成第一座压水堆型示范核电站电功率90MW1961美国建成第一座商用核电站电功率185MW1970s美国开发出加强辐射小型热核武器中子弹1970s以石油危机为契机全世界大规模推进核电站建设请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源中国核能行业协会国家核安全局大众用电中国核工业科技馆NST官微德邦证券核电行业深度系列报告积极安全有序发展核电千亿市场有望释放等德邦证券研究所902四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列22三代堆由二代堆改进而来四代则是根本性革命性的变化三代堆由二代堆改进而来我国三代商业化核电技术水平处于世界前列目前主流的三代技术是在二代技术的基础上继承改进的第三代核电的概念则起源于上世纪90年代当时美国电力研究院出台了先进轻水堆用户要求文件即URD用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性随后欧洲出台的欧洲用户对轻水堆核电厂的要求即EUR也表达了与URD相同或近似的看法国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组第三代核电站反应堆类型的代表有美国西屋电气公司的AP1000法国阿海珐公司的EPR俄罗斯原子能公司的AES2006中国的华龙一号国和一号等四代核电是根本性革命性的变化与三代方案以及概念完全不同1996年美国能源部DOE提出了以核废物减量节约铀矿资源进一步强化固有安全性为目标的第四代核电站的概念2000年IAEA发起创新型反应堆与燃料循环国际计划INPRO联合各核电技术国家在保证核安全最小风险以及尽可能不影响环境的前提下共同开发更具竞争力的创新型核能系统INS2001年7月美国能源部牵头由美国英国韩国南非日本法国加拿大巴西阿根廷9国成立了第四代核能系统国际论坛GIF中国瑞士和欧洲原子能共同体后来也加入其中不管是二代还是三代均属于热堆技术其堆型绝大多数为压水堆三代技术与二代相比没有实质性的差别只是安全性提高了一些而第四代核电技术并不是在第三代技术基础上的延伸它与当代核电技术相比是根本性革命性的变化包括方案以及概念完全不同图表压水堆是二代三代核电站主要堆型图表华龙一号核岛示意图请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源国家核安全局中国核能行业协会华龙一号官网中国核工业科技馆中国核能行业协会官微等德邦证券研究所1002四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列23四代核电包括6种堆型GIF提出具体发展目标四代堆具备多项优点主要包括6种堆型第四代核反应堆是目前正在研发的在反应堆概念和燃料循环方面有重大创新的下一代反应堆其主要特征是安全可靠性高废物产生量小具有更好的经济性具备多用途功能可防止核扩散经过共同努力2002年GIF从130多种概念设计中遴选出气冷快堆GFR铅冷快堆LFR熔盐反应堆MSR钠冷快堆SFR超临界水冷堆SCWR超高温气冷堆VHTR六种核能系统作为最有开发前景的第四代核能技术并在其后发布了技术路线图2014年进行了更新确定并规划了推动这六种核能发展所必不可少的研发工作和相关时间节点中国为GIF成员国GIF提出四代核电具体发展目标GIF目前拥有14个成员中国在2006年加入GIF提出四代核电的具体发展目标包括1在可持续性方面应能实现能源生产的可持续性促进核燃料的长期可使用性并最大限度地减少核废物的产生和降低核废物的长期管理负担2在安全性和可靠性方面应具备优异的安全性与可靠性和极低的堆芯损坏概率与损坏程度并消除开展厂外应急响应的必要性3在经济性方面其寿期循环成本应优于其他能源技术且财务风险水平与其他能源项目相当4在防扩散和实物保护方面使第四代核能系统成为一条非常不具吸引力的武器材料转用和盗窃路线并为防范恐怖袭击提供更强的实物保护图表第四代核能系统目标图表GIF路线图中6种四代核能系统研发时间表目标内容1符合清洁空气目标的可持续能源生产促进各系统的长期可用性和核燃料有效利用于全球能源生产2核废物最可持续性目标小化并处理核废物显著减轻长期监管负担从而改善对公众健康和环境的保护1比其它能源具有清晰的全寿命周期成本优势2财务经济型目标风险级别与其它能源项目相差无几1具有卓越的运行安全性和可靠性2反应堆堆芯损坏安全性和可靠性的可能性和损坏程度非常低3消除对厂外应急响应的需目标要防扩散与实物保第四代核能系统将提高对最不适于武器级核材料非法转移或盗护目标窃路线的保障并增强对恐怖行为的实物保护可行性论证关键性能论证示范系统论证请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源李雪峰等第四代核能系统的产生与发展现代物理知识第四代核裂变反应堆GIF官网等德邦证券研究所1102四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列24超高温高温气冷堆VHTR241新一代核能系统模块式高温气冷堆是该技术发展的新阶段国际公认的新一代核能系统应用前景广阔高温气冷堆属于热中子裂变反应堆用氦气作冷却剂石墨作慢化材料采用包覆颗粒燃料以及全陶瓷的堆芯结构材料模块式高温气冷堆安全性好氦气堆芯出口温度高是目前国际核能领域公认的新一代核能系统在工艺供热核能制氢高效发电空间电源甚至军用领域都有广泛的应用前景国际上把高温气冷堆列为符合第四代先进核能系统技术要求的堆型之一2003年发表的第四代核能系统路线图报告把超高温气冷堆VHTR列为第四代核能系统6种候选技术之一此后更新的路线图报告则将VHTR更改为VHTR超高温气冷堆高温气冷堆并说明它包括的温度范围是7001000由军品到商用模块式高温气冷堆是该技术发展的新阶段高温气冷堆的前身是气冷反应堆用气体作为冷却剂最早应用于军用核材料生产后逐步发展为商用发电的动力反应堆它大致分为四个阶段早期气冷堆Magnox堆改进型气冷堆AGR堆高温气冷堆HTGR和模块式高温气冷堆MHGTRMHGTR是HTGR技术发展的新阶段图表HTR-PM堆本体示意图图表HTR-PM600核电厂3维设计图请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源张作义等我国高温气冷堆技术及产业化发展中国核能行业协会官网知领官微等德邦证券研究所1202四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列24超高温高温气冷堆VHTR242高温气冷堆具有优异的固有安全性潜在制氢能力使其更具吸引力具有优异的固有安全性是模块式高温气冷堆的突出特征高温气冷堆的高温特性和安全性能首先源于其独特的包覆颗粒燃料目前压水堆使用的燃料由氧化铀陶瓷芯块和锆合金包壳组成HTR-PM球形燃料元件结构以直径05mm左右的二氧化铀为核芯通过疏松热解碳碳化硅致密热解碳等三种同心球壳状包覆材料形成燃料颗粒形成092mm直径的包覆颗粒燃料燃料颗粒随机弥散在石墨基体内大约12000个包覆颗粒燃料与石墨一起被填充在1个直径60mm的燃料球中只要环境温度不超过1650碳化硅球壳就能保持完整固锁放射性裂变产物形成了第一道安全屏障氦气冷却石墨慢化出口温度高使其具备制氢能力高温气冷堆采用氦气作冷却剂氦气是一种惰性永久气体不与任何物质起化学反应中子吸收截面小难于活化具有很低的放射性水平高温气冷堆采用石墨作慢化剂堆芯不含金属结构材料由石墨和碳块组成熔点都在3000以上另外氦气与反应堆的结构材料相容性好避免了以水作冷却剂与慢化剂的反应堆中的各种腐蚀问题使冷却剂的出口温度可达950甚至更高由于出口温度高该堆型可以用于更高温度的核能热利用电解效率高达75以上的高温固体氧化物电解水制氢SOECSolidOxideElectrolysisCell其运行温度为600900高温气冷堆是其所需理想堆型美国能源部于2004年出台的氢能技术研究开发与示范行动计划中核能制氢系采用高温热化学技术制氢即碘硫热化学循环制氢利用反应堆堆芯出口温度高达9501000超高温气冷堆进行碘硫热化学循环规模化制氢将成为高温气冷堆未来的重点应用领域图表HTR-PM球形燃料元件结构图表燃料球及内部燃料颗粒尺寸示意图图表包覆颗粒燃料示意图请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源张作义等我国高温气冷堆技术及产业化发展知领官微中国核能行业协会核电网官微等德邦证券研究所1302四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列24超高温高温气冷堆VHTR243固有安全性源自核子物理性质及材料特点核反应堆停堆后继续产生热量将热量顺利带出堆芯是保证核安全的最主要挑战一般的燃煤或燃气锅炉熄火后就不会再产生热量而核反应堆不同压水堆和沸水堆最大的危险在于冷却水主环路失灵那么即使中子吸收棒被放到全关的位置之前裂变产生的放射性元素仍然会继续裂变而产生过多的热量最终会把整个炉心熔化掉ReactorCoreMeltdown极高温的放射性金属熔浆有可能会烧穿反应炉的水泥地基而渗入地下水层将大量危险的放射性同位素释放到外界温度升高反应减缓燃料结构材料保证不发生放射性泄露高温气冷堆的功率控制和绝不熔堆的保证来自核子物理性质裂变产生的快中子FastNeutron和石墨原子核碰撞之后损失动能成为慢中子ThermalNeutron而其他铀235原子核吸收慢中子这就是所谓的连锁反应ChainReaction而引发新的裂变截面积即机率随温度增高而减小在摄氏1000度以上减小得很快当反应堆温度逐步升高到1600连锁反应就基本停止了这个温度远低于燃料可承受的最大温度因此燃料颗粒无论如何不会被烧坏这决定了高温气冷堆在任何情况下都不会有放射性泄露的可能图表福岛核泄漏事故现场图表世界核电厂安全性改进的发展趋势请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源吴宗鑫我国高温气冷堆的发展张作义等我国高温气冷堆技术及产业化发展科工力量官微国际电力网青岛新闻网等德邦证券研究所1402四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列24超高温高温气冷堆VHTR244因不会熔毁受到国际关注中国项目建设领先图表HTR-10堆本体示意图图表HTR-10的基本参数起源于美国发展于德国目前受到世界多方关注高温气冷堆最早是1943年美国的性能参数FarringtonDaniels在OakRidge实验室所做的一个实验不过一直到1960年才在德热功率10MW国由Schulten牵头开始实际的工程设计与建设Schulten的反应堆简称AVR1967电功率3MW年建成并网发电电功率为15MW根据堆芯燃料几何形状的不同目前的高温气冷堆分为球床堆和棱柱堆两大类型我国和德国的球床堆使用球形燃料元件而美国和一回路氦气压力30MPa日本主要开发的是棱柱堆这两种堆型核心技术完全相同日本对其HTTR有丰富的设堆芯氦气出口平均温度700计技术管理经验并掌握了燃气轮机和制氢技术目前已与波兰等国进行合作希望依托先进的高温气冷堆技术经验尽早实现商用化俄罗斯Bochvar无机材料研究所也正在开展高温气冷堆燃料制造技术研究堆芯氦气入口平均温度250我国完成世界首座球床模块式实验堆相关技术走在世界前列我国在20世纪70年代氦冷却剂流量43kgs-1开始高温气冷堆的研究研究工作的实施主体为清华大学核研院1986年高温气冷蒸汽温度435堆被列为国家863计划项目之一在国家863计划支持下HTR-10第一罐混凝土于1995年6月浇灌2000年达到临界2003年1月实现满功率调试运行成为世蒸汽压力35MPa界上第一座球床模块式高温气冷实验堆2006年高温气冷堆进入国家16个重大科技给水温度104专项名单高温气冷堆的商业化正式提上日程中国华能集团中国核工业建设集团堆芯体积5m公司和清华大学分别以47532520的投资比例共同投资建设20万千瓦级堆芯燃料球总数万个模块式高温气冷堆核电站示范工程该工程于2008年10月启动原定2009年9月开工272013年11月投产发电但由于受福岛核事故影响2012年12月才正式开工建设燃料加浓度172021年8月20日首次装料2022年底首次实现双堆初始满功率运行目前该项目正在平均燃耗80GWdt-1做最新的试验验证截止2023年6月30日暂未商运在此基础上我国60万千瓦级模堆芯平均功率密度2MWm-3块式高温气冷堆的技术攻关工作也正在部署单球最大的功率108kW请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源核电那些事公众号核电网官微中国核能行业协会张浩等模块式高温气冷堆的技术背景及展望张作义等我国高温气冷堆技术及产业化发展等德邦证券研究所1502四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列24超高温高温气冷堆VHTR245产业化不断推进主要设备国产化率高国内高温气冷堆产业化项目持续推进相关技术引领全球伴随国内HTR-10石岛湾高温气冷堆示范工程的成功建设中国高温气冷堆技术已经实现全球引领高温气冷堆在石岛湾核电厂的示范成功具备了规模化推广的基础高品质工艺热和高参数高温蒸汽可广泛应用于石油化工等领域2015年4月据中国核建介绍商用60万千瓦高温堆江西瑞金核电项目初步可行性研究报告已通过专家评审这是中国核建在60万千瓦高温堆商业化推广道路上迈出的重要一步为我国第一座商用高温堆电站项目的顺利开展奠定了坚实基础在获得国家核准并获得国家核安全局颁发的建造许可证后江西瑞金高温堆核电项目一期工程2台机组开工到并网发电预计需要4-5年时间此外在国家科技重大专项高温气冷堆核电站支持下高温气冷堆制氢关键技术研究也已取得良好进展上下游500多家单位齐心协力攻关高温气冷堆示范工程设备国产化率达到934HTR-PM的核心设备及系统可归纳为九大设备和系统反应堆压力容器主氦风机蒸汽发生器堆内金属构件控制棒吸收球燃料装卸氦净化和乏燃料储存在石岛湾重大专项实施过程中我国完成了一系列世界首台套的重大装备的制造对于相关行业的技术提升起到了重要的推动作用例如上海电气完成了反应堆压力容器金属堆内构件控制棒驱动机构等重要装备的研制上海电气鼓风机厂和哈电佳木斯电机厂完成了主氦风机的研制作为国家十六个重大科技专项之一上下游共500余家单位参与了石岛湾高温气冷堆示范工程的研发和建设参与的技术研发和工程建设的人员超过万人其中仅首次使用的设备就有2200多台套创新型设备600余台设备国产化率达到934图表国内高温气冷堆相关项目关键日期图表高温气冷堆项目产业链部分相关企业HTR-10序号公司名称相关产品开工建设199561佳电股份直流蒸汽发生器主氦风机临界日期2000尚纬股份核电类电缆满功率运行20032QA石岛湾20万千瓦示范工程3中钢新型高温气冷堆用核石墨粉开工建设2012124海陆重工吊篮筒体安注箱堆内构件吊具临界日期20219满功率运行2022125中核北方核燃料元件有限公司高温气冷堆核燃料元件瑞金60万千瓦产业化项目可行性研究201546上海电气核岛和常规岛多项核心设备开工建设原计划20177方大炭素攻克高温气冷堆炭堆内构件技术并网日期原计划2021高温气冷堆制氢项目8中核科技高温气冷堆核级氦气隔离阀研制关键设备样机研究十三五中试验证十四五9兰石重装高温气冷堆核电站乏燃料现场贮存和运输系统设备核能制氢氢冶金的工程示范十五五氦气透平循环发电核能制氢的工程应用2030以前10中国核建旗下中核二四为石岛湾施工建设方请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源张浩等模块式高温气冷堆的技术背景及展望中国核能行业协会中国华能国家核安全局核能号中科院物理所知领官微张作义等我国高温气冷堆技术及产业化发展等德邦证券研究所1602四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列25超临界水冷堆SCWR251以超临界水为冷却剂采用直接循环具有更高的热传导效率以超临界水为冷却剂的唯一水冷堆型具有更高的热传导效率在第四代核能系统候选堆型中超临界水冷堆是唯一的水冷堆型所谓超临界水冷堆说的是系统以超临界水作为冷却介质水的临界点为374和221MPa超过这个点以后水的液态和气态的差别消失因此超临界水冷反应堆是一个高温高压的水冷反应堆超临界水冷反应堆的优势显而易见由于水在超临界状态下兼具液体和气体的性质因此具有更高的热传导效率如果运行压力为250个大气压冷却剂出口温度可高于500因此可以提高热电转换效率有效节省铀资源同时由于超临界水冷堆只存在一种相态因此可以简化反应堆系统从而节省建造成本在经济上具有一定的优势此外超临界水堆还可以继承现有轻水堆以及超临界火电技术的部分经验超临界水冷堆采用直接循环相比压水堆取消了蒸汽发生器稳压器主循环泵等超临界水冷堆一般运行压力为25MPa左右反应堆出口温度大于等于500系统热效率在40以上超临界水冷堆的基本流程为主循环泵提供驱动压头使流体通过主给水管道进入反应堆堆芯经过核加热后转变为高温高压超临界蒸汽加热过程无相变超临界蒸汽通过主蒸汽管道进入下游汽轮机做功输出电能经过汽轮机后的乏汽在冷凝器内进一步冷却形成液相水重新返回主泵入口形成闭式直接循环图表水工质相态示意图图表超临界水冷堆的流程示意图请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源苏更林第四代核能系统的六大候选堆型黄彦平等超临界水冷堆中国核能协会官网等德邦证券研究所1702四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列25超临界水冷堆SCWR252世界多国开展研发工作我国CSR1000具有自主知识产权相关技术起源较早世界多国开展研发工作超临界水冷堆并不是一个新近提出的核能系统概念早在20世纪50年代美国和苏联的研究人员就提出了利用超临界水作为反应堆冷却剂的想法并进行了探索性研究但限于当时的工业水平没有持续开展工作20个世纪90年代日本研究人员较为系统地开展了超临界水冷堆的设计与研究工作一般地说SCR的概念设计可分为两大类一类最初由日本提出最近由欧洲原子能共同体合作提出的压力容器概念另一类是由加拿大提出的压力管概念一般称为加拿大超临界水堆加拿大欧洲原子能共同体和日本已成功地完成了SCWR概念的开发并经过国际同行审查我国和俄罗斯也正在继续从事其开发工作但我国正在开发的是热中子谱堆芯概念而俄罗斯开发的是快中子谱堆芯概念国内2003年开始相关研究CSR1000具有自主知识产权我国从2003年就开始了超临界水冷堆技术跟踪研究2003年10月中国核动力研究设计院批准了超临界轻水堆研究科研基金项目国内多家高校和研究机构参与研究提出了具有自主知识产权的中国超临界水冷堆CSR1000总体设计方案并在设计研究实验及相关技术研究和材料研究方面取得了丰富的研究成果2014年5月中国正式签署了加入第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆系统安排协议2015年3月在芬兰召开的超临界水冷堆系统指导委员会SCWR-SSC会议上中国代表被推选为新一届系统指导委员会主席2017年7月我国完成了GIF-SCWR两个项目管理委员会PMB的加入工作自加入GIF-SCWR以后我们先后举办了第11届IAEA信息交流会IEM第8届超临界水堆会议ISSCWR-8等图表日本SCLWR-H燃料组件截面图图表加拿大Brady等提出的燃料组件设计概念图表中国CSR1000燃料组件截面图请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源李雪峰等第四代核能系统的产生与发展黄彦平等超临界水冷堆冯琳娜等超临界水冷堆燃料组件研发概况苏更林第四代核能系统的18六大候选堆型李翔等中国超临界水冷堆CSR1000总体设计研究等德邦证券研究所02四代核电渐行渐近国内相关技术走在世界前列26熔盐反应堆MSR261出口温度高有利于核能综合利用系统有较好的传热性和非常低的蒸汽压力以熔盐作为冷却剂出口温度高有利于核能综合利用熔盐堆是以熔盐作为冷却剂的反应堆具有高温低压高化学稳定性高热容等非常理想的反应堆热量传输特性可建成常压紧凑轻量化和低成本的反应堆熔盐堆运行只需少量的水即使在干旱地区也能够高效发电熔盐堆输出温度可达700以上既可用于发电也用于工业生产和高温制氢吸收二氧化碳制甲醇等缓解气候问题和环境污染实现核能综合利用石墨兼作慢化剂系统有较好的传热性和非常低的蒸汽压力熔盐堆主要包括堆本体回路系统换热器燃料盐干法处理系统发电系统及其他辅助设备等熔盐堆燃料是以氟化铍和氟化锂及溶解在其中的钍或铀的氟化物组成的液态融合物具有很好的传热特性和非常低的蒸汽压力可以降低对压力容器和管道压力堆本体主要由堆芯活性区反射层熔盐腔室熔盐通道熔盐导流层哈氏合金包壳等组成上百根均匀排列无包壳并带有通道的石墨元件组成燃料盐通道并兼作慢化剂含有裂变材料和可转换材料的燃料熔盐通过堆芯石墨通道时发生裂变放出热量经过加热的700以上高温燃料熔盐流出堆芯出口通过热交换器将热量转换到二次回路中的冷却盐中二次回路再通过另一个热交换器将热量传给第三个氦气回路推动氦气轮机作功发电图表熔盐堆核能系统综合利用示意图图表熔盐堆原理示意图请务必阅读正文之后的信息披露及法律声明资料来源蔡翔舟等钍基熔盐堆核能系统徐洪杰等钍基熔盐堆和核能综合利用李雪峰等第四代核能系统的产生与发展等德邦证券研究所19