国内核电的发展与前景（核电发展回顾与展望）
国内核电的发展与前景（核电发展回顾与展望）其中，我国高温气冷堆、钠冷快堆研发进度居于世界前列。高温气冷堆利用其高温特性，在工艺供热、核能制氢、高效发电等工业领域拓展核能的应用前景；快堆则是当今唯一可实现燃料增殖的关键堆型，将明显提高铀资源的利用率，并能够利用嬗变以实现废物最小化。近年来，我国在“863”、“973”、核能开发、重大专项计划以及第四代核能系统国际合作框架的支持下，先后开展了高温气冷堆、钠冷快堆、超临界水冷堆、铅冷快堆和熔盐堆五种堆型的研究开发，取得了一系列研究成果，与国际水平基本同步。21世纪初，第四代核能系统国际论坛（GIF）会议提出将钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆、熔盐堆6种堆型确认为第四代核电站重点研发对象。四代核电技术强化了防止核扩散等方面的要求，目前相关产业链雏形基本形成，预计将于2030年开启商业化进程。四代核电有望带领核电产业迈入新纪元。当前我国核电发展呈现三代核电站正在取代二
（报告出品方/作者：安信证券 马良）
1、核电技术演进：经济性与安全性推动核电技术发展经济性与安全性是推动核电发展的核心目标。
核电站的开发始于上世纪50年代，70年代石油涨价引发的能源危机促进了核电的发展，目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的。
上世纪90年代，为解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，美国和欧洲先后出台“先进轻水堆用户要求”文件和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，满足两份文件之一的核电机组称为第三代核电机组。
21世纪初，第四代核能系统国际论坛（GIF）会议提出将钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆、熔盐堆6种堆型确认为第四代核电站重点研发对象。
四代核电技术强化了防止核扩散等方面的要求，目前相关产业链雏形基本形成，预计将于2030年开启商业化进程。
四代核电有望带领核电产业迈入新纪元。当前我国核电发展呈现三代核电站正在取代二代 机组成为新建主力机型，四代核电技术研发齐头并进的局面。
近年来，我国在“863”、“973”、核能开发、重大专项计划以及第四代核能系统国际合作框架的支持下，先后开展了高温气冷堆、钠冷快堆、超临界水冷堆、铅冷快堆和熔盐堆五种堆型的研究开发，取得了一系列研究成果，与国际水平基本同步。
其中，我国高温气冷堆、钠冷快堆研发进度居于世界前列。高温气冷堆利用其高温特性，在工艺供热、核能制氢、高效发电等工业领域拓展核能的应用前景；快堆则是当今唯一可实现燃料增殖的关键堆型，将明显提高铀资源的利用率，并能够利用嬗变以实现废物最小化。
第四代核电技术存在两种发展路径，增强经济性和安全性：
➢ 对热堆技术进行改进完善：
超临界水冷堆、超高温气冷堆、熔盐堆以铀-235为主要裂变燃料，在延续使用三代核电技术的基础上进一步加强了经济性和安全性。
➢ 技术革新，发展快中子增殖反应堆：
钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆以铀—钚燃料循环为基础发生反应，大幅提高了铀资源利用率。
2.1、华能石岛湾高温气冷堆首堆即将并网发电
我国的高温气冷堆技术后来居上，现处于世界领先的地位，并且拥有了完整的自主知识产权。我国高温气冷堆技术研究始于20世纪70年代，2006年高温气冷堆核电站示范工程列入国家重大专项，经过持续研发实践，预期将在今年年底建成200MWe山东石岛湾示范工程。
石岛湾高温气冷堆示范工程是世界上首座具有第四代核电技术主要特征的球床模块式高温气冷堆核电站，该项目实施单位为华能山东石岛湾核电公司，由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学各出资47.5%、32.5%和20%于2007年1月共同组建。
石岛湾示范工程1号反应堆机组于9月12日首次达到临界状态，正式开启带核功率运行，预计今年年底并网发电。
固有安全性：不会熔毁的反应堆
“固有安全性”是石岛湾示范工程最突出的特点之一，即在严重事故下，包括丧失所有冷却能力时，可不采取任何人为和机器的干预，仅依靠材料本身的能力保证反应堆放射性不会熔毁与大量外泄。
1) 防止功率失控增长。
石岛湾示范工程采用不停堆的连续在线装卸燃料方式，形成流动的球床堆芯。且示范堆采用石墨作为慢化剂，堆芯结构材料不含金属，稳定性高，堆芯热容量大、功率密度低。
2) 载出剩余发热。
高温气冷堆采用氦气作为一回路冷却剂，具有良好的导热性能。在主传导系统失效的情况下，堆芯余热可借助热传导等自然机理导出，再通过非能动余热排出系统排出，剩余发热不足以使堆芯发生熔毁。
3) 放射性物质的包容。
示范堆采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件，以四层屏蔽材料对燃料核心进行包裹，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。
经测试，示范堆正常运行温度最高达1620℃，放射性达到了国际最好水平。
潜在经济竞争力：造价可控
高温气冷堆的市场定位是核能供热的主力、压水堆（PWR）的补充。
按照2014年政府评估的高温气冷堆（HTR-PM）示范电站造价，选取同样的设备及建设数 据，一座2×600MWe的多模块HTR-PM核电站的全站建设总造价大约是同等功率规模的PWR 核电站的110%-120%，并网电价大约从0.4元/度上涨为0.48元/度1，上网电价差距在10%-20%以内，价格依然大大低于中国市场上的燃气发电电价。
石岛湾示范工程“多管齐下”控制造价：
1) 装备高度自主化，石岛湾示范工程国产化率达93.4%。
华能集团石岛湾工程现场报告暨研讨会指出，依托该工程，我国攻克了高温气冷堆核燃料元件、发反应堆压力容器、主氦风机等多项核心设备及关键技术，成功研制出2200多套世界首台套设备，工程国产化率达到93.4%。
2) “多合为一”降低成本支出。
石岛湾示范工程在保持主体系统不变的情况下，进行双模块组合，即核岛由两座球床反应堆模块、两台蒸汽发生器带动一台汽轮机发电。这类模块化建造缩短了工期，大幅减少施工量，提高了经济性。
3) 建设成本对比。
虽然HTR-PM在反应堆本体(主要是PRV和堆内构件)的造价远超同等规模的PWR核电站，但根据张作义等人的相关文献研究，在一个PWR核电站的建设总造价中，反应堆本体（PRV 和堆内构件）的造价所占的 比例非常有限，大约为2%，所以影响较小。
对比等规模PWR核电站，在其他部分造价保持不变的情况下，即使HTR-PM示范电站反应堆本体的造价增加为原来的10倍，全站建设总造价的增涨也可以控制在20%以内。
前瞻性技术：核能制氢
核能制氢即利用核反应堆产生的热作为一次能源，从含氢元素的物质水或化石燃料制备氢气。目前研发的主流核能制氢技术包括热化学碘硫循环、混合硫循环和高温蒸汽电解，实现了核能到氢能的高效转化，有效减少热电转换过程中的效率损失。
高温气冷堆（出口温度700℃～950℃）和超高温气冷堆（出口温度950℃以上）具有固有安全性、高出口温度、功率适宜等特点，是目前最理想的高温电解制氢的核反应堆：
1) 高温陶瓷包覆燃料具有高安全性。
2) 与热化学循环过程耦合。
在800℃下，高温电解的理论制氢效率高于50%，且温度升高会使效率进一步提高。
3) 核热辅助的烃类重整利用高温气冷堆的工艺热代替常规技术中的热源，可部分减少化石燃料的使用，也相应减少了CO2排放。
4) 可与气体透平藕合发电，效率达48%。
当前，中核集团与清华大学、宝武集团等已联合开展核能制氢与氢能冶金结合的前期合作，计划“十四五”期间进行中试验证，“十五五”期间进行高温堆核能制氢—氢冶金的工程示范。
对比不同制氢方式，高温气冷堆制氢具有成本优势。
美国能源部在核氢创新计划下进行了核能制氢经济性评估，得到的氢气成本在2.94-4.40美元/kg。此外，IAEA开发了氢经济评估程序，参与国对核能制氢成本进行了情景分析，在不同场景下得到的氢气成本在2.45-4.34美元/kg。
2.2、中核霞浦钠冷快堆示范堆：铀资源利用率大幅提升
快堆技术大幅提升铀资源利用率。前三代核电站是以铀-235为主要裂变燃料的热中子（慢中子）反应堆，但自然界中，铀-235仅占0.720%，天然铀资源在热堆中的利用率不到1%，大部分的铀资源（铀238）都被浪费了，大规模用热堆发展核电迟早会遇到铀资源短缺的问题。
所以国家发改委在《核电中长期发展规划（2005-2020年）》里制定了热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的核能发展基本战略，明确了“坚持核燃料闭式循环”的政策，通过后处理提取热堆乏燃料中的铀、钚，返回快堆复用，可使铀资源的利用率提高60 倍。
快堆的技术优势
快堆技术利用铀-钚混合氧化物（Mixed Oxide，MOX）。
在快堆中，堆心燃料区为易裂变的钚239，燃料区的外围再生区里放置着铀238。
钚239产生核裂变反应时放出来的快中子较多，这些快中子除了维持钚239自身的链式裂变反应，还会被外围再生区的铀238吸收。
铀238吸收快中子后变成铀239，铀239很不稳定，经过两次β衰变后又一次变成了钚239。
因此，在快堆运行时，新产生的易裂变核燃料多于消耗掉的核燃料，燃料越烧越多，此便称为增殖反应。
增殖反应充分利用了铀资源，且核废料导致的环境污染问题将有希望解决，从而使第四代核电成为拥有优越安全性和经济性，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统。
推进我国快堆技术发展第二步：
霞浦示范快堆霞浦示范快堆工程计划于2023年建成投产。我国第一个实验快堆于2011年成功实现并网发电，2014年实现满功率运行。
当前快堆技术正在加速推进中，霞浦示范快堆工程已于2017年底实现土建开工，计划于2023年建成投产。中核霞浦核电公司全面负责600MW示范快堆工程的建造、调试和运营管理，以及霞浦厂址后续核电机组的开发。
公司由中国核能电力股份有限公司、福建福能股份有限公司、华能核电开发有限公司、中国长江电力股份有限公司和宁德市国有资产投资经营有限公司按55%、20%、10%、10%和 5%的比例共同出资组建。
发展趋势：小型反应堆有望在2025年建成具有完全自主知识产权的钠冷小型示范堆。
基于小型反应堆前期投资较小、建造周期短、功能选择灵活、非能动安全等特点，结合当前四代快堆技术飞速发展现状，小型反应堆有非常庞大和迫切的市场需求。
根据中国原子能科学研究院（CIAE）小型反应堆设计研究现状可预见，具有完全自主知识产权的真正意义上的钠冷小型反应堆有望在2025年前后建成示范装置。
核电相关设备产业链和建造产业链。
我国预计2030-2040年实现第四代核反应堆首堆大型化商业应用示范，2050年全面实现第四代核能系统的目标要求，使四代核能在供热、制氢、冶金、化工、海水淡化等方面具备规模建设条件。碳中和背景下四代核电潜力无限，核电市场空间前景广阔，建议关注核电相关设备产业链和建造产业链。
1）电价政策调整风险：
若核电电价下调，将对项目运营利润造成不利影响；
2）项目进度低于预期：
核电项目建设期长，若因种种原因造成建设工期延长，将导致造价成本大幅上升；
3）核安全风险：
若世界范围内发生核事故，将会对项目推进节奏、核电长期发展空间造成不利影响。
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