机械设备行业专题报告-核电设备专题报告(二)：数十年磨一剑，四代核电渐行渐近

四代核电旨在提升核电厂经济性、安全性、可靠性：全球核电技术的发展历史大致可以划分为四代：第一代核电基于军用核反应堆技术，开发建造的首批原型堆及示范电站验证了核能发电的技术可行性；第二代核电，对经验证的机型实施了标准和批量化建设，全球绝大部分商运的机组都属于二代或二代改进型。第三代核电与二代原理相同，但进一步提升了安全性，主要机型有AP1000、EPR、CAP1400、华龙一号等。第四代核电的提出始于20世纪90年代末，旨在提升核电厂的经济性、安全性和可靠性以及防扩散和外部侵犯能力，主要包括超高温气冷堆、超临界水堆、气冷快堆、铅冷快堆、钠冷快堆和熔盐堆六种堆型，目前我国布局了高温气冷堆、钠冷快堆、钍基熔盐堆三种堆型。 高温气冷堆是我国当前发展最成熟的堆型，国产化率达93.4%：高温气冷堆被称为“不会熔毁的反应堆”。1）燃料元件是耐高温全陶瓷包覆颗粒球形核燃料元件，在高温下也能保持良好温度负反馈；2）氦气作为冷却剂，安全性好，环境污染小；3）采用模块式设计，功率密度低，安全性更高、更灵活。 2021年，我国山东石岛湾高温气冷堆示范工程1号反应堆完成发电机初始负荷运行试验评价，首次并网成功。示范工程上下游共500余家单位参与研发建设，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93.4%。高温气冷堆核岛主要设备包括蒸汽发生器、主氦风机、堆内构件、一回路压力容器、燃料装卸系统等，仍然以国企生产为主，部分民企参与其中。布局的企业主要有哈电集团佳电股份、科新机电、海陆重工、方大炭素、上海电气、宝鸡泰华磁机电技术研究所等。 技术应用方面，四代核电大有可为：1）工艺蒸汽：除常规发电外，相较于压水堆主蒸汽温度284℃、压力6.8MPa，高温气冷堆主蒸汽品质更高，主蒸汽温度为571℃，压力为14.1MPa，经过蒸汽转换设备可以提供该温度压力以下各种参数的工艺蒸汽。2）核能制氢：采用热化学制氢的新模式，在为制氢工艺提供电能和热能而不释放温室气体，目前主要有高温蒸汽电解（HTSE）、蒸汽甲烷重整（SMR）、硫碘（SI）循环可与高温气冷堆耦合制氢。3）火电原址复用：高温堆与常规火电超高压机组蒸汽参数基本相当，其汽轮发电机组的规格和系列也与火电厂非常接近，可以很好地利用现有火电厂汽轮机组。 相关标的：建议关注主氦风机总包商佳电股份，布局金属堆内构件的上海电气、海陆重工，以及炭堆内构件的方大炭素，热气导管及主氦风机冷却器供应商科新机电，以及兰石重装、中核科技、尚纬股份等。 风险提示：技术研发及推广不及预期风险、降本速度不及预期风险、产业政策风险、核安全事故风险 表1：相关标的投资评级: 1数十年磨一剑，四代核电蓄势待发 1.1核电技术迭代：四代核电旨在提升能源可持续性、经济性与可靠性 1942年，美国芝加哥大学建成的世界第一座反应堆验证了可控核裂变链式反应的科学可行性。全球核电技术的发展历史大致可以划分为四代： 1）第一代核电：20世纪50-60年代，基于军用核反应堆技术，美国、苏联、加拿大、英国等国家设计、开发、建造的首批原型堆或示范电站验证了核能发电的技术可行性；2）第二代核电：20世纪70-90年代，各国对经验证的机型实施了标准化、系列化、批量化建设，至今全球仍在商运的核电厂绝大部分属于第二代或二代改进型技术，这一时期是商用核电厂大发展的时期。这一代的核电机组类型主要包括美国压水堆机型（PWR，System80）和沸水堆机型（BWR）、法国的压水堆机型（P4、M310)、俄罗斯的轻水堆核电机型（VVER），以及加拿大设计的重水堆核电机型（CANDU）等。3）第三代核电：三代核电派生于二代技术，其反应堆设计原理相同，但吸取了过去几十年的运行经验，进一步采用经开发验证且可行的新技术，旨在提高安全性，满足URD（美国核电用户要求）和EUR（欧洲核电用户要求）。三代核电的开发始于20世纪90年代，主要机型有AP1000、EPR、ABWR、APR1400、AES2006、ESBWR、CAP1400、华龙一号。4）第四代核电：在反应堆、燃料循环方面都有重大革新和发展，目标是增强能源的可持续性，核电厂的经济竞争性、安全和可靠性，以及防扩散和外部侵犯能力。 表1.核电技术发展历史 中国的高温气冷堆技术的研究发展工作始于20世纪70年代中期，是以清华大学核研院为主开展的。研发大致分为5个阶段：1）1974~1985年是早期探索阶段。 2）1986~1991年，“863”计划立项并开展关键技术研究的阶段。3）1992~2000年，10兆瓦高温气冷实验堆的建造阶段。4）2001~2007年，10兆瓦高温气冷实验堆的运行与安全试验和商业化示范的准备阶段。5）2008年至今，是高温气冷堆核电站国家科技重大专项实施及二十万千瓦核电站示范工程建设阶段。 1.2四代反应堆堆型：高温气冷堆是当前发展较成熟堆型 相比三代核电，第四代核能系统是一种具有更好的安全性、经济竞争力、核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，目前处于原型堆技术研发阶段。目前，国际上公认有六种第四代裂变核反应堆型：超高温气冷堆、超临界水堆、气冷快堆、铅冷快堆、钠冷快堆和熔盐堆。目前，我国已有布局的堆型技术包括高温气冷堆、钠冷快堆、钍基熔盐堆三种堆型。其中，高温气冷堆是我国当前发展最为成熟的四代堆型。 表2.四代核电的六种候选堆型 1.2.1高温气冷堆：我国当前发展较成熟的四代堆型，示范工程首次并网成功我国首个高温气冷堆示范工程自2012年开工建设。2021年12月20日，山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程1号反应堆完成发电机初始负荷运行试验评价，首次并网成功，发出第一度电，标志着我国实现了第四代高温气冷堆核电技术的“中国引领”。此外，我国60万千瓦商用高温气冷堆已经启动工程项目筹备和选址工作。 示范工程技术方案的确定原则是：具有固有安全性和潜在经济竞争力，尽量采用成熟技术或经过验证的技术，实现标准化、模块化设计和建造。因此，其技术特点为，1）采用模块式高温气冷堆设计；2）球形燃料元件，实现不停堆换料；3）设置两套独立停堆系统：控制棒系统和吸收球停堆系统；4）双模块反应堆带一汽轮机的运行模式；5）常规岛采用成熟的超高蒸汽透平机组方案。核岛布置两个反应堆模块，通过两台蒸汽发生器共同为一台汽轮机提供蒸汽。反应堆与蒸汽发生器分设在两个压力容器内，用热气导管壳体相连接，构成“肩并肩”布置方式。 图1.高温气冷堆核电站示范工程原则性流程示意图 图2.高温气冷堆燃料球与压水堆燃料棒对比图 高温气冷堆被称为“不会熔毁的反应堆”。高温气冷堆核燃料元件是耐高温全陶瓷包覆颗粒球形核燃料元件，也叫做燃料球。在石岛湾示范电站，燃料球直径6厘米，最外层是石墨层，里面是弥散在基体石墨粉中的大约12000个四层全陶瓷材料包覆的、直径约0.9毫米的核燃料颗粒。实验表明，这种燃料球在1620℃高温条件下，仍能够保持完好并有效地阻挡放射性的泄漏。而且，由于良好的温度负反馈性，即便遇到极限事故，反应堆的堆内温度也不可能达到1620℃的高温限值。 氦气作为冷却剂，安全性好，环境污染小。根据史力等人在清华大学学报《高温气冷堆关键材料技术发展战略》的文章提出，高温气冷堆产生的热量是由氦气作为冷却剂带走，氦气从反应堆顶部进入堆芯，入口温度为250度，通过堆芯后，氦气温度达到750度，出口氦气流经直流蒸发器加热二次侧的水，产生13.9 MPa、570℃的蒸汽，热效率超过40%。未来堆芯的出口温度将提升到950~1 000℃，可以采用氦气直接透平发电并提供高温工艺热应用。此外，由于氦气性质稳定，且始终为气态，因此可以降低一回路冷却剂的放射性，并避免了冷却水沸腾的风险。 相比之下，据中国核协会，压水堆的入口、出口温度分别为300、330度，且用水量较大，一个100万千瓦压水堆堆芯每小时冷却水流量约6万吨。 高温气冷堆采用模块式设计，功率密度低，安全性更高、更灵活。相比大型压水堆，高温气冷堆每一个小模块都可以采用很低的功率密度（约为大型压水堆核电站的1/30）。因此，反应堆停堆后产生的余热处于较低水平，意味着发生任何意外时，即使不进行人为干预，反应堆也能自动停堆并将余热安全散发出去，避免堆芯熔化。根据中核集团数据，山东石岛湾高温气冷堆示范工程采用的是两堆带一机，发电功率20万千瓦。在后续推广中，通过多模块灵活组合的方式可建设20万、40万、60万、80万、100万千瓦等系列装机容量的机组，适应不同地区用户需求。 1.2.2钠冷快堆：中子经济性更好，福建霞浦快堆计划2023年建成投产 钠冷快堆是以液态金属钠为冷却剂，由快中子引起核裂变并维持链式反应的反应堆。快中子是指反应堆堆芯内的中子能量高，飞行速度快。例如，法国1200 MWe的超凤凰钠冷快堆的平均中子能量约为～0.08 MeV，我国大亚湾970 MWe轻水冷却热中子压水堆的平均中子能量约为～0.05 eV，因此，快堆堆芯中子的飞行速度是压水堆的千倍。也正是由于其飞行速度快，所以吸收截面与裂变截面之比显著降低，每次裂变产生的中子数显著增大，因此有更多剩余的中子被铀-238俘获吸收，再经过两次衰变转变为钚-239，因此快堆的中子经济性更好。此外，钠冷快堆还具有功率密度高、固有安全性好、小型化性能好、全寿期不换料等优势，可应用于远海岛礁等偏远地区，也可与风、光等新能源耦合运行提高微电网稳定性。 据中新网、证券时报，从全球来看，钠冷快堆是四代核电备选队形中最成熟的堆型之一。运行年数已经超过了430堆年(1个反应堆运行1年等于1堆年)，技术成熟性很大程度上得到了工程验证。2010年，我国首个钠冷快堆——中国实验快堆(CEFR)建成。2017年，福建霞浦钠冷快堆60万千瓦示范快堆工程开工，计划于2023年建成投产。 图3.钠冷快堆发电原理图 图4.熔盐堆反应原理示意图 1.2.3钍基熔盐堆：最安全技术之一，计划于2030年后在全球率先实现商业应用 钍基熔盐堆核能系统（TMSR），又称液态氟化钍反应堆（Liquid Fluoride Thorium Reactor，LFTR），是第四代先进核能系统6种堆型中最安全的技术之一。其反应原理是是控制熔盐中的钍例子与中子反应，产生大量热。值得一提的是，相比其他对性的固态燃料，熔盐堆的核燃料为液态，当冷却剂流出反应堆芯时，可以利用干法分离技术实现同位素的在线分离。 根据中国核工业集团有限公司报道，钍基熔盐堆有五大特点：1）固有安全性高：当熔盐堆内熔盐温度超过预定值时，设在底部的冷冻塞将自动熔化，携带核燃料的熔盐随即全部流入应急储存罐，使核反应终止。熔盐堆还可建在地面10米以下，有利于防御破坏与袭击；2）核燃料储量丰富：钍资源的储量乐观估计是铀的5-8倍，我国是钍资源大国；3）核废料最小化：当冷却剂流出堆芯，可利用干法分离技术（将乏燃料融于液态熔盐，利用电化学方式进行元素分离）实现同位素在线分离；此外，熔盐堆可使核燃料充分燃烧，最终卸出肥料约为目前的1/1000左右；4）可用于干旱地区：熔盐堆采用无水冷却技术，只需少量的水即可运行，且熔盐堆优势高温堆，可用于干旱地区实现高效发电及其他应用。 根据中国核电网报道，钍基熔盐堆核能系统计划于2030年后在全球率先实现商业应用，这座新型核电装置将是世界上第一座商业化运营的钍基熔盐堆。 目前，我国也是世界首个钍核反应堆正在我国甘肃省进行测试，该核反应堆虽然功率只有2兆瓦，但也能为1000户居民提供电能。TMSR-LF1为一体式反应堆，由中科院上海应用物理所自主设计。 1.3经济性：四代核电仍有较大降本空间 根据北极星电力会展网，当高温气冷堆单纯用于发电时，发电成本约0.355元/kWh，只用于供汽时，供汽成本约143.72元/吨。虽然当前示范工程项目单位投资成本相对较高，但随着不断设计优化、批量化建设和热电联供的实现，其经济性还有一定提升空间。 我国首个高温气冷堆示范工程自2012年开工建设，至今已经10年有余。相对成熟的压水