机械行业一周解一惑系列：核电行业梳理

本周关注：精测电子、卓然股份、奥普光电、华中数控、曼恩斯特、海陆重工 核电是利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电的方式。在核裂变过程中，快中子经慢化后变为慢中子，撞击原子核，发生受控的链式反应，产生热能，生成蒸汽，从而推动汽轮机运转。核电站与我们常见的火力发电站一样，都用蒸汽推动汽轮机做功，带动发电机发电。它们的主要不同在于蒸汽供应系统。火电厂依靠燃烧化石燃料（煤、石油或者天然气）释放的化学能将水变成蒸汽，核电站则依靠核燃料的核裂变反应释放的核能将水变成蒸汽。除反应堆外，核电站其他系统的发电原理与常规火力发电站相仿。各种核电堆型的区别主要在于反应堆的冷却剂和中子慢化剂的不同。按照冷却剂的不同可分为轻水堆、重水堆、气冷堆等，按照中子慢化剂的有无，可分为热中子堆、快中子堆。 纵观核电发展历史，核电站技术方案大致可以分为四代。第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一；第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求，尚处于商业化早期。 在建核电机组数量饱满，总装机容量保持全球第一。根据中国核能行业协会，截至2022年12月31日，我国运行核电机组共55台（不含台湾地区），装机容量为56985.74MWe（额定装机容量）.2022年，我国新核准核电机组10台，新投入商运核电机组3台，新开工核电机组6台，在建核电机组24台，总装机容量约2681万千瓦，继续保持全球第一。在核电站的生产运营方面，2022年，中国核电发电量4178亿千瓦时，同比增长2.53%，装机容量5326万千瓦，同比增长4.26%。核电设备利用小时数方面，2022年1-12月，核电设备利用小时数为7547.70小时，平均机组能力因子为91.67%。 自主掌握三代核电，实现二代向三代跨越。根据《 中国核能发展报告2023》蓝皮书，截至2022年，国内外共有5台“华龙一号”机组建成投产，9台机组正在建设，“华龙一号”批量化建设有序推进，标志着我国真正自主掌握了三代核电技术，核电技术水平跻身世界前列。四代核电实现首次并网。第四代核能系统的目标是使核电具有更好的经济竞争性、安全和可靠性，要求燃料利用率高、废物产生量小，以及拥有防扩散和外部侵犯的能力，是核能下一步发展的方向。根据第四代核能系统国际论坛（GIF）的推荐，六种四代（先进）堆型分别为钠冷快堆、超高温气冷堆、铅冷快堆、熔盐堆、超临界水冷堆和气冷快堆。作为GIF的成员国，中国主要参与了气冷快堆外的另五种堆型的合作研发。2021年，中国的石岛湾高温气冷堆核电站示范工程项目实现并网发电，是全球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，设备国产化率高达93.4%。 投资建议：建议关注核电设备相关标的：佳电股份、海陆重工。 风险提示：1）核电安全事故风险。2）核电站建设延期的风险。3）核电政策变动的风险。 1核电行业基本情况 1.1核电发电原理及主要堆型 核电是利用核反应堆中核裂变所释放出的热能进行发电的方式。在核裂变过程中，快中子经慢化后变为慢中子，撞击原子核，发生受控的链式反应，产生热能，生成蒸汽，从而推动汽轮机运转。核电站与我们常见的火力发电站一样，都用蒸汽推动汽轮机做功，带动发电机发电。它们的主要不同在于蒸汽供应系统。 火电厂依靠燃烧化石燃料（煤、石油或者天然气）释放的化学能将水变成蒸汽，核电站则依靠核燃料的核裂变反应释放的核能将水变成蒸汽。除反应堆外，核电站其他系统的发电原理与常规火力发电站相仿。各种核电堆型的区别主要在于反应堆的冷却剂和中子慢化剂的不同。按照冷却剂的不同可分为轻水堆、重水堆、气冷堆等，按照中子慢化剂的有无，可分为热中子堆、快中子堆。 图1：各堆型冷却剂和慢化剂对应情况 目前世界上核电站采用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆、石墨水冷堆以及快中子增殖堆等，但比较广泛使用的是压水堆。压水堆以普通水作冷却剂和慢化剂，是目前世界上最普遍的商用堆型。 压水堆（PWR，pressurized waterreactor）：使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆，燃料为浓缩铀。压水堆核电站由核岛和常规岛组成，核岛中的大型设备是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯，常规岛主要包括汽轮机组及二回路其它辅助系统，与常规火电厂类似。 沸水堆（BWR，boiling water reactor）：沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。 重水堆（PHWR，pressurized heavy water reactor）：重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂。 石墨气冷堆（GCR，gas cooled reactor）：用石墨慢化、二氧化碳或氦气冷却的反应堆，目前仅存于英国。 石墨水冷堆（LWGR，light-water cooled graphite moderated reactor）：石墨水冷堆是以石墨为慢化剂、水为冷却剂的热中子反应堆，目前仅存于俄罗斯。 快中子增殖堆（FBR，fast breeder reactor）：由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。 从结构上看，压水堆核电站主要由核岛、常规岛和电站配套设施（BOP）等组成。核岛由核反应堆厂房和核辅助厂房构成，其中核反应堆厂房的安全壳是核电站的重要安全构筑物。安全壳一般为带有半圆形顶的圆柱体钢筋混凝土建筑，能够承受地震、台风等各种外部冲击，是核电站的第三道安全屏障，确保反应堆的放射性物质不释放到外部环境。 图2：反应堆厂房剖面 反应原理方面，核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，高温高压的一回路冷却水把这些热能带出反应堆，并在蒸汽发生器内把热量传给二回路的水，使它们变成蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。一回路：反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，高温高压的冷却水由主泵泵入堆芯带走热量，然后流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。水这样不断的在密闭的回路内循环，被称为一回路。二回路：蒸汽发生器U型管外的二回路水受热变成蒸汽，蒸汽推动汽轮机发电机做功，把热能转换为电力；做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这个回路循环被称为二回路。 图3：核电发电原理 1.2世界核电发展历程 纵观核电发展历史，核电站技术方案大致可以分四代。第一代核电站为原型堆，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景；第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站；第三代核电站为符合URD或EUR要求的核电站，其安全性和经济性均较第二代有所提高，属于未来发展的主要方向之一；第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求，尚处于商业化早期。 （1）第一代核电技术。主要集中在美国、前苏联、英国、法国等少数几个国家，联邦德国和日本由于被禁止在二战后10年内进行核研究，因而核能技术应用起步较晚。这阶段典型的核电机组堆型包括：英国和法国建造的一批“美诺克斯”天然铀石墨气冷堆，前苏联早期建造的轻水冷却石墨慢化堆，美国早期建造的压水堆和沸水堆。第一代核电站目前基本已退役，它们有以下一些共同点：建于核电开发期，因此具有研究探索的试验原型堆性质；设计比较粗糙，结构松散，尽管机组发电容量不大，一般在30万千瓦之内，但体积较大；设计中没有系统、规范、科学的安全标准作为指导和准则，因而存在许多安全隐患；发电成本较高。 图4：第一代核电技术——早期原型堆 （2）第二代核电技术。在第一代核能系统的技术可行性得到验证以后，从20世纪70～90年代，对这些经验证的机型实施了标准化、系列化、批量化建设，至今仍在商业运行的核电厂，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由美国设计的压水堆核电机型（PWR，System80）和沸水堆核电机型（BWR）、法国设计的压水堆核电机型（P4、M310)、俄罗斯设计的轻水堆核电机型（VVER），以及加拿大设计的重水堆核电机型（CANDU）等。 图5：秦山二核实景图 （3）第三代核电技术。派生于目前运行中的第二代核能系统。反应堆的设计基于同样的原理，并吸取了这些反应堆几十年的运行经验，进一步采用经过开发验证且可行的新技术，旨在提高现有反应堆的安全性，满足URD（美国核电用户要求）和EUR（欧洲核电用户要求）。第三代核能系统的开发始于20世纪90年代，第三代核电重在增加事故预防和缓解措施。降低事故概率并提高安全标准。 第三代核电机型主要有AP1000、EPR、ABWR、APR1400、AES2006、ESBWR、CAP1400、华龙一号。 图6：浙江三门核电厂鸟瞰图 （4）第四代核电技术。未来新一代先进核能系统，无论是在反应堆还是在燃料循环方面都有重大的革新和发展。第四代核能系统的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。 第四代核能系统国际论坛（GIF）推荐的6种典型四代堆型分别为气冷快堆（GFR）、铅冷快堆（LFR）、钠冷快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）和超高温气冷堆（VHTR）。 1.3中国核电发展历程 （1）核电起步阶段（1970—1993年） 20世纪70年代初，中国决定发展核电。1983年，中国确定了发展压水堆核电的技术路线，明确了中国核电发展的基本方向。1984年，中国第一座自主设计和建造的秦山核电站开工建设；1991年12月15日，该电站成功并网发电，结束了中国无核电的历史。中国成为继美国、英国、法国、前苏联、加拿大、瑞典之后世界上第七个能够自行设计、建造核电站的国家。 （2）适度发展阶段（1994—2005年） 这个阶段，核电发展方针为“适度发展”。1996年，引进法国M310技术并消化改进的秦山核电厂二期2台650兆瓦机组工程开工建设；2004年两台机组全部投入商运。仅55项大型关键设备中，就有47项实现了国产化。通过秦山二期的建设，我国核工业不仅积累了科研设计、建筑安装、工程监理、设备制造、核燃料组件生产、调试运行及工程管理等一整套核电建设的经验，而且为自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实基础。 （3）积极发展阶段（2006—2011年） 随着中国经济快速发展，能源电力需求不断攀升。2006年《核电中长期发展规划（2005—2020年）》明确指出“积极推进核电建设”，确立了核电在中国经济与能源可持续发展中的战略地位。其间，中国引进欧美国家第三代核电技术AP1000和EPR1750，并在此基础上不断创新，形成了具有自主知识产权的第三代先进压水堆技术。 （4）安全高效发展阶段（2011年至今） 2011年日本福岛核泄漏事件后，国家对所有在运在建核电项目开展全面安全隐患大排查，针对排查出来的潜在隐患研究方案并采取改进措施，并加强顶层设计，制定了最严格的安全标准，建立健全国家核应急综合体系。在织密核电安全网后，2021年《政府工作报告》正式提出，要“在确保安全的前提下积极有序发展核电”。中国核电进入了安全高效发展的新阶段。公开资料显示，自2015年核准8台新建核电机组后，中国核电行业经历了3年多的“零审批”状态。今年年初，这一状态发生改变——2019年1月30日，中国核工业集团漳州核电一期项目1号、2号机组，以及中国广核集团惠州太平岭核电一期项目1号、2号机组获得核准。 2国内核电发展