核工装备行业深度汇报(二)：四代核电愈行愈近，乏燃料后处理投资额有望提升

中 泰 证 券 研 究 所专 业 ｜ 领 先 ｜ 深 度 ｜ 诚 信核工装备深度汇报（二）四代核电愈行愈近，乏燃料后处理投资额有望提升｜ 证 券 研 究 报 告 ｜分析师： 陈鼎如 执业证书编号：S0740521080001 Email：chendr01@zts.com.cn 分析师： 殷通 执业证书编号：S0740524040001 Email：yintong@zts.com.cn 2 0 2 4 . 9 . 2 42◆ 四代核电愈行愈近，钠冷快堆、高温气冷堆更加成熟➢ 四代核电概念于2000年提出。在三代核电的基础上，出于更好地解决核能发展中的可持续性（铀资源利用与废物管理）、安全与可靠性、经济性、防扩散与实体保护等问题，美国于2000年发起“第四代核能系统国际论坛（GIF）” ，提出钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超临界水堆、超高温气冷堆和熔盐堆等六种堆型。行波堆和加速器驱动的次临界系统（ADS）也可以满足第四代堆的要求。➢ 我国高温气冷堆和钠冷快堆更加成熟，熔盐堆也在有序推进中；• 高温气冷堆：高温气冷堆固有安全性高，可用于高温产氢或给化工厂区供工业汽。中国在高温气冷堆技术上世界领先。2023年12月6日，华能石岛湾高温气冷堆示范工程正式投入商业运行，目前中国或已规划CX项目、江苏绿能、XX绿能三个厂址；2024年8月19日，国常会核准江苏徐圩一期项目，厂址包含一台高温气冷堆，江苏徐圩一期项目也是世界上第一个压水堆-高温气冷堆耦合的核电厂。• 钠冷快堆：核能“三步走”战略承上启下环节。中国是世界上第8个拥有钠冷快堆技术的国家。2017年在福建霞浦开建示范快堆A计划于2023年完工。• 熔盐堆：熔盐堆是以熔盐作为冷却剂的反应堆。 2020年1月13日，位于甘肃省武威市的2MWt液态燃料钍基熔盐实验堆获得国家核安全局颁发的建造许可证，2023年6月7日，获得国家核安全局颁发的运行许可证。◆ 闭式循环是我国国策，后处理投资额有望随核电机组批复加速而提升➢ 核电站建设加速有望带来乏燃料后处理方向的投资额提升。根据测算，预计2030年乏燃料产生量将达到2749吨，累计量将达到24856吨，同时我国乏燃料处理能力与国际相比差距较大。2035年前我国需要新建3-4个800t/年处理能力的乏燃料处理厂方能达到平衡。➢ 我国铀矿石产能与高速发展的核电事业不匹配，仅靠一次资源无法解决供需缺口。根据测算，2040年供需缺口最大可达37998吨/年。根据经合组织核能署研究，后处理方案比“一次通过”更加经济。➢ 后处理发展还可能带来核燃料厂与核燃料运输、储运容器方面的需求提升。核心观点3◆ 投资主线1——四代核电：四代核电作为先进核能方向，中国在钠冷快堆和高温气冷堆较为成熟，在钍基熔盐堆领域具备优势。建议关注：➢ 高温气冷堆：主氦风机：佳电股份；金属堆芯支承：海陆重工；热气导管：科新机电；➢ 钠冷快堆：燃料组件管材：久立特材；◆ 投资主线2——后处理：核电站建设加速有望带来乏燃料后处理方向的投资额提升。根据测算，预计2025年我国年乏燃料产生量约为1525吨，累计量达14963吨；2030年乏燃料产生量将达到2749吨，累计量将达到24856吨。2035年前我国需要新建3-4个800t/年处理能力的乏燃料处理厂方能达到平衡。我国乏燃料处理能力与国际相比差距较大。法国拥有1700t/a的乏燃料后处理能力，而我国乏燃料处理能力较弱，据《“十四五”规划和2035远景目标纲要》，至25年运行装机容量70GW，届时中国核电装机容量有望超过法国，后处理需求迫切。 ➢建议关注：景业智能、航天晨光、航天智装◆ 投资主线3——运输贮存容器：运输容器主要用来运输核燃料，根据运送燃料种类的不同，储运容器可分为六氟化铀运输容器、新燃料运输容器、乏燃料运输容器。产品价值量与制造难度呈正比，从价值量看，乏燃料运输容器>新燃料运输容器>六氟化铀运输容器。随着投运核电项目逐年增加，核燃料运输需求将随之增长。➢建议关注：科新机电、兰石重装、日月股份风险提示：政策变化的风险、建设进度不及预期风险、研报使用的信息更新不及时的风险、行业规模测算偏差风险。投资建议目录CONTENTS专 业 ｜ 领 先 ｜ 深 度 ｜ 诚 信中 泰 证 券 研 究 所四代核电愈行愈近，钠冷快堆、高温气冷堆更加成熟闭式循环是我国国策，后处理投资额有望随核电机组批复加速而提升相关标的及风险提示01.02.03.CONTENTS目录CCONTENTS专 业 ｜ 领 先 ｜ 深 度 ｜ 诚 信中 泰 证 券 研 究 所1四代核电愈行愈近，钠冷快堆、高温气冷堆更加成熟6四代核电自2000年开启研究数据来源：国家能源局官网、北极星核电网、国家原子能机构官网、《第四代核能系统技术路线图（修订版）》、GIF官网，中泰证券研究所◼ 三代核电技术是指满足美国《先进轻水堆用户要求》和《欧洲用户对轻水堆核电站的要求》的反应堆堆型。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，世界核电界集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行了研究和攻关，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》，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。第三代核电机型主要有AP1000、EPR、ABWR、APR1400、AES2006、ESBWR、CAP1400、华龙一号。◼ 四代核电有六种候选堆型。美国于2000年发起“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，希望能更好地解决核能发展中的可持续性（铀资源利用与废物管理）、安全与可靠性、经济性、防扩散与实体保护等问题。第四代核能系统最显著的特点是强调固有安全性，是解决核能可持续发展问题的关键环节。GIF提出六种堆型，包括钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超临界水堆、超高温气冷堆和熔盐堆。行波堆和加速器驱动的次临界系统（ADS）也可以满足第四代堆的要求。四代核电的目标满足四代堆标准的各种反应堆可持续性目标(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。经济性目标(1)比其它能源具有清晰的全寿命周期成本优势；(2)财务风险级别与其它能源项目相差无几。安全性和可靠性目标(1)具有卓越的运行安全性和可靠性；(2)反应堆堆芯损坏的可能性和损坏程度非常低；(3)消除对厂外应急响应的需要。防扩散与实物保护目标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窃路线的保障，并增强对恐怖行为的实物保护。堆型主要优势技术发展阶段钠冷快堆闭式燃料循环俄罗斯BN800示范快堆建成；我国钠冷快堆示范工程开工铅冷快堆小型化多用途关键工艺技术研究气冷快堆闭式燃料循环出现关键技术难以克服的情况超高温气冷堆核能的高温利用我国高温气冷堆示范工程开工超临界水堆在现有压水堆的基础上提高经济性与安全性关键技术和可行性研究熔盐堆钍资源利用关键技术和可行性研究ADS嬗变关键工艺技术研究行波堆提高铀的利用率关键工艺技术研究7GIF提出六种候选堆型◼ 三代核电技术是指满足美国《先进轻水