科技我们如何看国内核电技术发展？ (by 浙商·电气新能源

来源：互联网
|
2017-04-12
|
0 条评论
|
T小字　 T大字

　　(请关注：iAnalyst)我们看好如下趋势：核电机组小型化、核电技术向三代及以上线持续过渡、高端设备及材料国产化、核燃料后端循环短板补齐。0导读通过对比《能源技术创新“十三五”规划》与《能源科技“十二五”规划》主要内容变动情

　　(请关注：iAnalyst)我们看好如下趋势：核电机组小型化、核电技术向三代及以上线持续过渡、高端设备及材料国产化、核燃料后端循环短板补齐。

　　通过对比《能源技术创新“十三五”规划》与《能源科技“十二五”规划》主要内容变动情况，我们发现核电是“十三五”期间五大任务中，唯一一项作为“十二五”期间完整子任务上升到主要任务之一的能源技术，“十三五”期间国内核电技术有望取得长足进展。结合具体的发展目标，我们认为，我国将从推动新型反应堆技术发展、加强核电关键零部件研发、推进乏燃料处理技术推广、加强在役机组监管并开展延寿评估等多个维度，推动国内核电产业健康发展，并始终将安全性视为第一要务。安全高效地发展核电，将会是“十三五”期间，乃至今后我国发展核电的首要考量。

　　《能源技术创新“十三五”规划》当中部分内容为首次提及，是我国未来急需突破的领域。从《规划》内容的变化，我们归纳出未来国内核电发展的四大趋势：

　　1)核电机组将向小型化方向发展，以适应海洋核动力平台建设及陆上灵活应用；

　　2)三代核电技术不是终点，未来国内核电技术将向具有更高安全性的先进核电技术发展，终极目标是实现可控核聚变应用；

　　3)在核电设备国产化水平持续提高的背景下，核电设备与材料国产化将向深水区迈进，未来有望具备完全国产化能力；

　　我们持续看好具备小型堆、四代堆等多种堆型设备制造能力、具备高端材料国产化能力、率先布局核燃料后端循环的核电产业链相关厂商。关注：浙富控股002266）、久立特材002318）、东方锆业002167）、应流股份603308）、台海核电002366）、通裕重工300185）、佳电股份。

　　2016年12月底，国家能源局发布《能源技术创新“十三五”规划》(以下简称《规划》)，明确了2016年至2020年能源新技术研究及应用的发展目标，是未来五年推进能源技术的重要指南。

　　《规划》是继2012年《能源科技“十二五”规划》之后，我国出台的第二部能源科技相关规划，通过对比前后两部规划的主要任务，我们认为“十三五”期间核电受重视程度较“十二五”期间提高。

　　“十二五”期间《规划》主要有四大任务，分别为：勘探与开采技术领域、加工与技术领域、发电与输配电技术领域、新能源技术领域；“十三五”期间《规划》主要任务有五项：清洁高效化石能源技术、新能源电力系统技术、安全先进核电技术、战略性能源技术、能源基础材料技术。其中清洁高效化石能源技术是对“十二五”期间，勘探与开采技术领域、加工与技术领域主要内容的整合；新能源电力系统技术是对“十二五”期间，发电与输配电技术领域、新能源技术领域部分主要内容的整合；安全先进核电技术是“十二五”期间新能源技术领域子任务之一；战略性能源技术、能源基础材料技术，是对“十二五”期间四大主要任务细分领域的优化整合。

　　从“十二五”期间作为新能源技术领域的子任务之一，到“十三五”期间单独作为一项重要任务提及，国家层面对于发展安全先进核电技术的重视程度不言而喻。此外核电也是“十三五”期间五大任务中，唯一一项作为完整子任务上升到主要任务之一的能源技术，“十三五”期间国内核电技术有望取得长足进展。图1为，能源科技领域“十三五”规划与“十二五”规划的对比示意。

　　《能源科技“十二五”规划》中核电相关任务的表述为“先进核电技术”，而在《能源技术创新“十三五”规划》中核电相关任务表述则变更为“安全先进核电技术”，在历经三里岛、切尔诺贝利及福岛核事故之后，安全发展核电已经成为我国乃至世界主流核电国家的共同追求。

　　《能源技术创新“十三五”规划》对于具体任务按照执行的难易程度分为：应用推广、示范试验、集中攻关三种类型。在安全先进核电技术领域，主要任务的分类如表1所示。

　　按照该《规划》相关内容，未来5年，在新型反应堆研发领域，我国将加快自主知识产权先进核电堆型的持续改进创新，推广应用自主知识产权的先进三代压水堆，加快高温气冷堆、快堆、模块化小型堆、海洋核动力平台的技术示范工程建设和产业化，积极开展微型堆、钍基熔盐堆等新堆型研究；在关键零部件研发领域，开展先进核燃料元件、高端蒸汽发生器换热管研发，力争掌握全陶瓷微包覆燃料及包壳材料技术与核电蒸汽发生器690传热管材料稳定化制备技术；在乏燃料处理技术推广领域，将发展大型核燃料后处理厂自主技术，突破严重事故预防和缓解技术、废物最小化技术、设备管道去污技术等；对于在役核电机组，我国将积极推进在役核电机组延寿相关技术的研究开发，发展先进监/检测技术、关键设备时限老化评估技术和缓解/修复技术等。

　　结合具体的发展目标，我们认为，我国将从推动新型反应堆技术发展、加强核电关键零部件研发、推进乏燃料处理技术推广、加强在役机组监管并开展延寿评估等多个维度，推动国内核电产业健康发展，并始终将安全性视为第一要务。安全高效地发展核电，将会是“十三五”期间，乃至今后我国发展核电的首要考量。

　　《能源技术创新“十三五”规划》当中关于核电内容，部分为相对于“十二五”规划首次提及，分别为：海洋核动力平台、可控核聚变前沿技术研究、钍基熔盐堆核能系统关键技术研究、核事故应急技术与装备、核电工程智能化设计建设技术示范、核电蒸汽发生器 690 传热管材料稳定化制备技术、核级 SiC /SiC 复合材料技术攻关研究。从以上变化，我们归纳出未来国内核电发展的四大趋势：核电机组将向小型化方向发展，以适应海洋核动力平台建设及陆上灵活应用；三代核电技术不是终点，未来国内核电技术将向具有更高安全性的先进核电技术发展，终极目标是实现可控核聚变应用；在核电设备国产化水平持续提高的背景下，核电设备与材料国产化将向深水区迈进，未来有望具备完全国产化能力；核燃料技术将持续升级，核燃料循环后端短板将补齐。

　　同一堆型核电机组投资成本持续下降，使得反应堆小型化在经济性上可行。单堆功率大的核电机组在经济性上更具优势，这也是核电机组单堆功率持续增大的主要原因。但自上世纪90年代以来，二代核电技术逐步成熟，核电设备成本与建造成本不断下行，使得建造小型反应堆具有经济可行性。以中广核CPR1000建设经验为例：中广核集团自1987年引进法国的百万千瓦级核电机组M310之后，便致力于核电技术的引进吸收与再创新，在M310基础上进行了一系列技术改进形成了CPR1000技术和具备三代核电主要技术特点的ACPR1000技术，后续中广核集团通过批量建造CPR1000形成了很好的学习曲线效应，反应堆建设成本稳步下降。表2为中广核集团部分机组建造成本数据。

　　小型堆安全性优于大型堆，有助其在未来胜出。小型堆在追求安全性的过程当中采用了一系列特殊设计，这使得小型堆在具体的设计方案上与传统大型堆出很多不同。

　　先以中核集团的ACP100为例，根据《中国核工业报》援引中核集团ACP100科研专项总设计师宋丹戎的介绍，ACP100的特点之一是反应堆的一体化布置，其将堆内核心设备，压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器等集成为一体，这样就使得ACP100反应堆系统当中不在需要主管道，这意味着ACP100将不会发生主管道大LOCA事故，提高了反应堆的固有安全性，与ACP100采用相同设计的反应堆还有韩国的SMART反应堆。

　　与ACP100不同，俄罗斯的KLT-40S反应堆则采用了另外一种紧凑化回的设计思，该反应堆目前已经装配在全球首台海上浮动核电站“罗蒙诺索夫院士号”上。紧凑化回设计方案中主管道仍然存在，但其长度却大大减少，使得主管道大LOCA事故的发生概率大大降低，是目前主流的核潜艇以及核动力航母所采用的设计方案。SMART和KLT-40S的设计方案分别如图2、图3所示。

　　小型堆相对于大型堆在设计方面存在多项改进使其固有安全性能超过大型堆，包括：简化系统管道设计，优化压力容器设计与冷却剂余热排出设计，提高堆芯材料选择要求等，以提升小型堆的固有安全性能。表3为中核集团ACP100小型堆在安全性方面所具有的技术特点。

　　海陆应用皆可，小型堆应用更具灵活性。小型堆除了能够用来发电外，且由于对反应堆余热利用更便利，亦可用于海水淡化、工业供汽以及城市区域供热。就偏远岛屿而言，海水淡化功能配合海上浮动核电站的应用，极具前景。淡水和电力是制约偏远岛屿开发的两题，目前国内偏远岛屿供电主要采用了光伏+柴油发电机的配置满足电力供给，在人口数量不多以及商业化开发程度较低的情况下，基本能够满足需求，但随着海岛商业化开发进程的提速，偏远海岛对于电力的需求将随着未来的商业化开发呈现爆发式增长，为海上浮动核电站带来需求。在内陆地区建设小型堆能够减少冷却水需求，更具现实意义，此外利用核能供热替代煤炭、油气等常规能源供热，环保优势更加明显。如图4为小型堆海陆应用的主要细分领域。

　　发电成本较柴油发电极具优势，海上推广已具备基础。目前国内海上石油钻井平台电力及热力供应主要依赖于柴油提供，燃油发电的成本大致在2元/kWh，而海上浮动核电站电力成本在1元/kWh左右，海上石油钻井平台运营商替代需求强烈。目前中海油已经中核和中广核在相关领域都签订和合作协议。我们测算的柴油发电成本与海上浮动核电站发电成本的对比如表3所示。其中，柴油发电成本主要取决于所消耗柴油成本，通过测算，柴油发电度电成本在2元/kWh左右，如表4。此外通过分析中国核电601985）2015年年报我们发现核电发电成本中核燃料占比一般维持在25%-30%左右，占比并不高，这就意味着反应堆的造价成本以及运维成本对核电发电成本影响较大。

　　综合考虑，我们认为目前海上浮动核电站的造价成本存在较大的变动空间，而核燃料成本、运维成本以及人员费用相对稳定。同时考虑到，目前单个海上石油钻井平台动力需求远不及100MWe，如果不能有效利用海上浮动核电站，可能会导致海上浮动核电站可利用小时数大幅下降。因此我们采用情景分析的方法对海上浮动核电站发电成本进行测算：乐观情形下，海上浮动核电站造价成本在60亿元左右，年利用小时数约7,500h，其他成本维持低位；中性情形下，海上浮动核电站造价成本为90亿元左右，年利用小时数约5,000h；保守情形下，海上浮动核电站造价高达120亿元，可利用小时数低至2,500h左右，其他成本略有提高。通过测算，在保守情形下海上浮动核电站度电成本为1.02元/kWh左右，仍较柴油发电有较大优势。

　　浙商.电气新能源小而美：搭载小型堆的海上浮动核电站(2016.9.18)

　　《能源技术创新“十三五”规划》当中，三代以上核电技术任务已经占据了更多的分量，考虑到以高温气冷堆为首的新型核电技术具有更高的安全性，未来国内核电技术将从三代逐步向更加安全的先进核电技术迈进。

　　目前我国在高温气冷堆领域进展最快，其在安全性方面具有较大突破。模块式高温气冷堆(HTGR)，简称“高温气冷堆”，采用耐高温的陶瓷型包覆颗粒燃料元件，用化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂，用耐高温的石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，具备如下优势：

　　其一，具有固有的安全性。高温气冷堆的燃料外表面是耐高温、耐腐蚀的碳化硅(SiC)，采取惰性气体氦气作为冷却剂，结合反应堆的巧妙设计，即使遇到类似福岛事故的海啸袭击，全厂断电，亦可反应堆不会熔化。其二，发电效率高。燃料循环灵活，转换比高，铀燃料燃耗深；热效率高。其三，未来可拓展的应用领域广泛。反应堆提供直至950℃高温工艺气体和高品质蒸汽，可用于黑色金属生产、制氢、煤化工、海水淡化等工业领域。其四，多模块组合方式，可灵活适应市场。高温堆通过多模块组合方式，可以建设200、400、600、800、1000MW等系列装机容量的核电机组，适合建在靠近负荷中心及拥有中小电网的国家和地区，尤其适合“一带一”沿线国家。

　　目前国内高温气冷堆采用了全陶瓷型球型燃料元件的技术线mm，弥散在石墨基体当中，它由球形陶瓷核燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、SiC层和外致密热解炭层组成。图5为全陶瓷球型燃料元件及燃料球结构。

　　碳化硅高稳定性为高温气冷堆的固有安全性提供保障。据《碳化硅材料在核燃料元件中的应用》介绍，在4层包覆结构中最为重要的是碳化硅层，完整的碳化硅层可以绝大部分的气体和固体裂变产物，并能够承受包覆燃料内气体产物的内压，是高温气冷堆安全性的重要保障。此外碳化硅在2100℃以下保持较强的稳定性，而据中国核建601611）集团官网介绍高温气冷堆堆芯的温度不会超过其安全限值1620℃，因此燃料颗粒无论如何不会被烧坏，从根本上避免了放射性泄露。

　　除高温气冷堆之外，我国在快中子反应堆、钍基熔盐堆、磁约束聚变装置等领域也已经走到了世界的前列，而新型核技术在安全性与经济性方面较传统压水堆均有较大的提升。下面在以钍基熔盐堆为例。

　　钍基熔盐堆使用钍-232作为核燃料，钍-232在反应堆中吸收中子后会变为钍-233，钍-233为非稳定核素，其半衰期为22分钟，钍-233发生β衰变在1个电子后变为钚-233，而钚-233亦为非稳定核素，半衰期27天，同样会发生β衰变，衰变后变为铀-233，从而可进行裂变反应，形成闭式燃料循环。

　　第一，相较于铀资源，钍资源储备更为丰富。根据美国联邦地质调查局以及世界核协会统计数据，截至2013年全球钍资源储量与铀资源储量分别为1400万吨和589万吨，而全球钍资源可开发量为铀资源可开发量的3-4倍。此外天然铀中能够直接进行核裂变的铀-235仅占天然铀的0.720%，而自然界所有的钍均可用于核裂变反应，据此测算铀资源储备可为人类提供更久的能源支撑。

　　第二，钍/铀的转换效率高，钍/铀燃料循环在热堆中和快堆中都能使用，使用钍做核燃料可得到更高等级的能量。就单位质量所含能量而言，钍是铀的约40倍，同样规模的电站，钍核发的电量可以是铀核发电电量的数倍。

　　第三，钍/铀燃料循环产生较少的高毒性放射性核素，其核废料衰减期短，只有100-300年，相对于压水堆核废料上万年的衰减期，后续核废料更容易储存、对影响小。

　　第四，有利于防止核扩散，从而推动核电技术在全球范围内的推广。传统压水堆核燃料中存在大量铀-238，铀-238吸收中子并在发生两次β衰变后变为钚-239，而钚-239为核武器的主要原材料，因此存在核扩散问题。而钍/铀循环不产生武器级钚，因此不存在核扩散问题。

　　第五，钍和氧化钍化学性质稳定，耐辐照、耐高温、热导性高、热膨胀系数小、产生的裂变气体较少，允许更高的运行温度和更深的燃耗。实际运行后的电价成本低，据以色列Ben-Dak/GalperinTeam相关专家介绍，根据他们的研究，以色列现有技术线下的钍核发电的度电成本有望比现有的铀核电站的成本降低35%-40%。

　　我国早在上世纪60年代便启动了钍基熔盐堆的研究，目前由中国科学院上海应用物理研究所主要推动发展钍基熔盐核能系统。

　　根据中科院上海应用物理研究所研究员、中科院先进核能创新研究院筹备组组长徐洪杰介绍，我国钍基熔盐堆目前已经有了清晰战略目标：2020年前，将建成世界首个10MW固态燃料钍基熔盐实验堆和一座2MW液态燃料钍基熔盐实验堆；中期，即到2025年，建成100MW固态燃料钍基熔盐示范堆和10MW液态燃料钍基熔盐实验堆，在国际上率先实现固态燃料熔盐堆应用；远期，到2030年，建成100MW液态燃料钍基熔盐示范堆，在国际上率先实现钍铀燃料循环利用。

　　我国核电机组综合国产化水平持续提高，未来国产化脚步将向高端材料深水区迈进。根据中国核电信息网相关统计，1987年大亚湾引进的两台M310机组综合国产化率水平仅为10%左右，自此之后我国核电机组综合国产化率水平持续提高，至三门核电引进的两台AP1000机组综合国产化率水平可达到70%左右。目前在建的具有我国完整自主知识产权的“华龙1号”，其首台机组福清5号预计综合国产化率水平可达到85%，未来“华龙1号”综合国产化率有望突破95%。我们认为在国内核电机组综合国产化率水平日益提高的条件下，未来国产替代将主要在核电高端装备与高端材料领域开展。

　　自主CF及STEP系列先进核电燃料、核电站数字化仪控平台技术、核电蒸汽发生器690传热管材料稳定化制备技术、核电用绝缘材料关键技术、核级SiC /SiC复合材料技术是《能源技术创新“十三五”规划》中与国产化相关的主要任务。我们认为自主CF及STEP燃料组件、数字化仪控系统、蒸汽发生器690传热管有望在未来几年全面替代进口，是核电设备领域进口替代最为确定的环节。

　　燃料组件设计国产化、材料制造国产化一直是核电国产化进程中的关键环节。核燃料组件是核反应堆内部的“心脏”，其由核燃料元件组合而成。核燃料元件主要由燃料芯体和包壳组成，其是反应堆内以燃料为主要组分的结构上最小的部件，燃料元件包壳内部即为核燃料，在核电机组正常运行情况下，燃料元件包壳需要在高温、高压、高辐照的极端下稳定工作，因此对材料的性能及制造精度要求极高。图7为核燃料组件与元件结构。

　　燃料元件设计研究中，包壳材料是至关重要环节，近年来国产化进程已经取得积极成效。核燃料元件包壳是反应堆三道屏障中的第一道屏障，其性能与品质直接关系到燃料元件的破损率及核燃料能够承受的最大燃耗值，对于保障放射性物质不外泄的意义重大。根据中核集团官网报道2016年7月左右，中核建中生产的52组AFA3G核燃料组件用于福清1号机组换料，标志着中核阿海本地化生产包壳管首次用于批量生产百万千瓦级核电站用燃料组件。此前，全球核级锆市场70%份额被法国、美国、俄罗斯、的5大厂商占据，中核建中核燃料组件生产所需的M5包壳管全部依赖进口。表5为国内核级锆材国产化的主要进程。

　　锆合金为燃料包壳主要材料，目前中核集团借鉴国际经验通过持股东方锆业、西部新锆，并依托子公司中核汕头和中核阿海，打通了从核级海绵锆生产到锆合金冶炼再到锆合金成材的整条燃料组件制造产业链。随着2016年首批使用本地化燃料包壳制作的M5燃料组件投入使用，以及N45锆合金通过评审，未来国内锆合金包壳材料有望实现自主化生产，实现进口替代。

　　根据中广核集团及中核集团网站介绍，核电站数字化仪控系统(简称“DCS”)是核电站的“神经中枢”，其控制着核电站260多个系统、近万个设备的运行和各类工况处理过程，对于核电站安全、可靠、稳定运行发挥着重要作用，是核电装备国产化最重要、最困难的部分之一。DCS分为核级与非核级两部分，其中非核级部分与常规作用与常规火电相似，主要用于系统的控制与，而核级部分不仅需要完成与控制的任务，还需具备核电站反应堆安全停堆和事故缓解等功能，对于控制系统的稳定性要求极高。根据中广核官网介绍，核级DCS有两个重要的指标要求分别为拒动率和误动率，其中拒动率要求，在1000万次操作中，控制系统不能有一次操作，而误动率则是50年才允许出现不超过一次的误动，因此核级DCS制造要求极高。正是由于核级DCS制造要求如此之高，在2016年之前我国核级DCS一直依赖进口，对于我国核电建设安全性、经济性、项目建设进度都有一定程度的影响。

　　2016年4月与2016年11月中广核集团与中核集团的数字化仪控系统“和睦系统”与NicSys8000N分别通过国际原子能机构(IAEA)的工程审查，我国成为继美国、法国、日本之后，第四个掌握该技术的国家。数字化仪控系统的国产化对于提高我国核电建设安全性、经济性具有非常重要的意义，根据新华网603888）报道与国外同类产品相比，“和睦系统”在技术水平一致的情况下，可以为每台核电机组节省约3亿元人民币的工程造价，长期来看有望为国内核电建设节约300亿元成本。根据京华时报道，2017年初，中广核集团首套“和睦系统”交付阳江5号使用，后续还将交付阳江6号及高温气冷堆示范电站。

　　我们认为自主化数字化仪控系统有望在“十三五”期间全面替代进口，有助提高我国核电安全性、经济性，并为以“华龙1号”为首的自主核电技术出口打下基础。

　　核电蒸汽发生器传热管是反应堆一回主要承压边界，根据新材料在线报道，蒸汽发生器传热管面积占到了整个一回承压边界面积的80%。传热管的主要作用是将一回的热量传递到二回当中，由于蒸汽发生器换热管两侧压力不同，相同温度的水在一回为液态，而在二回为气态，从而即实现了蒸汽的产生又防止了放射性物质的扩散。图8为蒸汽发生器构造示意。

　　蒸汽发生器传热管工作条件极为恶劣，对管材性能要求极高。由于在传热过程当中需要尽量提高传热效率，传热管厚度需要尽可能薄，根据新材料在线报道，蒸汽发生器传热管厚度不超过1.5mm，外径为12-22mm。蒸汽发生器传热管两侧压差有10Mpa，同时由于传热管二次侧流体流动会使得传热管发生微震，需要传热管具备抗压与抗震能力；一次侧流体具有高放射性，要求传热管具备较强的防辐射性能；蒸汽发生器属于核电站核心设备，要求具有60年的使用寿命，作为蒸汽发生器核心部件之一，传热管亦需保持稳定工作60年。正是由于以上诸多要求，蒸汽发生器传热管制造要求极高，目前仅少数国家掌握该项技术。

　　根据核能研究展望NPRV微信号报道，压水堆核电站蒸汽发生器传热管管材的材料主要包括：304、316L不锈钢、INCONEL 600MA、600TT、INCONEL 800Mod、INCONEL 690TT，材料的主要成分如表6所示。由于Inconel 690合金具有优异抗多种水性介质和高温气氛的能力，目前是应用最为广泛的蒸汽发生器换热管材料。

　　防城港核电一期采用了宝银特钢生产的690合金U形传热管，从而结束了国内核电在该领域的进口依赖，此前全球仅有法国的Valinox、日本的Sumitomo和的Sandrik三家公司能够生产690合金蒸汽发生器传热管。目前国内厂商宝银特钢以及久立特材均具备蒸汽发生器690合金U形传热管制造能力，我们认为后续国内新建核电站将大概率采用国产690合金U形传热管。

　　核燃料闭式循环是国策。乏燃料又称辐照核燃料，指的是在反应堆内燃烧过的核燃料，具有一定较高放射性。目前对于乏燃料的普遍处理做法是先在乏燃料水池中存储5-10年，然后等待进一步处理。我国既定的的核燃料处理线是闭式循环线，即需要对乏燃料进行分离回收利用，对于提取出的可用物质进行进一步加工，形成MOX燃料继续使用，而对于分离出的高放射性废物进行深地质层处理。图9为核燃料闭式循环示意图。

　　目前国内乏燃料处理能力稀缺，面临持续增长乏燃料卸出量，后端短板亟待补齐。根据《中国能源报》相关数据，单台1GW机组每年卸出反应堆乏燃料为18.8吨，届时2020年，我们预计国内在运行核电机组总装机容量将达到51.15GW，当年乏燃料卸出量将高达962吨。结合我国核电站投入运行的时间来看，我们预计截至2016年底过国内累计卸出乏燃料量约为4000吨左右。图10为2010-2022年国内乏燃料卸出量预测情况。

　　目前我国后处理能力单薄，只有404厂具有一处中试厂能够进行乏燃料处理，从目前运行情况来看，中试厂每年处理乏燃料量不足100吨，乏燃料主要的存储方式还是在堆贮存。2015年6月30日，中核集团与阿海集团签署《中国核工业集团公司与阿海集团关于后处理/再循环工厂项目合同商务谈判工作线图的谅解备忘录》，此外据中国核电信息网报道，2015年9月，中核集团宣布由其负责建设，法国阿海集团承担总体技术责任的中国核循环项目将在2020年开工。近期于2017年2月21日，中核集团又与新阿海集团签订核燃料循环全产业链合作框架协议，切实推动我国后处理大厂建设。我们认为随着我国乏燃料后处理大厂的开工建设，将带动乏燃料处理相关产业快速增长。

　　中子吸收材料与乏燃料处理设备是上游刚需，一旦乏燃料处理产业启动，将率先受益。中子吸收材料主要用于吸收乏燃料衰变所的中子，由于在乏燃料贮存、运输、处理、储存过程中均会发生衰变，因此在乏燃料处理的过程当中均会用到中子吸收材料，未来新建核电站所建设的乏燃料水池、运输核废料所用到的运输罐、储存核废料所用到的储存罐都会新增中子吸收材料需求。乏燃料处理设备专用性较强，而且具有较高技术壁垒，如果乏燃料处理市场启动，乏燃料处理设备市场将实现从0到1的突破。

　　我们认为，核电机组小型化、核电技术向三代及以上持续过渡、高端设备及材料国产化、核燃料后端循环短板补齐，将会成为我国核电产业发展的确定趋势，后续我们持续看好具备小型堆、四代堆等多种堆型设备制造能力、具备高端材料国产化能力、率先布局核燃料后端循环的核电产业链相关标的。

　　公司控股子公司华都公司成立以来一直致力于核反应堆控制棒驱动机构的生产制造，目前华都公司生产的控制棒驱动机构适用的反应堆类型主要包括：压水堆、600MW示范快堆、熔盐堆、铅铋堆等，基本涵盖了三代及新型反应堆的主流发展方向。其中公司生产的ML-B压水堆控制棒驱动机构完成1500步热态寿命极限实验，是目前已知运行步数最高的压水堆控制棒驱动机构。

　　中国核动力院技术参股华都，华都公司具有先天的核电基因。2012年三月，公司与中国核动力院共同对华都公司增资，其中中国核动力院以其所持ML-B型控制棒驱动机构国家发明专利及相关技术作价8430万元完成增资，增资后中国核动力院的持股比例为33.33%。华都公司的股权结构如图11所示。

　　华都公司于2014年年末成功签订福清5、6号机组和巴基斯坦卡拉奇K2、K3号控制棒驱动机构供货合同，目前合同正在按进度进行生产与交货。根据中国核动力院报道，2016年8月16日，福清5号机组控制棒驱动机构密封壳组件已经正式发运，作为中核集团福清5、6号机组工程重要考核节点之一，该密封壳组件的顺利发运，了福清5号机组又一重大工程节点按时完成。从目前国内已经签订的控制棒驱动机构供货合同来看，华都公司几乎垄断目前在建的“华龙1号”控制棒驱动机构细分市场。

　　此外，公司生产的ML-B控制棒驱动机构同样可以应用于ACP100小型堆，是国内目前已知唯一能够生产此设备的企业，图12、图13为华都公司生产的小型堆ACP100控制棒驱动机构的钩销爪组件和密封组件。

　　佳电股份主业为电动机制造，是国内四家具备核级电动机制造资质厂商之一，公司研制的余热排出泵用电机已完成K1类电机全部鉴定试验，并通过了国家核安全局组织的全国专家评审会的审核，而K1类电机应用于反应堆安全壳之内，该电机的研制也成功打破了国外技术垄断，填补了国内空白。

　　“华龙1号”核级电机通过鉴定，扫清供货障碍。公司承担了福清5、6号机组，堆腔注水泵、余热排出泵、设备冷却水泵和上充泵等配套核级高压电机任务，相较于二代核电，“华龙1号” 对电动机的抗震要求和辐照要求更高，制造难度更大。2016年7月，公司为福清5、6号机组研制的核级电机通过中核集团、环保部、中核二院、中国核动力院等多家机构与会专家的鉴定，为后续向“华龙1号”供货扫清障碍。

　　高温气冷堆核心部件供应商，有望受益核电技术持续升级。公司是高温气冷堆主氦风机核心供应商，高温气冷堆主氦风机相当于压水堆核电站的“主泵”，在高温气冷堆启动、功率运行和停堆等工况时提供足够流量的氦气，对高温气冷堆堆芯进行冷却。高温气冷堆是我国“十一五”中十六项重大专项之一，后续随着高温气冷堆示范工程的建设，及推广，公司主氦风机有望形成量产销售。

　　公司于2009年取得核级产品制造许可证，目前已经广泛开展核级产品的研发和生产制造，诸如核电蒸汽发生器U形传热管、堆内构件驱动机构用管、驱动杆、压力容器贯穿件、三代核电余热排放用管、压力容器718材料O形密封环、堆芯测量导管、凝汽器用钛管等等，该等核电系列用管产品先后为国内外核电站43个机组所选用。

　　蒸汽发生器690传热管制造壁垒高，公司是目前仅有的具备蒸汽发生器传热管制造资质的两家公司之一，未来将有望受益蒸汽发生器传热管进口替代趋势。公司于2013年2月收到国家核安全局民用核安全设备制造许可证扩证通知，扩大的范围主要涉及核安全一级镍基合金热交换器传热管的制造许可，该证书的取得标志着公司成为国内第二家有资格进入核电站核岛主要核心设备-核电蒸汽发生器主要部件和关键材料—镍基合金U形传热管制造领域的厂商。

　　800合金管与690合金管均实现成功供货，为后续客户拓展奠定基础。公司于2013年6月成功交付哈电集团(秦皇岛)重型装备有限公司核电站蒸发器用800合金U形传热管，成为当时世界上第三家能生产核电蒸汽发生器用800U形传热管生产的企业。另据公司官网报道，公司与国家核电上海核工院合作共同研发CAP1400核电站蒸汽发生器用690-U形管已取得成功，并应用于该电站核电机组。

　　积极布局三代及以上核电技术领域，核电长期发展趋势。公司除在核电蒸汽发生器U型传热管领域具备较强的技术积累外，在三代核电其他领域以及安全性、经济性更高的四代及以上核电技术领域均有布局：公司于国内首次研制成功AP1000非能动余热排出热交换器的C型传热管；公司生产的PF导管各项性能指标均符合DA技术规范，特别是4.2K低温延伸率，达到较高水平，有望应用于“国际热核聚变实验堆(ITER)计划”，图14为公司核电相关主要产品。此外公司于2017年2月与国核宝钛锆业签订战略合作协议，国核宝钛锆业作为国内集研发与生产为一体的核级锆材专业化公司，具有完整核级锆材产业链，与国核宝钛锆业合作将有利于提高公司在钛、镍基合金等特种合金材料的研发及深加工领域的实力，以合作平台为契机，拓展特种合金材料市场。

　　公司子公司朝阳东锆年产150吨核级海绵锆生产线月通过中核燃料公司的合格性鉴定，后续公司核级海绵锆产品进入核电供应链系统，全面替代进口。

　　目前中核集团仍为公司第一大持股股东，中核集团作为国内唯一核燃料元件供应商，在核燃料元件市场中具有垄断地位，而公司拥有国内目前唯一一条全面拥有自主知识产权的核级海绵锆生产线，是中核集团核燃料元件国产化环节中的重要一环。

　　拟新接核级海绵锆订单，后续随着中核集团核燃料元件国产化进程不断向前推进，公司有望充分受益。2017年3月1日，公司与西部新锆及中国核动力院等关联方拟签订2017年核级海绵锆销售合同，新签订单金额预计达到1402.5万元。自2016年公司核级海绵锆产品获得国家有关部门国产合格性鉴定以来，公司核级海绵锆产品生产逐步放量，在国内的销售量逐步增长，公司在国家核工业建设以及核级锆材自主化过程中发挥着越来越重要的作用。

　　应流股份是目前国内仅有的两家具备核一级铸造资质的厂商之一，公司生产的三代核电屏蔽电机主泵泵壳已经开始陆续交货。子公司应流铸造是国内少数持有核安全一级泵阀类、支承类铸件《民用核安全设备制造许可证》的企业，并通过美国机械工程师学会(ASME)核电产品质量认证。应流铸造在CAP1400屏蔽电机主泵泵壳研制过程中，攻克了材料、铸造、、焊接、热处理和无损检测等环节的技术难题，相应产品已经于2016年实现交货。

　　技术突破助力进口替代。2016年3月8日，全资子公司应流铸造与中国核动力院联合研制的“第三代核电站核岛主设备金属保温层”通过了工程院叶奇蓁院士、周邦新院士等业内专家的鉴定。专家组一致认为该项具有自主知识产权，达到国外同类产品的先进水平，可推广到各类核电工程。此前中国的金属反射型保温材料均有国外提供，国内并没有生产能力，公司在金属保温层方面的突破拓展了公司的新业务。

　　立足未来积极布局中子吸收材料业务。子公司应流铸造于2014年底出资5900万元与中国工物院及自然人陈健成立应流久源，从事中子吸收材料产业化及相关材料和产品的滚动开发，其中应流铸造持股59%。据人民网603000）安徽频道消息，应流久源中子吸收板产品采用的中子屏蔽用铝基碳化硼复合材料制备工艺，由中国工程物理研究院核物理与化学研究所自2009年起开始研发，并于2014年11月在通过了中国核能行业协会组织的工艺鉴定。目前应流久源中子吸收板于2016年4月12日通过中国核能行业协会核电站燃料贮存格架用中子吸收板产品鉴定会的鉴定，后续有望实现产业化，全面替代进口中子吸收材料及乏燃料贮存格架。

　　台海核电是国内综合实力较强的核电站一回主管道主要供货商之一，具备二代半和三代核电主管道全流程制造能力和资质，核电主管道市场占有率约50%，公司依托先进的技术体系和工艺线%。

　　此外在核电站废弃物处理设备领域，台海核电亦有布局。目前台海核电已经获得了制造处理核电站废弃物主设备的能力，并且已经和728等有关单位就该项目达成合作意向，随着后续推进，有望在该领域实现国产突破。2016年，公司根据生产资源能力和产品发展策略，在巩固已有压水堆核电装备市场的同时，积极开发快堆、高温气冷堆四代核电用装备及核废处理、乏燃料贮存运输设备市场的开发工作，其中公司成功开发快堆钠泵主轴及其他不锈钢锻件材料，目前已经取得批量订单。

　　据安泰科技000969）2015年公告，台海核电控股股东台海集团下属全资子公司台海核原与安泰科技共同出资设立安泰核原，主要从事乏燃料贮运用中子吸收材料、隔板及相关装备的研发生产。根据科技日报报道2016年7月，安泰核原生产的中子吸收材料通过专家鉴定，具备年产300吨中子吸收材料产能，成为我国自主研发先进压水堆核电站重大专项CAP1400示范工程首堆中子吸收板供货商。

　　通裕重工通过收购东方机电，切入核废料处理设备产业，并通过增发募资加码核废料处理业务。东方机电在核电行业深耕多年，成功研发了核废料处理用数控遥控吊车、核废料智能处理移动厂房等核废料处理领域内的关键设备，是中核集团和中广核集团的合格供应商。其自主研发生产的国内首套遥控核废料处理吊车是国内唯一通过权威部门验收的核废料处理大型起吊设备。

　　东方机电具有深厚的经验积累与较强的供货业绩。东方机电已成功完成了巴基斯坦恰希玛一期/二期工程、秦山二期/三期工程、岭澳二期、红沿河一期、宁德一期、中国原子能科学研究院、中核九院、404 厂等国家重点工程中一批有较度的机电一体化项目，并得到业主的充分认可，其中中低放核废料智能处理移动厂房、核反应堆压力容器及主管道金属保温层等项目填补了国内空白，技术水平至今仍处于国内领先地位。表7为东方机电核电产品主要供货业绩。

　　多方开展联合研发，巩固“三废处理”领域地位。2015年11月东方机电与中国核电工程公司开展合作，共同研究开发超级压实机、固体废物干燥设备、水泥灌浆设备，实现核废料处能设备批量生产和规模应用。2016年5月东方机电又与中国核动力院就共同研制含硼废液高效固化生产线样机达成协议，如研制成功其将成为国产化的首台套含硼废液高效固化生产线风险提示

　　部分文句有适当调整。更多内容，请专业投资者查阅报告原文。封面配图来自互联网。