核电站深度分析报告 ( 65页)

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目录

核心观点 ....... 6

与市场不同的观点 ..... 6

高能级文明的野望，裂变核电站已发展至第四代 ..... 7

核电站：可依据慢化剂和冷却剂分类，反应系数对安全至关重要 ...... 10

为什么需要慢化剂？ ....... 10

为什么需要冷却剂？ ....... 11

什么是反应性系数？ ....... 12

第一代核电：小功率原型堆为主，验证核电可行性 .... 14

第二代核电：可分为轻水堆和重水堆，经济性大幅提高 .... 15

轻水堆（LWR）：轻水同时作为慢化剂和冷却剂，可分为压水堆和沸水堆 ..... 15

压水堆（PWR）：高压下轻水维持液态相，多采用双回路系统 ....... 15

沸水堆（BWR）：轻水沸腾直接做功，单一回路结构简单 ...... 23

重水堆（PHWR）：重水同时作为慢化剂和冷却剂，可采用天然铀作为燃料 ...... 26

小结：第二代核电实现商业化/标准化，沸水堆安全隐患高于压水堆 ...... 28

第三代核电：配备多重安全冗余，造价较二代上升较多 .... 29

先进压水堆（APWR）：呈现革新、改良以及两者结合的三种发展方向...... 30

非能动先进压水堆（AP1000）：简化一回路管道，增加非能动安全系统 .... 30

欧洲先进压水堆（EPR）：沿用传统能动安全系统，配备多重冗余度 ..... 33

华龙一号（HPR1000）：能动与非能动安全系统相结合，中国自主产权已实现出口验收 ....... 35

先进沸水堆（ABWR）：优化回路系统，内循环替代外循环提高安全性...... 36

小结：第三代核电技术采用能动或非能动安全系统进一步提高安全性 ....... 38

第四代核电：解决核燃料短缺问题，机理革新提高安全性 ..... 39

快中子堆：解决核燃料短缺问题，减少长半衰期核废物 ..... 39

钠冷快堆（SFR）：液态钠作为冷却剂，但存在钠火/钠水问题 ....... 41

铅冷快堆（LFR）：铅或铅铋合金作冷却剂，但对反应堆结构具有腐蚀性....... 43

气冷快堆（GFR）：氦气作为冷却剂，采用布雷顿循环 ....... 45

热中子堆：温度远高于传统水冷堆，热电联产提高核能经济性 ...... 46

超临界水冷堆（SCWR）：超临界水不发生相变，导热性能强但腐蚀材料 ...... 46

高温气冷堆（HTGR）：气体作为冷却剂，未来有望使用氦透平提高热效率 ....... 48

熔盐堆（MSR）：利用丰富的钍基燃料，对材料腐蚀性较强 ....... 54

小结：第四代核电采用创新性技术，中国高温气冷堆已实现商业化运行 .... 56

总结：核岛设备基本通用，常规岛设备跟随热力循环变化 ..... 58

核电站建造：建设周期5 年以上，2024 年设备市场或达672 亿 ....... 61

建设流程：可分为土建施工、设备安装、系统调试三个阶段 ...... 61

2024 年核电设备市场有望达672 亿，关注压力容器/蒸汽发生器/阀门等设备 .... 62

风险提示...... 65

图表目录

图表1： 核能的能量密度远高于生物和化石能源..... 7

图表2： 核电发电小时数远超其他能源 ....... 7

图表3： 核电站可简单分为核岛和常规岛两部分..... 8

图表4： 中国核电机组数量和容量 ...... 8

图表5： 核电技术发展线路图 ..... 9

图表6： 压水堆占中国核电主导堆型 ....... 9

图表7： U-235 原子核裂变过程 .... 10

图表1： U-235 对热中子的裂变截面大，U-238 对快中子的裂变截面大 ...... 10

图表2： 主要慢化剂的慢化性能 .... 11

图表3： 热传递的三种方式包括热传导、热对流和热辐射 .... 11

图表4： 冷却剂物性表 ...... 12

图表5： 在不同温度系数情况下，反应堆功率随时间的变化 .... 13

图表6： 主要的第一代核电站以原型堆为主 ...... 14

图表7： 第一代核电技术小结 ....... 14

图表8： 世界上核电站多为第二代核电机组（截至2024.5.21） ...... 15

图表9： 压水堆核电站工作原理示意图 ..... 15

图表10： 压水堆反应堆本体结构示意图 ....... 16

图表11： 蒸汽发生器结构图 ..... 17

图表12： 屏蔽泵工作原理结构图 ...... 17

图表13： 轴封泵工作原理结构图 ...... 17

图表14： 屏蔽泵可以实现零泄露，轴封泵效率更高 ..... 18

图表15： 稳压器结构图 .... 18

图表16： 余热排出系统结构图 ..... 19

图表17： 设备水冷却系统结构图 ...... 19

图表18： 安全注入系统结构图 ..... 19

图表19： 安全壳喷淋系统喷洒冷却水实现降温降压 ..... 19

图表20： 朗肯循环结构图 ..... 20

图表21： 压水堆二回路系统结构图 ...... 20

图表22： 汽轮机结构图 .... 21

图表23： 卧式汽水分离再热器结构图 ....... 21

图表24： 立式汽水分离再热器结构图 ....... 21

图表25： 凝汽器结构图 .... 22

图表26： 三级立式成箱式凝结水泵结构图 ....... 23

图表27： 卧式低压加热器结构图 ...... 23

图表28： 压水堆中的蒸汽发生器易发生传热管破裂事故 ...... 23

图表29： 沸水堆核电站工作原理示意图 ....... 24

图表30： 沸水堆结构示意图，与压水堆硬件相似 .... 24

图表31： 汽水分离器结构图 ..... 25

图表32： 蒸汽干燥器及组件结构图 ...... 25

图表33： 沸水堆压力容器结构图 ...... 25

图表34： 沸水堆具有较大的负反应性空泡系数 .... 26

图表35： 卧式压力管式重水堆结构图 ....... 26

图表36： CANDU 重水堆核电站的工作原理示意图 ...... 27

图表37： CANDU 重水堆堆芯由卧式压力管排列而成 ...... 27

图表38： CANDU 重水堆燃料通道结构 .... 27

图表39： 重水堆核电站主要设计参数 ....... 28

图表40： 第二代核电技术小结 ..... 28

图表41： URD 对第三代核电技术提出更高的安全指标 .... 29

图表42： 能动与非能动安全系统比较 ....... 29

图表43： 第三代核电机组单位工程造价高于第二代核电机组 ...... 30

图表44： 浙江三门AP1000 核电站 ...... 30

图表45： 台山EPR 核电站 ....... 30

图表46： 二代压水堆一回路系统 ...... 31

图表47： AP1000 简化一回路系统管道 .... 31

图表48： AP1000 的非能动堆芯冷却系统简图 ..... 32

图表49： AP1000 的非能动堆芯冷却系统结构图 ..... 32

图表50： AP1000 非能动安全壳冷却系统依靠空气自然循环导出热量 ..... 32

图表51： 安全壳隔离系统贯穿件大幅减少 ....... 33

图表52： EPR 安全系统具备4 重冗余度 ...... 33

图表53： EPR 具有双层安全壳防止内部核泄漏以及抵御外部灾害 ...... 34

图表54： EPR 安全注射系统具有4 个独立的子系统 .... 35

图表55： EPR 应急给水系统具有4 重冗余度 ...... 35

图表56： EPR 安全厂房布置实体分离 ..... 35

图表57： “华龙一号”采用能动与非能动结合的安全系统 ....... 36

图表58： 先进沸水堆工作原理结构图 ....... 37

图表59： 先进沸水堆用内置泵替代外循环回路和喷射泵 ...... 37

图表60： 改进型CRD 采用电动和水压混合驱动，控制精度更高 .... 37

图表61： ABWR 的三区危急堆芯冷却系统结构图 .... 38

图表62： 第三代核电技术小结 ..... 38

图表63： 6 种候选四代堆的特征 ....... 39

图表64： 若不发展快堆，全球已经探明的铀矿储量将有可能在2030 年左右消耗殆尽 ....... 40

图表65： 快中子堆利用U-238——Pu-239 转换实现核燃料增殖 ..... 40

图表66： 核电站卸料中超铀元素和长寿命裂变产物的含量 ...... 41

图表67： 快中子堆将长寿命裂变产物嬗变为短寿命的裂变产物 ....... 41

图表68： 回路式钠冷快堆工作原理示意图 ....... 41

图表69： 池式钠冷快堆工作原理示意图 ....... 41

图表70： 池式钠冷快堆的主回路系统布置 ....... 42

图表71： 钠的热导率和沸点高 ..... 42

图表72： 铅冷快堆工作原理示意图 ...... 43

图表73： CLEAR-Ⅰ本体结构图 ....... 44

图表74： 液态铅合金对结构材料具有严重的腐蚀 .... 44

图表75： 氦具有最高的热导率和最小的中子吸收截面 ..... 45

图表76： 气冷快堆工作原理示意图 ...... 45

图表77： 布雷顿循环结构图 ..... 46

图表78： 气冷快堆的热效率达到48% ...... 46

图表79： 超临界水具有与水和蒸汽不同的物性 .... 47

图表80： 超临界水堆工作原理示意图 ....... 47

图表81： 超临界水对镍基合金具有较强的腐蚀作用 ..... 48

图表82： 镁诺克斯堆工作原理示意图 ....... 48

图表83： 改进型气冷堆工作原理示意图 ....... 49

图表84： 气冷堆发展阶段及技术特点 ....... 49

图表85： 高温气冷堆球形燃料元件有4 层包覆层 .... 50

图表86： 10MW 高温气冷实验堆（HTR-10）工作原理示意图 .... 51

图表87： 热气导管结构图 ..... 51

图表88： 同心热气导管的原理设计 ...... 51

图表89： 氦风机结构图 .... 52

图表90： 高温气冷堆反应堆压力壳主要部件 .... 53

图表91： 高温气冷堆能够实现不停堆换料 ....... 53

图表92： 高温气冷堆可采用氦气透平直接循环提高热效率 ...... 54

图表93： 钍基熔盐堆工作原理示意图 ....... 54

图表94： 熔盐堆通过Th-232 和U-233 转化可实现燃料增殖 ....... 55

图表95： 熔盐堆原理图 .... 55

图表96： 熔盐对合金材料具有较强的腐蚀作用 .... 56

图表97： 第四代核电技术小结 ..... 57

图表98： 四代核电技术演变 ..... 58

图表99： 四代核电技术堆型及其特点 ....... 59

图表100： 四代核电的硬件设备 ....... 60

图表101： 核电站建设流程图 ....... 62

图表102： CAP1000 和华龙一号核电项目成本构成..... 62

图表103： 假设每年常态化审批10 台机组，2024 年核电设备市场空间有望达672 亿元 .... 63

图表104： 2022 年核岛设备价值量占比46%左右 ....... 63

图表105： 2022 年压力容器在核岛设备中价值量占比约24% ..... 64

图表106： 2022 年汽轮机在常规岛设备中价值量占比约24% ..... 64

图表107： 核电设备参与公司 ....... 64

图表108： 报告提及公司 ...... 65