2023年核电设备行业深度报告：核电重回景气周期设备投资大潮将至.docx

《2023年核电设备行业深度报告：核电重回景气周期设备投资大潮将至.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《2023年核电设备行业深度报告：核电重回景气周期设备投资大潮将至.docx（34页珍藏版）》请在第一文库网上搜索。

1、内容目录1 .核电发展历史复盘-6-全球核电发展：核电技术日趋成熟，正处于“坐三望四”发展阶段-6-我国核电发展：政策重迎上行周期，有望后发先至-9-2 .为什么我国要选择发展核能?-13-核电是电网基荷的重要选项，亦是实现“碳中和”的重要方式-13-我国具备发展核电的能力和意愿-15-3 .核电产业链条长、环节多,有望充分受益于核电大发展-17-上游核燃料：核燃料需求有望增加，运输容器国产替代大潮逐步开启-18-中游核电站设备：核电高增背景下，设备需求释放在即-21-下游电站运营：中核广核为主导，华能国电为后期之秀-25-下游乏燃料处理：有望进入长景气周期，智能装备市场需求广阔-27-4 .

2、核电行业相关标的梳理-32-景业智能：核工业智能装备龙头，受益核工业数字化、智能化-32-科新机电：受益核燃料运输容器市场打开，竞争格局持续向好-33-中核科技：中核体系内老睥核电阀门龙头-33-江苏神通：核级阀门龙头企业，受益核电及乏燃料处理建设加速-34-兰石重装：老牌核电设备国企，加速核电全产业设备布局-35-应流股份：核电设备锻件龙头，形成核能设备、材料两主线-35-5.风险提不：-36-图表目录图表1:各堆型对应冷却剂及慢化剂种类-6-图表2：2023年世界在运核电站堆型占比-6-图表3：全球核电站主要堆型及技术原理-6-图表4:压水堆核电站主要构成-7-图表5：核电技术发展进程-7

3、-图表6：钠冷快堆和压水堆技术对比-9-图表7:高温气冷堆结构示意图-9-图表8：各时期我国政策文件对核电表述-10-图表9：2013-2023年核电机组装机容量-10-图表10：2023年核电机组审批数量显著增加-10-图表11：各省份“十四五期间核电领域相关政策-11-图表72：我国核电站分布情况-12-图表13：我国目前在建待建核电项目梳理-12图表14:2012-2023年我国电力装机结构（万千瓦）-13-图表15：2072-2023年我国社会总用电量-13-图表76：2023年电源装机量占比（）-13-图表77：2023年发电量构成-13-图表18：各类发电方式全生命周期每兆瓦时电发

4、电成本-14-图表19:核电度电碳排放量最低-14-图表20：全球各国核电政策陆续转向拥抱核电15-图表21：APWOO采用非能动预防和缓解严重事故措施-16-图表22：各国电力结构中核电发电量占比情况（2023年）-17-图表23：核电发电量及占总发电虽占比呈逐年增加趋势-17-图表24:核电产业链示意图-17-图表25:核燃料加工制作流程-18-图表26：我国铀产量需求量情况-19-图表27：我国铀资源进口量较大-19-图表28：我国核燃料组件生产能力-19图表29:新燃料运输容器结构示意图-19图表30：新燃料、乏燃料运输容器市场空间测算-21-图表37：核电站投资占比-21-图表32：

5、各区域投资占比-21-图表33：核岛主要设备投资占比-22-图表34:常规岛主要设备投资占比-22图表35：核电系统设备用途、投资占比及主要生产商-22图表36：核电站反应堆压力容器-23-图表38:不同安全级别阀门数量24-图表39：核电站阀门分布-24-图表37：核电阀门市场空间测算-24-图表38:建成投运核电项目装机容量占比（截止2023年3月）-25-图表39：在建核电项目装机容量占比（截止2023年3月）-25-图表40：目前国内在运行核电机组所使用的技术及运营商情况（截止2023年3月）-25-图表41：我国目前在建待建核电项目梳理-26-图表42：乏燃料处辂基金收入支出情况-2

6、7-图表43:核燃料循环产业示意图-27-图表44：CNSC乏燃料在堆贮存水池-28图表45：乏燃料贮存流程示意图-28-图表46：CNSC乏燃料运输容器外观-28-图表47：乏燃料运输容器结构-28-图表48：乏燃料处理工艺流程-29-图表49:我国核电机组乏燃料产生量测算-29-图表50：2013-2030年我国乏燃料产出量和累积量估算-30-图表51：乏燃料处理环节机械手工作环境-31-图表52：乏燃料处理车间工艺流程-31-图表53：2023年在手订单金额占比（%）-32-图表54：公司净利润维持高速增长-32-图表55：公司核电板块收入占比逐年上升-34-图表56:公司分业务毛利率-

7、34-图表57：公司核产业链产品情况-35-1核电发展历史复盘全球核电发展：核电技术日趋成熟正处于坐三望四”发展阶段 核能发电原理：核裂变和核聚变均会产生大量的能量，目前的核电站是利用铀核裂变所释放出的热能进行发电。在核裂变过程中，中子撞击铀原子核，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，产生电力，核能发电的过程本质上是能量转换的过程。 核反应堆是装配核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装络是核电站的核心。反应堆冷却剂将热量由核反应堆堆芯转移至发电机及外部环境。中子慢化剂会降低快中子的速度，生成可维持核链式反应的热中子。目前各商用核电堆型的区别主要在于反应堆使用冷却剂和中

8、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。目前广泛使用的堆型是压水堆，截止2019年世界在运核电站中68%采用压水堆。图表3：全球核电站主要堆型及技7R原理堆型名称燃料冷却剂慢化剂原理及技术特点压水堆(PWR)浓缩UO2水水把轻水(普通水)加压后能降低沸点.加压水在325的高温卜仍能保持液体状态.PWR在其一网路系统中使用加压水吸收热盘.之后在：回路系统中降低气乐择放热Ii1沸水堆(BWR)浓缩UO2水水沸腾轻水在反应堆布力容器内“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次、安全可靠、建造费用低和负荷跟随

9、能力强等优点。取水堆(HWR)天然UO?重水重水吹水堆能高效、充分的利用核燃料，但体枳比轻水堆大.建造费用高，弱水昂贵，发电成本比较高.石墨气冷堆(GCR)天然UOzCO2或氨气石墨用石小慢化，.魁化箧或氯气冷却的反应堆。近期的研究集中在氮气冷却的高温气冷堆(HTGR)上.石墨水冷堆(1WGR)浓缩UO2水石墨堆芯和循环网路庞大，难以设置安全屏障,运行比较史杂.快中子增殖堆(FBR)浓缩UO2、PuO;&UO:液态钠无由快中子引起链式裂变反应所料放出来的热能转换为电能的反应堆.快堆在反应中既消耗裂变材料，乂生产新裂变材料,而且所产可多于所耗,能实现核裂变材料的增殖. 来魂：中国广核招股说明书、

10、中泰证券研究所 核反应堆工作原理：以压水堆为例，压水堆核电站主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统组成。核反应堆中装有核燃料，核燃料裂变过程中放出热能，由流经反应堆的水带出反应堆，送往蒸汽发生器。一回路系统由核反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和连接管道、阀门及其他辅助设备组成。高压冷却水由主泵送入反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，达到高温的水流入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器将热能传递给在管外的二回路给水，使给水变成蒸汽。二回路系统是将蒸汽的热能转化成电能的装珞，由汽轮机、发电机、冷凝器、二回路循环泵等设备组成。二回路给水吸收了一回路的热量后变成蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机

11、发电；做功后的乏汽排入凝汽器内凝结成水，然后由凝结器内凝结成水，然后送入加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，构成二回路的密闭循环。图表4：压水堆核电站主要构成1O冷却水安全壳厂房来通：中国核电招股说明书、中泰证券研变好复盘核电技术发展70余年历史,核电技术经历了四代演变。整体看，历代核电技术的更新迭代不外乎围绕安全性、经济性两个主题。 第一代：核工业早期发展阶段。1970年前投入运行的各种原型堆和试验堆核电站称为第一代核电站，当时尚未掌握铀浓缩工业技术，当时开发了一批天然铀石墨反应堆核电站。核电机组附加安全设计少，存在安全隐患。 第二代：核电开始广泛商用。是20世纪60年代后期，一些国家意识到化

12、石能源市场的紧张局势，希望通过发展核能，减少对能源进口的依赖性，因而开始了批量建设。主要堆型包括压水堆、沸水堆、重水堆和石墨水冷堆等，二代机组专门设计了能动安全装辂，而且仅供民用，提高了核电的经济性和安全性。 第三代：安全性经济性、使用寿命较二代显著提升。鉴于美国三里岛、切尔诺贝利、福岛核电站等人类历史上重大核安全事故，三代核电在结合新的安全理念、安全方法和安全要求进一步提升了核电站的安全性能、运行性能以及经济性能。另外3代核电站普遍设计寿命为60年，2代普遍为40年。 第四代：可持续发展性更强。在反应堆和燃料循环方面有重大创新的核电站称为第四代核电站。第四代核电站其安全性和经济性更加优越、废

13、物量极少、无需厂外应急、具有防核扩散能力。是在可持续发展、安全可靠性、经济性、防扩散和实体保卫等有竞争性的目标方面具有显著特点的新一代核能系统。图表5:核电及木友展IS程第一代核电技术上IrC一一主要集中在美国前苏联英国法国等少数几个国家。第一代核电站目前底本已退役，它们有以下二十世纪五六十年一些共同点：建于核电开发期，设计比较粗艰，结构松散，机组发电容量一般在30万千瓦之内；设弋计中没有系统、规范、科学的安全标准作为指导和准则，存在许多安全隐患；发电成本较高。核电系统时同技术检征描述第二代核电技术二十世纪七十年代按照比较完备的核安全法煤和标准以及确定论的方法考虑设计基准事故的要求而设计，主要

14、有压水堆、沸水堆、重水堆、石屡水冷堰和改进型气冷垠等。目前全世界范国正在运行的绝大部分商用核业站均采用第二代核电技术。第三代核电技术二十世纪九十年代在第二代核业技术设计和运行经脸反馈的辰础上，结合技术工业的发展，提出新的安全理念、安全方法和安全要求，开发了一批具有更高安全性、更好经济性的第三代核电技术堆型。第三代核电技术的设计目标要求比第二代核电技术具有更好的安全性和经济性，尤其是非能动安全系统和产士事故应对措施，可减缓严重学故的风险，从而使堆芯壕化和放射性物质大量释放的概率进一步降低。目前，第三代核电技术堆型在安全、设计上已趋成熟，未来校长一段时期将是第三代核电技术和第二代核电技术并存时期。

15、第四代核能系统二十一世纪后2000年，美国首次提.出了第四代反应堆计划，即规划在2030年左右投入市场的新一代核能系统。在经济性、安全性、核废物处理和防止核犷散方面有更大的进展，将成为未来核能复兴的主要技术。 来源：中国核电招般说明书,中泰证苏研究所 全球核电技术目前处于“坐三望四”阶段全球三代核电技术已经较为成熟。具备代表性的三代技术为美国西屋电气公司的AP1000.法国阿海士公司EPR、美国通用电气公司的ABWR和ESBWR,日本三菱公司的APWR、韩国电力工程公司的APR1400及我国自主设计的“华龙一号”等。 四代核电技术可能将成为大国竞争的下一重点，核电强国积极布局四代核能系统研发应用。第四代核能系统的概念首先由美国能源部提出，主要目标体现在可持续性、安全性、经济性、防核扩散性四个方面，代表了先进核能