"2024年核电行业发展趋势分析报告"

1.发展核电已成为全球众多国家的共识

1.1.核能发电原理

核能也称原子能，是原子核结构发生变化时释放出来的巨大能量，包括裂变能和聚变能两种主要形式。核裂变和核聚变都是原子核层面上的反应，涉及到原子核的变化和能量的释放。核裂变是分裂过程，核聚变是合并过程，两者都能释放出巨大的能量，核裂变目前被用于核电站和核武器，而核聚变则是未来能源的希望。核裂变是一种重原子核分裂成两个较轻原子核的过程。在这个过程中，一个大质量的原子核，如铀或钚，吸收一个中子，变成一个非常不稳定的复合核。这个复合核会因为其内部的不稳定性而分裂成两个较小的原子核，同时释放出更多的中子和大量的能量。这些新释放的中子可以继续引发更多的核裂变，形成一个连锁反应。核裂变不仅释放了巨大的能量，而且还产生了放射性的裂变产物。核聚变是两个轻原子核合并成一个重原子核的过程。通常发生在极高温度和压力下，使得原子核中的电子脱离束缚，原子核之间的相互吸引力使它们碰撞并结合。例如，氢的同位素氘和氚在高温高压下可以聚合成氦原子核，并在这个过程中释放出巨大的能量。如何安全地利用核聚变作为能源是当前科学界最关注的话题，因为它有潜力提供几乎无限的清洁能源。

核电站主要通过核裂变过程释放的能量来发电。以压水堆核电站为例，在核反应堆中，核燃料如铀经过裂变反应，产生大量的热能。这些热能首先用于加热闭合的一回路系统中的高压水。加热后的水不直接变为蒸汽，而是通过蒸汽发生器传递热量给二回路系统的水，使其变为蒸汽。随后，高压蒸汽被引导至汽轮机，推动轮机转动，从而带动发电机产生电力。这里的能量转化过程涉及核能转为热能，热能转为机械能，最终转化为电能。

1.2.全球核电发展历程

核能的发展历史始于科学研究，1789年马丁·克拉普罗特发现了铀，1895年威廉·伦琴发现了电离辐射。随后，居里夫妇在1898年发现了放射性元素钋和镭。到了20世纪30年代，詹姆斯·查德威克发现了中子，开启了人类利用核反应的可能性。1938年，奥托·哈恩和弗里茨·施特拉斯曼通过实验发现了核裂变现象，这一发现为后来的原子弹和核反应堆的开发奠定了基础。对核能的利用起始于核武器，随后开始核能的和平利用，路线包括核能发电和核潜艇。二战期间，美国、英国和加拿大合作开发了原子弹，并在1945年成功测试了第一枚原子弹。战后，人们开始关注核能的和平利用，1951年12月，美国在爱达荷州的EBR-1（实验性反应堆一号）已开始运行，标志着反应堆首次产生电力。1954年苏联在奥布宁斯克建成了世界上第一个核电站，AM-1反应堆采用水冷和石墨慢化，设计容量为30MWt或5Mwe，是切尔诺贝利核电站的原型。从此，核能开始被用于发电，为世界各地提供清洁能源。1954年，美国启用了第一艘核动力潜艇“鹦鹉螺号”，而苏联也在1959年启用了自己的核动力冰川船。核能的商业化应用起源于20世纪60年代，各国纷纷探索和开发核能技术以满足日益增长的电力需求。

（1）美国，西屋公司设计并建造了首个完全商业化的压水反应堆（PWR），名为Yankee Rowe，该反应堆于1960年启动并运行至1992年。同时，阿贡国家实验室开发了沸水反应堆（BWR），首个沸水堆Dresden-1由通用电气设计，并于1960年启动。

（2）加拿大开发了使用天然铀作为燃料、重水作为慢化剂和冷却剂的CANDU反应堆，首座反应堆于1962年启动。

（3）法国最初采用了与英国Magnox类似的气冷石墨反应堆设计，首座反应堆于1956年启动，随后转向标准化的压水反应堆。

（4）苏联在1964年投入使用了首批核电站，其中包括Beloyarsk的100 MW沸水石墨通道反应堆和Novovoronezh的一座新型小型压水反应堆（VVER）。此外，苏联还开发了大型的RBMK反应堆和快中子反应堆，如1972年在哈萨克斯坦启动的世界首个商业原型快中子反应堆BN-350。

从1970年代末到2002年，核电行业经历了一段衰退和停滞期。新反应堆的订单数量减少，新上线的反应堆数量仅略多于退役的数量。到1990年代末，随着日本启用第三代先进的沸水反应堆Kashiwazaki-Kariwa 6，核能开始复兴。21世纪初，全球电力需求的增长、能源安全的重要性以及限制碳排放的需求促使核能的前景再次被重视。2004年，芬兰订购了首个第三代后期的欧洲压水反应堆（EPR），标志着新一代核电反应堆的可用性。中国和印度等国家在核能领域的发展尤为迅速。如今，核能已成为全球电力供应的重要组成部分。

1.3.核电成本低、碳排放低，发展核电已成为全球众多国家的共识

发展核电是应对全球能源和环境挑战的重要战略之一。随着全球人口增长和经济发展，能源需求急剧上升，而传统化石能源的大量消耗不仅导致资源枯竭风险增加，还严重加剧了环境污染和全球气候变化。核电作为一种清洁、低碳的能源选择，其运行过程中几乎不产生温室气体排放，核电在减少全球二氧化碳排放方面发挥着重要作用。

核电也是经济性较好的低碳发电方式。根据国际能源署（IEA）和经合组织核能署（OECD-NEA，Nuclear Energy Agency）联合发布《预计发电成本报告》（2020年版）的研究，在7%的折现率条件下，核电LCOE（平准化度电成本）$55-95/MWh，长期运行的核电厂LCOE低于$40/MWh。相比之下，煤炭最高价格接近$100/MWh，天然气约$80/MWh，陆上风电$40-50/MWh，海上风电$80-100/MWh，集中式光伏$40-80/MWh。

核电具有供电稳定可靠的特点，能够提供连续不断的基负荷电力，为电网稳定运行和新能源的广泛接入提供坚实基础。在全球能源转型和绿色低碳发展的大背景下，发展核电成为了许多国家实现能源结构优化、推动可持续发展战略的关键选择。在全球范围内，许多国家已将发展核电作为实现能源结构优化和促进绿色低碳发展的关键策略。在COP28峰会上，以美西欧主导的22个国家联合签署《三倍核能宣言》，宣布到2050年将全球核电装机容量由目前的约4亿千瓦提高至12亿千瓦，届时核能发电量将由目前的不足10%提高到30%以上。

1.4.全球核电发展现状：截止2022年底，全球在运核电机组容量394GW

根据IAEA和World Nuclear Association的统计，2022年底，全球在运核电机组容量394GWe，2022年在运发电的核电机组容量为363GWe，部分可运行的机组会不发电，近年来日本受到福岛核事故影响，部分机组在等待重启。2022年，全球核电发电量2545TWh，较2021年2653TWh下降108TWh。

压水堆是目前主要的核电堆型。截至2022 年底，可运行反应堆总数为437 座。超过70%的可运行反应堆是压水反应堆（PWR），在2018年至2022年期间启动的36座反应堆中，除了2座外，其他都是压水堆。

截止2022年底，全球在建核电机组60台，其中中国22台，印度8台。在建机组的技术路线依然以压水堆为主。

1.5.国内核电发展现状：截止2023年底，我国在运核电机组共55台

根据中国核能行业协会统计，截至2023年12月31日，我国运行核电机组共55台（不含中国台湾地区），装机容量为57.03GW（额定装机容量）。2023年1-12月，全国累计发电量为92888万千瓦时，运行核电机组累计发电量为4341万千瓦时，占全国累计发电量的4.67%，核电设备利用小时数为7670小时。

截至2023年底，我国在运55台机组，其中52台为压水堆机组，容量为55.36GW，2台重水堆机组，容量为1.46GW，1台高温气冷堆机组，容量为0.2GW。分机组型号看，我国引进的机组共16台，其中AP1000在运4台，EPR在运2台，M310在运4台，VVER在运4台，重水堆机组2台。在运机组中，秦山核电站1台CNP300，4台CNP600，16台CPR1000,4台ACPR1000，8台M310改进型机组和3台华龙一号。

核电站投资运营具有一定的认证门槛和壁垒，2023年我国拥有核电牌照的运营商仅有中核集团、中广核、国电投和华能。中核集团在运机组25台，在运容量23.75GW，中广核在运机组27台，在运容量30.56GW，国电投在运机组2台，在运容量2.5GW，华能在运机组1台，在于容量0.21GW。.

历史来看，每年核电新增装机量较为波动。2023年，我国新增发电装机369.07GW，其中新增核电装机1.39GW，较2022年新增装机2.28GW略有下滑。

根据中核战略规划研究总院统计，截至2023年底，我国在建核电机组26台，总装机容量29.75GW。2023年，我国核准10台核电机组。截至2023年底，我国在运、在建、已核准待建核电机组共有93台，总装机容量101.44GW。我国核电站目前均分布于沿海省份。我国核电机组分布在东部沿海8个省份25座核电站。8个沿海省份自北向南依次是辽宁、山东、江苏、浙江、福建、广东、广西、海南。其中，漳州、惠州、霞浦、三澳、徐大堡、廉江、金七门等7个核电站为新建核电站，目前尚未有建成投运的核电机组。

核电审批提速，积极安全有序发展核电。2023年12月29日召开的国务院常务会议上，决定核准广东太平岭、浙江金七门核电项目。2023年全年核电核准量达到10台。2011年，受福岛核事故影响，在国务院常务会议上指出，要充分认识核安全的重要性和紧迫性，核电发展要把安全放在第一位,会议决定立即组织对我国核设施进行全面安全检查;切实加强正在运行核设施的安全管理;全面审查在建核电站;严格审批新上核电项目。此后我国暂停了新增核电项目审批，直到2019年再次重启。2021-2023年，我国新增核准核电项目5、10、10台，核电发展较为积极。

华龙一号是我国后续核电发展的主要技术路线。截至2023年底，我国在建、已核准待建核电机工38台，其中21台为我国自主知识产权的华龙一号机组，2台国和一号机组，2台钠冷快堆机组，1台玲珑一号机组。

2.全球核电发展更注重安全性，四代核电走上舞台

2.1.全球核电技术经历了四代发展

全球核电技术经历了四代的发展历程：

第一代核电技术：20世纪50～60年代，基于军用核反应堆技术，由美国、苏联、加拿大、英国等国家设计、开发、建造的首批原型堆或示范电站，验证了核能发电的技术可行性。

第二代核电技术：20世纪70～90年代，对经验证的机型实施了标准化、系列化、批量化建设。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。

第三代核电技术：20世纪90年代起，吸取了第二代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）。

第三代机组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。第四代核电技术：未来新一代先进核能系统，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）。

2.2.我国核电技术经历引进消化吸收再创新，如今已形成具有完全自主知识产权的技术

我国核电工业的发展经历了“引进、消化、吸收、再创新”的历程。秦山核电站是中国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站。1987年开工的大亚湾核电站，引进了法国M310核电技术。岭澳核电站1、2号机组也采用的是法国M310技术。在M310的基础上，中核集团按照减少回路、减小反应堆容量的思路，研发出了CNP600，后与法马通和西屋公司合作，继续研发了CNP1000，并在此基础上研发了三代核电技术ACP1000。

中广核集团在M310的基础上，研发出CPR1000，并通过技术改进，研发出ACPR1000，进而推出ACPR1000+。最终，中核集团ACP1000和中广核集团ACPR1000+融合形成了我国具有自主知识产权的三代核电技术“华龙一号”。2006年，为统一核电技术路线、促进核电事业发展，我国做出了引进AP1000的决策，应用于浙江三门和山东海阳共4台机组。在AP1000设备国产化的基础上，形成了CAP1000机组。如果我国将单机功率升至135万千瓦以上，将完全拥有自主知识产权，因此我国开启了CAP1400的研发，即“国和一号”。除此之外，我国在发展核电的历程中，先后引进了2台加拿大CAN DU-6重水堆，2台法国EPR机组，中俄合作4台VVER-1000和4台VVER-1200机组。我国自主研发的高温气冷堆机组、钠冷快堆机组和模块化小堆“玲珑一号”也陆续推出。

2.3.四代技术多路线发展，全球开始研发布局

根据国际核能论坛（Generation IV International Forum, GIF）的定义，第四代核能技术旨在提高核能的可持续性、经济性、安全性、可靠性和防止核扩散能力。这些技术包括使用不同类型的冷却剂和反应堆设计，如气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、钠冷快堆、超临界水冷堆和超高温气冷堆，以满足不同的能源需求。

2.4.我国第四代高温气冷堆核电技术达到世界领先水平

2023年12月6日，山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站顺利完成168小时持续运行考核，开始商业运行。石岛湾核电站是我国具有完全自主知识产权的国家科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程，石岛湾核电站正式投入商业运行标志着我国在第四代核电技术研发和应用领域达到世界领先水平。示范工程集聚了设计研发、工程建设、设备制造、生产运营等产业链上下游500余家单位，先后攻克了多项世界级关键技术，设备国产化率达到93.4%，创新型设备600多台（套）。

高温气冷堆的核心设备及系统可归纳为九大设备和系统：反应堆压力容器、主氦风机、蒸汽发生器、堆内金属构件、控制棒、吸收球、燃料装卸、氦净化和乏燃料储存。高温气冷堆的设计主要围绕提高核反应堆的温度和安全性两方面展开。

（1）燃料：采用自主研制的“耐高温全陶瓷包覆颗粒球形核燃料元件”。球床型高温气冷堆采用的核燃料元件是耐高温全陶瓷包覆颗粒燃料球，其直径6厘米，最外层是石墨层，里面是弥散在基体石墨粉中的约12000个四层全陶瓷材料包覆的、直径0.9毫米的核燃料颗粒。耐高温高压的材料、层层包覆的结构、严苛的质量检验标准，保障了球形燃料可以有效防止放射性物质泄漏。

（2）冷却剂：高温气冷堆的冷却剂采用的是氦气，氦气流过反应堆堆芯，带走裂变热，然后流经蒸汽发生器将热量传给二回路的水，使水转变为水蒸气，水蒸气再驱动汽轮机发电；经蒸汽发生器后的冷氦气再由主氦风机压缩，循环返回堆芯，重新带出裂变热。驱动高温气冷堆氦气冷却剂循环的风机叫主氦风机。

（3）慢化剂：高温气冷堆采用石墨作为慢化剂，不同于轻水堆和压水堆核电站用水和重水作为慢化剂，具有更好的耐高温性能。

（4）其他材料：为了适应高温气冷堆较高的反应温度，堆内其他材料也需要采用耐高温材料。目前高温气冷堆堆芯氦气出口温度为750°C，未来超高温气冷堆将提高到950-1000°C，相应的压力容器、蒸汽发生器、金属堆芯支承结构、氦－氦中间换热器等结构材料均需满足相应高温下的机械性能与环境相容性要求，并且要具有良好的焊接、塑性加工、机械加工等性能。

（5）反应堆：反应堆不停堆在线换料，允许在反应堆运行期间，不需要停机就可以进行燃料的装填和卸载。新的燃料球从反应堆顶部添加，通过重力作用落入堆芯并自然下流，同时已经烧透的燃料球从底部移出。这种连续的燃料更换方式不仅提高了反应堆的运行效率，还减少了因新燃料导致的过剩反应性，从而使核裂变反应更加稳定和安全。

（6）模块化设计：模块式反应堆设计可以提升核安全性、增加系统灵活性。一方面，模块化设计通过降低每个模块的功率密度，减少了停堆后由于裂变产物衰变产生的余热，从而降低了核燃料外壳过热熔化的风险，使得每个模块都能在无需人为干预的情况下通过自然冷却方式（如热传导和热辐射）有效散热，显著减少了严重核事故的可能性。另一方面，模块独立运行的特点增加了整个系统的冗余性和可靠性，允许根据电力需求灵活调整运行模块的数量，每个模块的独立性意味着故障或维护一个模块不会影响到整个系统的运行，简化了管理和维护工作。

（本文仅供参考，不代表我们的任何投资建议。如需使用相关信息，请参阅报告原文。）