公用事业：大国碳中和之四代核电-解决核能利用痛点，向“终极能源”过渡

行业趋势：核能发展势头强劲，挑战与机遇并存，四代核电呼之欲出。截至2024年，我国在运和在建核电总量约1.13亿千瓦，规模升至世界第一，其中在建机组规模保持世界第一。目前我国核电发展以三代核电为主，受限于三代核电技术特性，在发展空间、应用场景等方面面临挑战。而四代核电是核能利用发展的下一阶段，针对三代核电面临的各种问题提出了新的堆型设计，也是可控核聚变实现之前向“终极能源”过渡的核能利用方式。 如何提高反应堆的安全性？——四代堆固有安全性。四代核电的一个重要特征是各种堆型设计具有固有安全性，，即“从物理定律出发就可以理解的”，依靠系统本身设计和材料特性，不依赖外部保护装置，在正常工作和潜在异常情况下均能“确定地”保持安全的特性。 如何解决燃料问题？——快堆、钍基熔盐堆。三代核电属于热堆范畴，其主要燃料铀-235在自然界天然铀中的比重仅为0.7%左右。四代核电中的快堆则可充分利用天然铀中占比99.3%的铀-238作为反应原料，可以让天然铀的利用率从目前不到1%，提高到60%以上，大幅延长铀资源使用年限，缓解天然铀一次供给不足的问题。四代堆中的钍基熔盐堆则可以改用钍作为燃料，我国相对“富钍贫铀”，钍基熔盐堆可扬长避短，解决我国天然铀稀缺问题。 如何解决乏燃料问题？——快堆嬗变。压水堆会产生含有强放射性、长半衰期的乏燃料，目前对乏燃料的主流处理方式仍是掩埋和储存，无法完全解决乏燃料问题且成本高昂。快堆具有嬗变能力，是处理乏燃料的重要手段。快堆既可以利用压水堆中剩余的堆后铀等元素进行发电，还可以通过嬗变消耗掉乏燃料中的长寿命锕系元素，减少环境影响。 如何增加核电厂址？——四代堆结合小堆或可成为内陆核电放开的重要契机。四代核电的固有安全性使核电扩散性风险大幅降低，冷却水需求也可减少，也不存在极端情况需要引入大量外部冷却水淹没反应堆的准备。部分四代堆具有小型化自然循环设计，适用聚焦偏远地区供电，降低了厂址条件的限制，还可以利用煤电厂址进行“煤改核”。 如何增加核电的利用场景？——四代堆提高蒸汽参数。核电运行能量利用效率较低的一个重要因素是蒸汽参数较低导致能量损失大。从能量效率的角度来看，直接使用热能是更理想的能量利用方式，发电只是核能利用的其中一种形式。四代堆依靠较高的运行参数可以进行供汽、制氢、制氨等综合利用，拓展核能综合利用方式。 风险提示：相关政策不及预期；技术发展不及预期；核事故风险；舆情风险。 投资建议：核电发展加快，在电力系统中的作用凸显，成长空间和确定性较高。我国核电运营牌照具有稀缺性，建议关注目前唯二核电运营上市公司中国核电和中国广核，及筹划资产重组，注入国家电投集团旗下核电资产的电投产融。建议关注四代核电相关装备制造商。 核能发展势头强劲，挑战与机遇并存 我国核准机组数量创历史新高，核电成长确定性高 核电是建设新能源体系的重要组成部分，我国大力支持核电发展。核能是低碳能源，全生命周期碳排放仅约12克/千瓦时，同时具有装机容量大，运行稳定可靠、换料周期长等特点，具备较强的频率和电压调节能力，能够为经济社会发展提供充足的电力保障。在高比例可再生能源、高比例电力电子设备的“双高”电力系统中，核电具有保障电力供应、支撑电力系统安全稳定运行、促进新能源消纳和实现“双碳”目标等方面具有重要作用。核电产业是我国支持发展的产业，《“十四五”现代能源体系规划》提出，在确保安全的前提下，积极有序推动沿海核电项目建设，保持平稳建设节奏，合理布局新增沿海核电项目。开展核能综合利用示范，积极推动高温气冷堆、快堆、模块化小型堆、海上浮动堆等先进堆型示范工程，推动核能在清洁供暖、工业供热、海水淡化等领域的综合利用。切实做好核电厂址资源保护。 我国核电行业发展全球领先，但核电发电量占比较低。截至2025年1月6日，我国商运核电机组数量达到58台，总装机6096.7万千瓦（含国和一号示范工程1号机组和漳州核电1号机组），位列全球第三；在运和在建核电总量约1.13亿千瓦，规模升至世界第一，其中在建机组规模保持世界第一；在建及已核准未开工机组合计46台，累计装机容量5547万千瓦。但我国核电发电量在全国发电量中的占比较低，2023年仅占4.86%，低于世界平均水平（近10%）。 图1：我国历年核电装机容量变化情况（MW） 图2：我国运行核电机组数量变化情况（台） 图3：各国核电装机容量及核电发电量在全国发电量中的占比 表1：全国在运和在建核电站情况 图4：全国在运和在建核电站情况 核能发展仍面临多重挑战 安全性是核能发展首要考虑因素。2011年福岛核事故后，全球核能发展放缓乃至停滞，部分国家启动退核，关停国内全部核电站。由于核事故的巨大危害性，安全性是核能行业发展的第一原则，安全和质量是核电发展的“生命线”。目前先进三代核电设计需要采用能动和非能动安全系统来保证核电运行的安全性，华龙一号设计就包括了辅助给水系统和非能动二次侧余热导出系统、安喷系统和非能动安全壳热量导出系统、能动和非能动的堆腔注水系统、能动和非能动的安注系统等4套安全系统。华龙一号的安全设计保证72小时内不需要外部干预，依靠重力、温度、密度差等非能动手段可以导出堆芯热量，保证机组安全，发生事故的概率降低到百万年分之一。 图5：“华龙一号”能动与非能动安全系统原理图 全球天然铀产能有限，存在供给缺口。根据WNA的数据，2022年全球UO供应量58201吨，相当于49355tU，占公用事业全年需求量的74%，剩余部分则由二次供给补充。根据WNA统计，截至2021年，全球生产成本在130$/kgU（约50$/lbUO）以下的合理确定资源和推断资源合计607.85万tU；而每GW核电装机每年约消耗150-200tU，首次燃料装载则需要300-450tU。以全球核电装机400GW测算，以上铀资源约可使用100年。而随着全球核能复苏，新建核电逐渐投产，全球铀矿需求将持续提高，供给缺口可能扩大，铀资源可用年限进一步缩短，导致全球天然铀市场价格明显提高；另一方面，受福岛核事故影响，2011年后全球核电发展放缓、停滞甚至倒退，铀资源企业减少了铀矿勘探、开采开支，新矿山储备较少，而新矿山从前期勘探、审批到建成投产周期一般在10年以上，近年新增铀矿产能主要是原有矿山的复产和增产。 38 38 图6：全球天然铀产量和核电需求（单位：tU） 图7：STEPS情境下各种电源发电量（单位：TWh） 图8：天然铀长协（红）和现货（蓝）价格（单位：$/lbUO）图9：全球勘探支出及美国核电业主进口天然铀价格 乏燃料处理尚未成熟。目前全球投入商业运行的二三代核电均为热堆，热堆运行过程中会产生含有强放射性、长半衰期的乏燃料，通常含有1.0%的铀-235，0.6%的可裂变钚（钚总量约1%），3%的裂变产物和次要的锕系元素，以及95%的铀-238。 乏燃料取出后卸载到紧邻反应堆的储存池中或进行干法贮存，以屏蔽辐射并释放余热，这一过程可能持续数月乃至数年，然后可以转移储存，但最终需要回收处理再利用（闭式燃料循环），或直接进行永久储存（一次通过式燃料循环）。目前对于乏燃料的主流处理方式仍是掩埋和储存，无法完全解决乏燃料问题且需要长期监测，成本高昂，而乏燃料的后处理和回收再利用目前仍未完全成熟。按百万千瓦核电机组一年约产生20-25吨乏燃料测算 ， 目前我国核电每年产生1200-1500吨乏燃料。据估计，到2030年我国累计乏燃料将达到约23500吨，离堆运输的需求将达到15000吨。 目前我国乏燃料处理能力仅有2010年在甘肃兰州建成的四〇四中试工程，以及以中试厂为基础建设的200吨/年乏燃料后处理示范工程。中核集团和法国阿海珐集团合作的中法合作核循环项目选址曾计划选址连云港，模仿法国阿格核循环厂模式建设核循环厂，设计年处理乏燃料能力800吨，一期贮存能力3000吨，但由于当地居民对核能安全和环境影响的担忧，连云港市政府决定暂停了核循环项目的前期选址工作。 图10：核燃料循环及乏燃料处理的两种方式 图11：湿法贮存 图12：干法贮存 核电厂址要求严格，条件优秀的厂址有限，内陆核电尚未放开。出于对核电运行安全性的考虑，核电站选址条件苛刻，需要确保核电站不受到自然灾害或外部人为因素等的影响，即使发生事故时，也能够有效降低对周围环境以及居民生产生活的影响。国家能源局要求核电厂址满足以下6个条件： 核电厂址尽量选择人口密度相对较低，离大城市较远的地点。半径5千米范围不宜有1万人以上乡镇；10千米范围内不宜有10万人以上城镇，40千米范围内不宜有100万人以上的大城市。 核电厂水源应该满足装机容量取水要求（内陆核电厂采用淡水循环冷却，取水量不超过每百万千瓦1.2立方米/秒；沿海核电厂，取水量不超过每百万千瓦0.05立方米/秒）。 核电厂址附近范围内不应存在能动断层，厂址不受火山活动及其他严重地震、地质灾害的威胁，地基地质条件好。 核电厂的交通运输应便捷，设置进厂道路、应急和施工道路。厂址应具备可行的建造大件运输通道或大件码头条件。 核电厂厂址尽量选择距离电力负荷中心较近区域，且电网可靠性高、厂外电源应有两个独立系统。 核电厂址可提供厂区0.146平方米/千瓦的用地和厂外施工临时用地，厂址场地标高应高于设计基准洪水位。 图13：核电站选址流程图 简而言之，核电选址需要考虑的要素包括：充足水源、稳定地质结构和气象等条件、适宜的社会经济条件和无潜在危险源。目前我国在建及在运核电站均为沿海核电，可供选择的厂址有限；内陆核电目前尚未放开，主要原因是核电冷却取水和安全等问题。而全球在运核电中，内陆核电占总装机的2/3以上，并且在技术和实践上都已验证成熟，只要在选址阶段对关键难点问题进行深入分析研究，并采取适当的管理措施和技术措施，内陆厂址能够满足有关法规和建厂条件的要求。 根据中核集团相关报道，我国初步勘查选择的核电站厂址容量可支撑未来4亿千瓦装机，核电站厂址资源主要分布在我国东部沿海和中部内陆地区，主要包括辽宁、吉林、河北、浙江、安徽、河南、福建、江苏、浙江、山东、湖北、湖南、江西、四川、重庆、广东、广西、甘肃、黑龙江、云南等省份。按照核电发展规划测算，考虑内陆核电的情况下，当前储备选址足以保证2060年前的核电发展。 核能利用场景有限，能量转换效率较低。同样出于安全性考虑，核电站一回路压力较低，对应饱和温度也较低，同时设置一定的安全边界，再加上传热效率问题，二回路主蒸汽温度更低，因此能量转换效率也较低，通常显著低于超超临界火电机组。同时，低参数蒸汽也较难应用于供热供汽、制氢等用途，因此目前核电主要用途仍是发电。目前，海阳、红沿河等核电站有供暖应用，田湾核电建成“和气一号”后成为我国首个工业用途核能供汽项目。除以上核能综合利用方式外，部分堆型还可用于生产同位素，但目前我国在运核电中仅秦山三核的两座CANDU6重水堆具备此能力。 图14：田湾核电基地 聚焦核能利用痛点，迭代核能新技术 目前的核电受限于前述短板，尚不具备成为“终极能源”的条件，而可控核聚变距离实现商业化落地仍有较大差距，因此四代核电尤其是快堆成为核能发展下一阶段的目标和可控核聚变最终实现之前的替代方案。我国于1983年提出“热堆-快堆-聚变堆”的核能利用三步走战略计划，解决核能可持续发展和核燃料长期安全有效供应的问题。目前我国热堆发展已逐步成熟，自主三代压水堆核电“华龙一号”已建成投产并保持安全稳定运行，“国和一号”首堆工程已首次并网发电，多用途模块化小堆“玲龙一号”预计2026年建成投产，自主研发的世界首座具有第四代核电特征的高温气冷堆核电站投运。快堆成为当前核能发展聚焦点。 我国快堆采用“实验堆-示范堆-商用堆”三步走发展战略。我国于2010年建成第一座钠冷快堆中国实验快堆（CEFR），2014年底实现了100%功率运行72小时的工程设计目标。CEFR热功率65MW，实验发电功率20MW，首炉燃料使用UO，采用堆本体池式结构和一回路钠、二回路钠和三回路水进行传热，并首次设立非能动余热