HeaderTable_User 1342590177 842932215 HeaderTable_Industry 13021200 看好 investRatingChange.same 173833684 深度报告 东方证券股份有限公司经相关主管机关核准具备证券投资咨询业务资格，据此开展发布证券研究报告业务。 东方证券股份有限公司及其关联机构在法律许可的范围内正在或将要与本研究报告所分析的企业发展业务关系。因此，投资者应当考虑到本公司可能存在对报告的客观性产生影响的利益冲突，不应视本证券研究报告为作出投资决策的唯一因素。 有关分析师的申明，见本报告最后部分。其他重要信息披露见分析师申明之后部分，或请与您的投资代表联系。并请阅读本证券研究报告最后一页的免责申明。 【行业·证券研究报告】 核心观点 核燃料循环产业链价值链长内容丰富，且处于技术和实践相对落后于市场，但需求和必要性十分确定的阶段，前后端运营和装备市场成长性明显 如果按时达成 2020 年的核电装机规划目标：在运 5800 万千瓦时。据我们测算，我国 2016-2020 年约需要核燃料组件 4900 吨， 2020 当年需要约 1300吨。产生几乎同等重量的乏燃料，到 2020 年累计产生乏燃料 7900 吨。因为乏燃料及废料的放射性，如此体量的乏燃料将推动核燃料保障及乏燃料后处理和离堆贮存的需求的不可回避，将促使核燃料循环产业设备需求 快速增长 。 核燃料循环产业，从闭式燃料再循环的角度看，包括前端 的 铀勘探采掘和冶炼加工、铀转化和浓缩、燃料组件制造和后端 的 核废料最终处置、乏燃料后处理（含后处理、固化、处置、制造 MOX 燃料提取钚等 ） 、乏燃料及废料的贮存和运输和核电站退役。 我们预计前端运营市场中 ， 2016 年国内核燃料组件 市场空间 81 亿左右 ， 到2020 年，当年的燃料 组件 市场空间近 284 亿， 2016-2020 年累计市场空间近 800 亿元。 2016 年国内铀粉矿（采掘冶炼和加工） 市场空间 21 亿左右 ，到 2020 年，当年的燃料 组件 市场空间近 56 亿， 2016-2020 年累计市场空间近 180 亿元。 我们预计 后端 运营市场中， 2016 年 前未处理的乏燃料后处理 运营 市场空间200 亿左右 ， 到 2020 年，当年的乏燃料市场空间近 90 亿 .我们假设 若乏燃料一直未做后处理， 2020 年累计市场空间近 525 亿元。 前端运营市场的参与者有限，主要以中核集团为主，广核有望进入市场，垄断性较强。后端的核废料最终处置和核电站退役还在规划中，乏燃料后处理（含后处理、固化、处置、制造 MOX 燃料提取钚等 ） 产业还在技术引入和研发 试验中 ，商业 化 产能还处于规划中 ； 乏燃料及废料的贮存和运输则初步商业化，中子吸收材料 和存储格架 的 生产制造 则 刚开始国产化的进程 。 因为历史和安全的原因，前端市场商业化空间较弱，后端 市场 关键材料和设备（中子吸收材料和乏燃料贮存格架）近期实现 国产化突破 ，未来循环产业链国产化市场是一个空间巨大的蓝海市场 我们认为 2016-2020 年，堆内储存的格架将为中子吸收材料带来 4.2-6.5 亿元的需求，离堆储存的干式转运和运输容器将为中子吸收材料带来 33-35 亿元的需求。产业链上中子吸收材料最有竞争力的 国内 供应企业有海龙核科、应流久源和安泰核原，堆内储存格架最有竞争力的 国内 供应企业有安泰核原和阿波罗，离堆贮存干式转运和运输容器最有竞争力的 国内 供应企业有南通中集、阿波罗、西安核设备。 投资 建议与投资标的 我们给予核电装备 和运营 子板块“看好 ”评级。 前 端产业链上，铀勘探采掘和冶炼加工 、铀转化 和浓缩、燃料组件制造大部分都在中核集团下的非上市公司里，建议 关注燃料组件制造的外壳关键材料国产化企业。 后端的核废料最终处置和运输和核电站退役还在规划中。建议关注乏燃料后处理（含后处理、固化、处置、制造 MOX 燃料提取钚等 ） 和乏燃料及废料的贮存和运输相关的运营和设备 国产化 企业。 前端燃料组件制造相关企业建议 关注： 西部材料 (002149，未评级 )和 东方锆业 (002167，未评级 )、后端 乏燃料 及废料的贮存和运输 关企业 建议关注、 应流股份 (603308，未评级 )、 安泰科技 (000969，未评级 )、 阿波罗 (832568，未评级 )、 海龙核科 (832026，未评级 )等。后端 乏燃料后处理 相关企业建议关注： 通裕重工 (300185，未评级 )和 中飞股份 (300489，未评级 )。核电运营企业建议关注： 中国核电 (601985，买入 )。 风险提示 核电站核准和开工不及预期风险；核电安全事故风险；技术路线风险 核电行业专题报告（二） -中国核燃料循环体系初建，前后端市场前景广阔 机械设备行业 行业评级 看好 中性 看淡 (维持 ) 国家 /地区 中国 /A 股 行业 机械设备 报告发布日期 2016 年 10 月 12 日 行业表现 资料来源： WIND 证券分析师 孙灿 021-63325888*6109 suncanorientsec 执业证书编号： S0860516070003 佘炜超 021-63325888*6071 sheweichaoorientsec 执业证书编号： S0860514060002 相关报告 核电行业事件跟踪点评 2016-09-19 PPP 风口提升下游景气度，助力设备制造商向综合服务商转型！ 2016-08-29 核电行业专题报告（一） 2016-07-29 -30%-15%0%15%30%15/1015/1115/1216/0116/0216/0316/0416/0516/0616/0716/0816/09机械设备 沪深300 2 目 录 一、 核反应原理和核燃料及产物 . 6 1.1 核反应原理 . 6 1.1.1 核裂变和链式反应 6 1.2 核裂变燃料和产物 .8 1.2.1 核裂变燃料 8 1.2.2 核裂变产物 10 二、 核燃料循环体系和中国战略选择 . 11 2.1 核燃料循环技术体系 . 11 2.1.1 核燃料循环的概念 11 2.1.2 核燃料循环的主要 循环和技术 12 2.2 世界主要核国家核燃料循环体系选择 . 14 2.2.1 美国 15 2.2.2 法国 15 2.2.3 其他 15 2.3 中国核燃料循环产业概述 . 15 2.3.1. 中国核燃料循环产业的发展目标和现状 15 2.3.2. 中国核燃料循环产业发展的紧迫性 16 三、 核燃料循环前端产业链 . 17 3.1 铀矿勘探开采及矿石加工冶炼 . 17 3.1.1. 铀资源开采技术 17 3.2 铀转化和浓缩 . 17 3.2.1. 铀浓缩技术 17 3.2.2. 铀转化技术 17 3.3 核燃料组件加工和制造 . 18 3.4 铀产品和核燃料生产流程 . 19 3.4.1. 铀矿和铀粉 19 3.4.2. 铀的精炼：转化、分离和浓缩 20 3.4.3. 核燃料组件的制造 22 3.5 全球铀产品供需情况 . 23 3.5.1. 铀产品供需状况 23 3.5.2. 铀浓缩供需状况 25 3.5.3. 铀转化供需状况 26 3 四、 核燃料循环后端产业链 . 28 4.1. 核废料处置 . 28 4.1.1 中低放废料处置方式 28 4.1.2 高放废料处置 方式 29 4.1.3 世界各国核废料处理现状 31 4.1.4 中国核废料处理现状 32 4.2. 乏燃料及废料的存储和运输 . 34 4.2.1 乏燃料及废料管理 34 4.2.2 乏燃料的运输 34 4.3. 乏燃料后处理 . 36 4.3.1 乏燃料后处理技术和流程 36 4.3.2 后处理工艺 36 五、 中国核燃料循环产业 . 39 5.1. 我国核燃料循环前端产业 . 39 5.1.1. 我国铀产品供给格局 39 5.1.2. 我国铀矿探 开采及矿石加工冶炼市场 39 5.1.3. 我国核燃料前端产业 40 5.1.4. 我国核燃料 产业园建设 42 5.2. 我国核燃料循环后端产业 . 42 5.2.1. 核废料处置产业 42 5.2.2. 乏燃料后处理产业 42 5.2.3. 乏燃料及废料的存储和运输市场 44 5.2.4. 核电站退役市场 45 六、 投资逻辑和建议 . 47 6.1. 核燃料循环市场测算 . 47 6.1.1 前端：燃料组件制造市场 47 6.1.2 后端：乏燃料后处理市场： 47 6.1.3 后端：乏燃料中间贮存和运输 48 6.2. 行业投资建议和标的 . 49 6.2.1 核电后市场供需缺口大，成长性明显 49 6.2.2 后市场中子吸收材料国产化突破 49 6.3. 行业投资建议和标的 . 50 风险提示 . 50 4 图表目录 图 1：核裂变反应示意图 . 6 图 2：热堆系统和结构示意图 . 7 图 3：快中子反应堆示意图 . 8 图 4：不锈钢混凝土结构的乏燃料储存水池 . 10 图 5：轻水堆核电站铀 -钚燃料循环示意图 . 11 图 6： 一次通过循环方案 . 12 图 7： 闭式循环方案 . 12 图 8：北京房山区中国实验快堆 . 14 图 9：核燃料组件示意图 . 18 图 10：粒磷铅铀矿示意图 . 19 图 11：铜铀云母矿示意图 . 19 图 12：在紫外线照射下发光的铀玻璃示意图 . 19 图 13：在紫外线照射下发光的铀玻璃示意图 . 19 图 14：铀矿提纯过程中的中间产品 -黄饼示意图 . 20 图 15：黄饼的钢桶容器示意图 . 20 图 16：天然铀中铀 238 和铀 235 的比例 . 20 图 17：低浓缩铀中铀 238 和铀 235的比例 . 20 图 18：六氟化铀分子结构示意图 . 21 图 19：美国早年在橡树岭的气体扩散工厂示意图 . 21 图 20：离心机分离法示意图 . 21 图 21：布满离心机的浓缩铀工 厂（美国能源部） . 21 图 22：核电站中的核燃料烧结元件示意图 . 22 图 23：燃料棒中的元件排列示意图 . 22 图 24：核燃料棒构成组件示意图 . 错误 !未定义书签。 图 25：核燃料组件组示意图 . 错误 !未定义书签。 图 26：全球铀开采总量 . 23 图 27：中国铀产量 . 23 图 28： 2015 年全球主要国家铀产量 . 24 图 29： 2014 年全球前十铀矿生产企业产量及占全球总产量的份额 . 25 图 30：铀浓缩市场主要供应商的市场份额 . 26 图 31：乏燃料发展预测 . 28 图 32：我国核废料处置场分布 . 28 5 图 33：世界各国高放废料处置情况 . 32 图 34：我国核废料处理存在的问题 . 33 图 35： 核燃料后处理厂主要工艺过程 . 36 图 36： 高放废液处理流程图 . 36 图 37： 国外核电后处理厂建厂处理情况 . 43 图 38：核燃料循环产业链国产化进展 . 48 图 39：乏燃料贮存对中子吸收材料的需求 . 48 图 40：我国中子吸收材料国产化概况 . 49 有关分析师的申明，见本报告最后部分。其他重要信息披露见分析师申明之后部分，或请与您的投资代表联系。并请阅读本证券研究报 告最后一页的免责申明。 HeaderTable_TypeTitle 机械设备深度报告 核电行业专题报告（二） 6 一、 核反应原理和核燃料及产物 1.1 核反应原理 1.1.1 核裂变和链式反应 1. 核裂变和链式反应原理 1) 原子能和核裂变 1896 年，物理学家亨利 贝克勒尔偶然地把铀盐放在底片上，结果照片上呈现未知原因的雾状现象，由此而发现天然放射性。为了进一步深入研究，皮埃尔和玛丽 居里分析了沥青铀矿，并从中分离出两种强放射性元素钋和镭。很快英国科学家卢瑟福证实了放射性现象与原子核不稳定性有关。1934 年，意大利科学家费米用中子轰击铀，并报道说产生了一些新物质。 1938 年，德国科学家奥托 哈恩发现了核裂变现象。当中子 撞击铀原子核时，一个铀核吸收了一个中子可以分裂成两个较轻的原子核，在这个过程中质量发生亏损，因而放出很大的能量，并产生两个或 3 个新的中子。这就是举世闻名的核裂变反应。在一定的条件下，新产生的中子会继续引起更多的铀原子核裂变，这样“一代代”传下去，像链条一样环环相扣，科学家将其命名为链式裂变反应。这一定的条件包括：第一，铀要达到一定的质量，即临界质量；第二，中子的能量要适当，一般是能量为 0 025 电子伏的 “ 热中子 ” 。 链式裂变反应释放的核能叫做核裂变能。如果加以人为的控制，在铀的周围放一些强烈吸收中子的“中子毒物” (主要是硼和镉 )，使一部分中子还没有被铀核吸收引起裂变时，就先被“中子毒物”吸收，这样就可以使核能缓慢地释放出来。实现这种过程的设备叫做核反应堆。 由于战争的爆发，核研究被提上了议事日程。在北美，费米找了一个芝加哥大学废弃的露天运动场，用石墨块和铀棒组成的材料建立了一个反应堆，它于 1942 年 12 月 2 日达到临界，费米成功地演示了链式反应可以持续数分钟。此后美国运用链式反应原理设计并制造了几座大型反应堆。 在核 电站所使用的核裂变中，主要利用了中子撞击铀 235 原子核： 2) 铀 235 反应方程式 235U+n 236U 135Xe+95Sr+2n 235U+n 236U 144Ba+89Kr+3n 铀核分裂时 ,可以放出两个中子 ,这两个中子再去击中两个铀原子核 ,它被分裂为四 ,同时放出四个中子，由此类推 ,原子的裂变就会这样自发地持续下去 ,产生一连串的原子分裂 ,同时不断放出能量。 图 1：核裂变反应示意图 数据来源： 网络资料、学术论文、 东方证券研究所 整理 有关分析师的申明，见本报告最后部分。其他重要信息披露见分析师申明之后部分，或请与您的投资代表联系。并请阅读本证券研究报 告最后一页的免责申明。 HeaderTable_TypeTitle 机械设备深度报告 核电行业专题报告（二） 7 2. 热堆工作原理 热堆指能够在受控下 (所以不会发生原子弹那样爆炸 )持续进行核裂变链式 (连锁 )反应的装置。中子打入铀 235 的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出 2 3 个中子和其它射线。 热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀 235 等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。 反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。 核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 图 2：热堆 系统和结构 示意图 数据来源： 网络资料、 水冷堆主流堆型发展情况概述、 东方证券研究所 整理 目前世界上主要使用的热堆堆型主要包括三种水冷堆： 压水堆核电站：水冷堆中压水堆是目前的主流。压水堆核电站以浓缩铀为燃料，以普通水（轻水）作为慢化和冷却剂。 沸水堆核电站：切尔洛贝利和福岛核电站都是沸水堆。沸水堆又叫轻水堆，沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点，它们都需使用低富集铀作燃料。 重水堆核电站：以加拿大 CANDU 堆为代表，国内秦山三期是该类重水堆。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。主要优点是可以 利用天然铀作为核燃料，同时实现不停堆换料。但基础投资比重大、堆芯体积大。 有关分析师的申明，见本报告最后部分。其他重要信息披露见分析师申明之后部分，或请与您的投资代表联系。并请阅读本证券研究报 告最后一页的免责申明。 HeaderTable_TypeTitle 机械设备深度报告 核电行业专题报告（二） 8 3. 快堆工作原理 快堆的全称是快中子增殖堆。与热堆不同的是反应堆内充填的核燃料是铀 235 与钚 239，其反应过程中铀 235 与钚 239 燃料裂变时产生的快中子，不会被减速。因此，当快中子轰击反应区周围的铀 238 时，铀 238 会以一定比例将其吸收，产生新的钚 239。于是，新的核燃料不断产生，再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多。每过一段时间，快堆核电站所得到的钚 239，还可以装备一座相同规模的快堆，一座快堆会变成两座，两座变成四座。 在快堆中，铀的 利用率实际上可以达到 60%-70%，远远超过传统的反应堆。而且，贫铀、乏燃料、低品位的铀矿，乃至海水里的铀，都可以成为快堆的燃料来源。 世界上现在有 8 个国家具有开展快堆试验的中试装置，法国、美国 、俄罗斯、英国 、日本、德国、韩国和中国。但暂时还停留在实验阶段。 图 3：快中子反应堆示意图 数据来源： 网络资料、学术论文、 东方证券研究所 整理 1.2 核裂变燃料和产物 1.2.1 核裂变燃料 自然界中的铀以铀 238 为主，可用于核裂变的铀 235 占比极少，其中 99.3是铀 238， 0.7是铀235。 核燃料 类型 主要可以分为以下四大类： 1. 金属燃料 铀是普遍使用的核燃料。天然铀中只含 0.7%的 U235，其余为 U238。天然铀的这个浓度正好能使核反应堆实现自持核裂变链式反应，因而成为最早的核燃料，功率密度 ,一般要用 U 含量大于 0.7%的浓缩铀。这可以通过气体扩散法或离心法来获得。 金属铀 （ U） 在堆内使用的主要缺点为：有同质异晶转变；熔点低；存在尺寸不稳定性；最常见的是核裂变产物使其体积膨胀（称为肿胀）；加工时形成的织构使铀棒在辐照时沿轴向伸长（称为辐照生长），虽然不伴随体积变化，但伸长量有时可达原长的 4 倍。此外 ,辐照还使金属铀的蠕变速度增加（ 50 100 倍）。这些问题通过铀的合金化虽有所改善 ,但远不如采用 UO2 陶瓷燃料为佳。 有关分析师的申明，见本报告最后部分。其他重要信息披露见分析师申明之后部分，或请与您的投资代表联系。并请阅读本证券研究报 告最后一页的免责申明。 HeaderTable_TypeTitle 机械设备深度报告 核电行业专题报告（二） 9 钚（ Pu）是人工易裂变材料，临界质量比铀小，在有水的情况下 ,650 克的钚即可发生临界事故。钚的熔点很低（ 640），一般都以氧化物与 UO2 混合使用。钚与 U 组合可以实现快中子 增殖，因而使钚成为着重研究的核燃料。 钍 （ Th） 吸收中子后可以转换为易裂变的 U，它在地壳中的储量很丰富，所能提供的能量大约相当于铀、煤和石油全部储量的总和。钍的熔点较高，直至 1400才发生相变，且相变前后均为各向同性结构，所以辐照稳定性较好，这是它优于铀、钚之处。钍在使用中的主要限制为辐照下蠕变强度很低。一般以氧化物或碳化物的形式使用。在热中子反应堆中利用 U-Th 循环可得到接近于 1的转换比 ,从而实现“近似增殖”。但这种循环比较复杂，后处理也比较困难，因此尚未获得广泛应用。 2. 陶瓷燃料 包 括铀、钚等的氧化物、 碳化物和氮化物，其中 UO2 是最常用的陶瓷燃料。 UO2 的熔点很高（ 2865），高温稳定性好。辐照时 UO2 燃料芯块内可保留大量裂变气体，所以燃耗（指燃耗份额，即消耗的易裂变核素的量占初始装载量的百分比值）达 10%也无明显的尺寸变化。它与包壳材料锆或不锈钢之间的相容性很好，与水也几乎没有化学反应，因此普遍用于轻水堆中。但是 UO2的热导率较低，核燃料的密度低，限制了反应堆参数进一步提高。在这方面，碳化铀（ UC）则具有明显的优越性。 UC 的热导率比 UO2 高几倍，单位体积内的含铀量也高得多。它的主要缺点是会与水发生反应 ，一般用于高温气冷堆。 3. 弥散体燃料 这种材料是将核燃料弥散地分布在非裂变材料中。在实际应用中，广泛采用由陶瓷燃料颗粒和金属基体组成的弥散体系。这样可以把陶瓷的高熔点和辐照稳定性与金属的较好的强度、塑性和热导率结合起来。细小的陶瓷燃料颗粒减轻了温差造成的热应力，连续的金属基体又大大减少了裂变产物的外泄。由裂变碎片所引起的辐照损伤基本上集中在燃料颗粒内，而基体主要是处在中子的作用下，所受损伤相对较轻，从而可达到很深的燃耗。这种燃料在研究堆中获得广泛应用。除陶瓷燃料颗粒外，由铀、铝的金属间化合物和铝合金（或铝粉） 所组成的体系，效果也较好。在弥散体燃料中由于基体对中子的吸收和对燃料相的稀释，必须使用浓缩铀。 包覆颗粒燃料也是一种弥散体系。在高温气冷堆中，采用铀、钍的氧化物或碳化物作为核燃料，并把它弥散在石墨中。由于石墨基体不够致密，因而要在燃料颗粒外面包上耐高温的、坚固而气密性好的多层外壳，以防止裂变产物的外泄和燃料颗粒的膨胀。外壳是由不同密度的热解碳和碳化硅（ SiC）组成的 ,其总厚度应大于反冲原子的自由程，一般在 100 300 微米之间。整个燃料颗粒的直径为 1 毫米。使用包覆颗粒燃料不仅可达到很深的燃耗，而且大大提高了 反应堆的工作温度，是一种很有前途的核燃料类型。 4. 流体燃料 在均匀堆中，核燃料悬浮或溶解于水、液态金属或熔盐中，从而成为流体燃料（液态燃料）。流体燃料从根本上消除了因辐照造成的尺寸不稳定性，也不会因温度梯度而产生热应力，可以达到很深的燃耗。同时，核燃料的制备和后处理也都大大简化，并且还提供了连续加料和处理的可能性。流体燃料与冷却剂或慢化剂直接接触，所以对放射性安全提出较严的要求，且腐蚀和质量迁移也往往是一个严重问题。这种核燃料尚处于实验阶段。 有关分析师的申明，见本报告最后部分。其他重要信息披露见分析师申明之