资源描述
|2024 05 26 2060 90%20%CAP CAP1000 90%2012 12 2021 12 2024 2019 17 34 2022-2023 10 10 10 2024 4 26 2024 1215.53 52%FCD 56 2024 2024 5 21 59 61.64GW 34 35.34GW 57%2030 1.15 1 8 300 U S0680520030005 1 24Q2 2024-05-19 2 2024-05-19 3 2024Q1 13GW 2024-05-16-48%-32%-16%0%16%2023-05 2023-09 2024-01 2024-05 300 2024 05 26 P.2 EPS P E 2023A 2024E 2025E 2026E 2023A 2024E 2025E 2026E 601611.SH 0.59 0.76 0.86 1.00 10.14 10.04 8.88 7.64 601985.SH 0.55 0.61 0.67 0.71 13.33 15.48 14.03 13.13 003816.SZ 0.21 0.24 0.25 0.26 14.64 17.04 16.09 15.50 000777.SZ 0.58 0.79 1.02 1.36 25.18 21.20 16.49 12.37 002438.SZ 0.53 0.68 0.86 0.98 22.56 19.18 15.31 13.33 000922.SZ 0.67 0.80 0.95 1.09 15.32 16.27 13.77 11.99 002255.SZ 0.40 0.51 0.59 0.67 13.09 11.59 9.89 8.75 Wind wind WUCXwPqNsRqRtNpMrMoRoP9PcM7NsQoOnPqMkPoOqNeRnPuMbRnNvNMYoNsRwMmNoR 2024 05 26 P.3 1.5 1.1.5 1.2.9 2.12 2.1.12 2.2.15 3 2024.19 4.22.24 1.5 2.6 3.6 4.6 5 2019.7 6.7 7.7 8.8 9.8 10 2024 5 21.9 11 2024 5 21.9 12 g.10 13.10 14.10 15.11 16 2030.11 17.12 18.13 19 2023.13 20.14 21 2023/.15 22 2023 44.15 23.16 24.17 25.17 26.17 27.18 28.18 29 2019-2023.19 30 2014-2023.19 2024 05 26 P.4 31 2014-2023.19 32.20 33 2008-2024Q1.21 34 2018-2023.21 35 2024 5 21.22 36.23 37.23 kNkeoK5ziyDmarmFHtC175KvZxvDHl7CnYBIQwX/6MPw731GS/+yYRcjctJtAjAM 2024 05 26 P.5 1 1.1 4 U U U 1-233-235-238-239 2024 05 26 P.6 2 3 BOP 4 58%2024 05 26 P.7 5 2019 6 7 58%22%20%23%20%17%12%8%6%4%3%3%2%2%/2024 05 26 P.8 8 9 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 的高温下 仍能保持液体状 态。PWR 在其 一 回路系统 中使用 加压水 吸收 热量，之 后在二回路系统 中降低 气压释 放热 量。沸水堆（BWR）浓缩 UO2 水 水 沸腾轻水 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。重水堆（HWR）天然 UO2 重水 重水 重水堆能 高效、充分的 利用 核燃料，但体积 比轻水 堆大，建造费 用高，重水昂贵，发电 成本比 较高。石墨气冷 堆（GCR）天然 UO2 CO2 或氦气 石墨 用石墨慢 化，二 氧化碳 或氦 气冷却的 反应堆。近期 的研 究集中在 氦气冷却的高温 气冷堆（HTGR）上。石墨水冷 堆（LWGR）浓缩 UO2 水 石墨 堆芯和循 环回路 庞大，难以 设置安全 屏障，运行比 较复 杂。快中子增 殖堆（FBR）浓缩UO2、PuO2&UO2 液态钠 无 由快中子 引起链 式裂变 反应 所释放出 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，又生产 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。IAEA 2024 5 21 31 441 395.87GW 15 59 61.64GW 31 441 311 297.2GW 75%15 59 51 55.67GW 90%2024 05 26 P.9 10 2024 5 21 11 2024 5 21 IAEA IAEA 1.2 2060 90%20%IAEA 357 76.4 64.4 13.1 5.7 2017 1-1.5 2023 7670 3.45 1.72 5.96 BWR16%FBR0%GCR1%0%LWGR2%PHWR6%75%BWR4%FBR4%PHWR2%90%2024 05 26 P.10 12 g 13 IAEA wind 2021 1 1 260/kgU 791.75 14 _ 100 600 200 2 2030/11/18GW 2023 55 57GW 050100150200250300350400/kwh01000200030004000500060007000800090002014 2015 2016 2017 2018 2019 2020 2021 2022 2023-15%-10%-5%0%5%10%15%20%0102030405060702006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 2018 2019 2020 ktU yoy 2024 05 26 P.11 36 44 GW 44 GWh 5%2030 2035 2050 131GW 169 GW 335GW 10.0%13.5%22.1%2024-2030 2031-2035 2036-2050 11 8 7GW IEA 2030 541GW 2024-2030 18GW CAGR 4%15 16 2030 IEA 0501001502002503003504000%5%10%15%20%25%2023 2030E 2035E 2050E GW)01002003004005006002015 2016 2017 2018 2019 2020 2021 2022 2023 2030ENuclear power capacity GW 2024 05 26 P.12 2 2.1 1942 12 50 60 61%21%10%90 1997 ABWR 2000 2030 GFR LFR SFR MSR SCWR VHTR 17 技术类别 起始时间 主要特点 主要堆型 第一代核电技术 20 世纪50 年代-60 年代中期 多为早期原型机，使用天然铀燃料和石墨慢化剂。证明了核能发电的技术可行性，具有研究探索的试验原型堆性质。设计上比较粗糙，结构松散，尽管机组发电容量不大，一般在 30 万千瓦之内，但体积较大。且在设计中没有系统、规范、科学的安全标准作为指导和准则，因而存在许多安全隐患，发电成本也较高。美国希平港核电站、德累斯顿核电站、英国卡德霍尔生产发电两用的石墨气冷堆核电厂、前苏联APS-1 压力管式石墨水冷堆核 电站、加拿大 NPD 天然铀重水堆 核电站等 第二代核电技术 20 世纪60 年代-90 年代 是较为成熟的商业化反应堆，使用浓缩铀燃料，以水作为冷却剂和慢化剂，其堆芯熔化概率和大规模释放放射性物质概率分别为 10-4和10-5量级。反应堆寿命约 40 年。在第 一代核技术的基础上，它实现了商业化、标准化等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到百万千瓦级。目前全世界在运核电机组大多数使用第二代技术或其改进型。压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、加压重水堆（PHWR）、石墨气冷堆（GCR）、及石墨水 冷堆（LWGR）等 第三代核电技术 20 世纪90 年代至今 第三代核电技术指满足美国“先进轻水堆型用户要求文件”（URD）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”（EUR）的压水堆型技术核电 机组，是具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。其堆芯熔化概率和大规模释放放射性物质概率分别为 10-7和10-8量级。反应堆寿命 约 60 年。先进沸水堆（ABWR）、非能动 先进压水堆（AP600/AP1000）、欧洲压水堆（EPR）及华龙一号、国和一号、俄罗斯的 vver 技术 第四代核电技术 21 世纪 2000 年美国首次提出了第四代 核反应堆计划，规划在 2030 年 后投入市场推广建设。目标是满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。预计将有封闭的核燃料产业链，提高核燃料使用效率，或将使用锕元素作为燃料，显著降低核废料半衰期，提高核能使用的安全性。石岛湾核电站（HTR-PM）（目 前处于在建过程）2024 05 26 P.13 18 GIFR&D Outlook for Generation IVNuclear Energy Systems ABWR ABWR AP1000 VVER EPR APR-1400 HPR1000 CAP1400 19 2023 3180 2021 1 30 5 10/90%2024 4 5 13 CAP1400 CAP1400 AP1000 CAP1000 4040 2 已经部署 等待部署 正在研发华 龙 一 号(中 国)国 和 一 号(中 国)CAP1000(中 国)AP1000(美 国)VVER1200(俄 罗 斯)VVER-Toi(俄 罗 斯)APR-1400(韩 国)E P R(法 国)A B W R(日 本)A P W R(日 本)Atmea1(日 本)APR-1000(韩 国)E S B W R(美 国)ACPR1700(中 国)CAP1700(中 国)VVER-1500(俄 罗 斯)VVER-1800(俄 罗 斯)EPR1000(法 国)2024 05 26 P.14 20 AP1000 3415 72 2018 9 AP1000 1 EPR 4250 2018 12 1 EPR VVER-1200 3200 24 VVER-1000 30 60 2024 05 26 P.15 21 2023/2023 44 2023 18 9 26 58 5986.7 44 5174.9 75.0%84.1%22 2023 44 2.2 机型/台数 设计商 核电站/机组名称AP1000(5 台)西屋公司三门1#、2#,海阳1#、2#，沃格特勒3#EPR(3 台)法马通 台山1#、2#，奥尔基洛托3#VVER-1200(6 台)俄原公司新沃罗涅日2-1#、2-2#，列宁格勒2-1#、2-2#，白俄罗斯1#、2#APR1400(6 台)韩国电力公司新古里3#、4#，巴拉卡1#、2#、3#，新蔚珍1#华龙一号(5 台)中核集团福清5#、6#，卡拉奇2#、3#，防城港3#ABWR(4 台)通用-日立，东芝 柏崎刈羽6#、7#，志贺2#，滨冈5#机型/台数 设计商 核电站/机组名称VVER-1200(14 台)俄原公司波罗的海1#，卢普尔1#、2#，阿库尤1#、2#、3#、4#，徐大堡3#、4#，田湾7#、8#，埃尔达巴1#、2#、3#VVER-Toi(2 台)俄原公司 库尔斯克2-1#、2-2#APR1400(4 台)韩国电力公司 新古里5#、6#，新蔚珍2#，巴拉卡4#AP1000(1 台)西屋公司 沃格特勒4#CAP1000(5 台)国家电投三门3#、4#，海阳3#、4#，徐大堡1#，陆丰5#、6#，廉江1#EPR(3 台)法马通 弗拉芒维尔3#，欣克利角C 1#、2#华龙一号(11 台)中核&中广核防城港4#，漳州1#、2#、3#，太平岭1#、2#，三澳1#、2#，昌江3#、4#、石岛湾-扩建-1#国和一号(2 台)国家电投 国核示范1#、2#ABWR(2 台)通用-日立、东芝 岛根3#，大间町1#2024 05 26 P.16 23 参数 单位 第三代核电站 第四代核电站 电站可利用率%87 95 投资 美元/千瓦 1300（百万千瓦的大型核电站）1475（60 万千瓦的中型核电站）1000 建造周期 月 54（百万千瓦的大型核电站）42（60 万千瓦的中型核电站）（从第一罐混凝土到商业运行）36（从第一罐混凝土到反应堆启动试验）堆芯损坏频率 1/堆年 1.0 x10-5 1.0 x10-5 需证明不会发生堆芯严重损环 严重事故放射性物质释放额率 1/堆年 1.0 x10-6 对于非能动核电站，只需提供简单的厂外应急计划 不会有超标的厂外释放，不需厂外响应 运行和维修费 美分/千瓦时 1.3（百万千瓦的大型核电站）1.6（60 万下瓦的中型核电站）1.0 GFR LFR SFR MSR SCWR VHTR 2012 12 2021 12 2017 12 29 1 2023 2 2020 60 2040 2023 6 7 2MWt 2024 05 26 P.17 24 中子谱 冷却剂 温度（）压力 燃料 燃料循环 装机容量（MWe）气冷 快堆 快中子 氨 850 高 U-238 和 部分 U-235 或 Pu-239 闭式，现场 1200 铅冷 快堆 快中子 铅或 铅-铋 480-800 低 U-238 和 部分 U-235 或 Pu-239 闭式，地区 20-180、300-1200、600-1000 熔盐堆 熔盐快堆 快中子 氟化盐 700-800 低 盐中的 UF 闭式 1000 先进高温堆 热中子 氟化盐 750-1000 UO 固体 颗粒 开式 1000-1500 钠冷快堆 快中子 钠 550 低 U-238 和 MOX4 闭式 30-150、300-1500、1000-2000 超临界水 冷堆 热中子或快中子 水 510-625 极高 UO 开式（热中子）;闭式（快中子）300-700、1000-1500 超高温反 应堆 热中子 氦 700-950（后继将达到1000）高 UO 菱柱 或球形 开式 250-300 25 26 A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems 1000 2024 05 26 P.18 6 12000 0.9mm 1650 27 28 2024 05 26 P.19 3 2024 2024 2024 2019 2023 34 2022-2023 10 FCD 56 2024 29 2019-2023 26 2024 04 26 2022 2023 10 10 10 30 2014-2023 31 2014-2023 0246810122019 2020 2021 2022 2023 01020304050602014 2015 2016 2017 2018 2019 2020 2021 2022 2023 01000200030004000500060002014 2015 2016 2017 2018 2019 2020 2021 2022 2023 2024 05 26 P.20 32 4 45 EPC FCD 2023 2024 2024 2023 5 949 2024 2024 1215.53 52%2021-2023 339 506 800 2024 2024 05 26 P.21 33 2008-2024Q1 34 2018-2023 wind-40%-20%0%20%40%60%80%100%010020030040050060070080090010002008 2011 2014 2017 2020 2023(yoy-30%-20%-10%0%10%20%30%40%50%60%70%02004006008001000120014002018 2019 2020 2021 2022 2023 2024 yoy 2024 05 26 P.22 4 60%IAEA 2024 5 21 416 374.6GW 59 61.64GW 34 35.34GW 57%51 FBR PHWR BWR 35 2024 5 21 MW 26301 25 5398 7 4456 4 4400 4 3850 4 3260 2,2680 2 2653 2 2160 2 2070 2 1630 1 1340 1 974 1 440 1 25 1 61637 59 IAEA 2014 IAEA GRSR 1.6/KW AP1000 2/KW 50%80%85%35%70%45%AP1000 AP1000 AP1000 4 2.53 2024 05 26 P.23 36 37 技术 项目 建设周期 成本 美国AP100 美国沃格特勒 3 号和 4 号机组采用 AP1000 机型 2013 年开工，预计 2023 年商 运，工期达 10年 造价超过 12000 美元/kW，合 理成本约 8000 美元/kW，批量化后成 本有望降至 5000 美元/kW。芬兰 EPR 芬兰奥尔基洛托 3 号机组 2005 年开工，2022 年并网，工期达 17 年 6750 美元/kW 法国 EPR 法国弗拉芒维尔核电厂 3 号机 2007 年开工，预计 2023 年并 网，工期达 16年 预计造价约 7700 美元/kW。改 进型EPR 单位造价约 5000 美元/kW。英国 EPR 英国欣克利角 C 核电厂 1、2号机组 分别于 2018、2019 年开工，预计 2027、2028 年并网，预计工期约 10 年 11100 美元/kW 印度VVER 印度库丹库拉姆核电 3 6 号机组 其中 3、4 号机组于 2017 年开 工，计划于2023 年完工，5、6 号机组于 2021 年开工，计划于 2027 年完工 5200 美元/kW。CAP1400 2 3 2 CAP1400 2030 1.15 1 8 300 2024 05 26 P.24 2024 05 26 P.25 6 A 300 500 15%5%15%-5%+5%5%10%-10%+10%10%8 7 7 100077 555 22 200120 021-38124100 1115 330038 0791-86281485 100 24 518033
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