核能又称为原子能，即原子核发生变化时释放的巨大能量，按照变化的形式不同，可以进一步分为核裂变能和核聚变能两种。当一个重原子核在吸收了一个能量适当的中子后形成一个复合核，这个核由于内部不稳定而分裂成两个或多个质量较小的原子核，这种现象叫做核裂变，所释放出的能量叫核裂变能。核聚变是两个轻原子核结合在一起释放能量的反应，主要包括氢的同位素氘（2H，重氢）和氚（3H，超重氢）聚合的反应，所释放出的能量叫核聚变能。

核裂变反应中最常见的是铀–235的裂变。一个铀–235原子核在中子的轰击下分裂成为几个较轻的原子核，同时放出2～3个中子，并释放巨大的能量。而所产生的中子会继续引起更多的铀–235原子核裂变，像链条一样环环相扣，使核裂变反应自持地进行下去，称为自持链式裂变反应。核裂变发展较早，技术相对成熟，应用领域广泛。通过控制自持链式裂变反应的反应速率，裂变过程中所产生的热量、射线等可以被用在发电、海水淡化、医学治疗、金属探伤等领域。

核聚变是指由质量小的原子（主要是指氘或氚），在一定条件下（如超高温和高压），让核外电子摆脱原子核的束缚，让两个原子核能够互相吸引而碰撞到一起，发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核（如氦），从而释放出巨大的能量。核聚变燃料供应充足，反应所释放的能量大于核裂变（每1升海水中含30毫克氘，而30毫克氘聚变产生的能量相当于300升汽油），而且反应不会产生高放射性核废料。太阳就是靠核聚变反应给太阳系带来了光和热。然而，核聚变的反应温度特别高（太阳温度可达1500万摄氏度以上），技术难度大，因此在此领域各国还处在试验阶段。

铀235裂变释放的能量是同质量的煤燃烧释放的能量的270万倍，而氘聚变所释放的能量更大。如此剧烈的反应，其反应原理中很重要的两条分别是比结合能和质能方程。

比结合能：原子核是核子凭借核力结合在一起构成的，将若干个核子结合成原子核所释放出的能量，或是将原子核的核子全部分散开来所需要的能量，就是原子核的结合能。然而，组成原子核的核子越多，它的结合能就越高。因此，有意义的是它的结合能与核子数之比，称为比结合能。比结合能越大，原子核中的核子结合得越牢固，原子核越稳定。

通过比结合能曲线可以看出，无论是轻原子核（氢和氢的同位素等）聚变成较重的原子核，还是重原子核（铀和铀的同位素等）裂变成较轻的原子核，都会释放出能量。

质能方程：核裂变和核聚变反应中都会出现质量亏损，即反应前的静质量大于反应后的静质量。而亏损的质量并没有消失，只是以能量的形式存在着。爱因斯坦在狭义相对论中提出的质能方程E=mc²，向人们揭示了亏损的静质量与所放出的能量之间的关系，由此可以计算出核反应中释放出核能的大小。

由于核聚变技术尚未成熟，目前商业运转中的核电站都是利用核裂变反应而发电。核电站发电的过程，是一个将核能逐步转化成电能的过程。最初核燃料（铀-235或钚-239）中的核能（原子能）在核岛内被其转化为热能并产生蒸汽；随后蒸汽推动机轮机使得热能转化为机械能；最后汽轮机带动发动机转动并发电，机械能得以转化成电能。

核电站的主要组成部分有：

1）核反应堆：一般的热电厂都有燃料供应来产生热，比如说天然气、煤或石油。对于核电厂来说，它需要的热来自于核反应堆中的核裂变。当一个可裂变原子核（一般为铀-235或钚-239）被一个中子轰击时，它便分裂为两个或更多个部分，同时释放出能量和中子，释放出的中子会继续轰击其它原子核，形成链式反应，从而提供持续的热源。然而，如果链式反应的速度过慢，缺乏足够量的中子使裂变反应持续，链式反应将终止，反应堆将停堆；如果链式反应过快，将导致反应堆温度急剧升高，使反应堆熔堆或爆炸。

因此，链式反应的速度就要由能吸收中子的控制棒（一般为镉棒）来控制。当反应过快时，将控制棒插入，以吸收更多的中子，从而减慢链式反应速度；当需要紧急停堆时，将控制棒全部插入，链式反应终止，反应堆停止产热。

在以铀为核燃料的反应堆当中，中子需要被减慢速度，因为当慢速中子轰击铀-235原子核时更容易发生裂变。因此需要用到减速剂，常用的减速剂有水、重水、石墨等。同时，反应堆产生的热量可以由冷却剂带出反应堆并给蒸汽发生器提供热源。

2）主泵：主泵的功用是把冷却剂推送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。

3）稳压器：稳压器是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。

4）蒸汽发生器：它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，从而推动汽轮机。沸水堆中，水直接在反应堆中气化，因此无需蒸汽发生器。

5）主管道：用于一级回路上压力容器、泵、稳压器、蒸汽发生器等部件的连接。

6）安全壳：用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产生物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。

7）汽轮机：核电站用的是汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。

8）发电机：与火电站的发电机大同小异，根据核反应堆的设计选取适当功率的发电机。

目前，核电站划分为了四代：第一代是实验性的核电站，现都已退役；第二代是当今核电的主力；第三代核电站现已开始建设；第四代尚处于试验阶段。

第一代核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。从1951年美国进行了世界首次核能发电试验开始，前苏联、美国、英国等国家陆续建立了实验性核电站，其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景。

第二代核电站为技术成熟的商业堆，目前在运的核电站绝大部分属于第二代核电站。上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、石墨水冷堆（LWGR）等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。其中压水堆和沸水堆由于其简单、可靠、经济性好等优势，得到广泛采用。目前世界上运行中的447座核反应堆中有288座（64.4%）为压水堆，78座（17.4%）为沸水堆。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。随后1986年的切尔诺贝利核电站事故，使得核电陷入了漫长的寒冬期。

压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开。首先，一级回路中的主泵将高压冷却剂送入反应堆（一般冷却剂保持在120～160个大气压）。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过传热管把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽。随后冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。

沸水堆最大的特点就是只有一级回路。冷却水从反应堆底部流进堆芯，对燃料棒进行冷却，带走裂变产生的热能，冷却水温度升高并逐渐气化，最终形成蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，利用分离出的蒸汽推动汽轮进行发电。

第三代核电站：第三代反应堆派生于目前运行中的第二代反应堆，设计基于同样的原理，并在技术上吸取了这些反应堆几十年的运行经验，可以看做是第二代核电站在安全性和经济性方面的升级版。第三代核电站是指满足《美国用户要求文件(URD)》或《欧洲用户要求文件(EUR)》，具有更高安全性的新一代先进核电站。它具有以下优越性：

① 在设计上必须具有预防和缓解严重事故的设施;

② 在经济上能与联合循环的天然气机组相竞争;

③ 在能源转换系统方面大量采用二代的成熟技术，可以在近期进行商用建造。

第四代核电站：2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等九个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛（Generation IV International Forum, GIF）”，于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士。会上各国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。

这6种第四代核电站包括3种热中子堆（超高温气冷堆、超临界水冷堆、熔盐反应堆）和3种快中子堆（气冷快堆、钠冷快堆、铅冷快堆）。

通常裂变产生的高速中子（快中子）需要通过慢化剂减速成为较慢的中子（热中子），才能更好的被铀-235捕捉，以提升核燃料的链式裂变反应的效率，这种反应堆被称为热中子堆。快中子反应堆是指没有中子慢化剂的核裂变反应堆，虽然技术难度大，但是可以利用反应中产生的快中子将铀-238转变成钚-239，从而“变废为宝”。根据设想，第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越，废物量极少，遇到紧急情况无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。

起步阶段（1951年-1965年）

第二次世界大战结束后，拥有核技术的各国（以美苏英法为代表）纷纷开始将核能运用到民用领域，各类核反应堆的实验性机组陆续建成。这一阶段建成的38台实验性机组都属于第一代核反应堆，并为之后核电的大规模商业化提供了技术保障。

高速发展阶段（60年代末-80年代中）

60年代末70年代初，各工业发达国家的经济处于上升时期，电力需求以十年翻一倍的速度迅速增长。加之1973-1986年的2次石油危机使得油价狂涨12倍，各国对于核电都寄予厚望，并大力发展可商业化的第二代核电站。在这一阶段中，技术相对成熟的压水堆、沸水堆、石墨水冷堆、重水堆成为了主力军。1966年至1986年期间开工建设的核反应堆有423座，其中348座至今任在运行，是当今核电行业的主要力量。

缓慢发展阶段（80年代中-本世纪初）

第二次石油危机之后，各国经济发展速度迅速减缓，加之大规模的节能措施和产业结构调整，电力需求增长率大幅度下降。而1979年美国三里岛核事故和1986年前苏联切尔诺贝利核事故的发生，更是使核电产业雪上加霜。许多新的核电站建设项目被停止或无限期推迟，合同订单被取消。1990年至2004年间，全球核电总装机容量年增长率由此前的17%降至2%。

复苏阶段（本世纪初至今）

本世纪初，随着核电技术的逐渐进步、世界能源紧张和温室气体减排压力增加，核电重新受到青睐，核电重新进入较快发展阶段。虽然，2011年的日本福岛核事故使得各国重新评估核电安全性，部分国家调整了其核电发展规划，核电发展进入了短暂的停滞（例如全球核电龙头企业阿海珐2011年净利润下降58%，2014年亏损49亿欧元），但是，随着核电技术，特别是安全技术的日益完善，多个国家又在近几年重新启动了核电建设。

截至2016年8月，全球共有在役核反应堆447座分布在31个国家，已运行16,795堆年，总装机容量约为390,000MWe，占全球发电量的11%，同时还有61个核反应堆正在建设中。

近20年来，核反应堆数量维持在440个左右，然而由于近年来的核反应堆装机容量有所提高，核电总装机容量呈现出上升趋势。全球核电发电量在受全球经济增长放缓的影响，在近几年出现了回落。

根据世界核能协会（World Nuclear Association）预测：按照低方案，2030年的全球核电装机容量将达602GW，为目前容量的1.57倍；而按照高方案，2030年的全球核电装机容量将达1350GW，为目前容量的3.52倍。

上世纪70年代初至90年代末，我国大陆核电处于起步阶段。1984年第一座自主设计和建造的核电站-秦山核电站破土动工，1991年12月15日并网成功。期间，还分别建成了浙江秦山二期核电站、浙江秦山三期核电站、广东大亚湾核电站、广东岭澳一期核电站和江苏田湾一期核电站等。这一阶段我国核电站建造数量少，装机容量小，但是这为我国核电事业积累了宝贵的经验与数据。

进入21世纪以来，我国核电行业步入了发展的快车道，核电发电量呈加速增长趋势，并向着批量化和规模化发展。2015年我国核电发电量为1612亿千瓦时，同比增长30.21%，占全国发电总量的3.01%。截至2016年8月，我国已并网运行的核电机组达到35台，另有20台正在建设当中，在建核电机组数量为世界第一，占全球在建核电机组总数的32.79%。同时，我国核电站设备的国产化率也在这三十多年间得到了巨大的提升。

根据BP的预测，到2035年，核能产量将以每年约1.9%的速度增长，中国、印度和俄罗斯总共占核电全球增长量的96%。

2015年12月12日，《联合国气候变化框架公约》近200个缔约方一致同意通过《巴黎协议》。《巴黎协议》是针对全球气候变化的新协议，它将为2020年后全球应对气候变化行动作出安排。协议共29条，主要包括目标、减缓、适应、损失损害、资金、技术、能力建设、透明度、全球盘点等内容，例如：各方将加强对气候变化威胁的全球应对，把全球平均气温较工业化前水平升高控制在2摄氏度之内，并为把升温控制在1.5摄氏度之内而努力；全球将尽快实现温室气体排放达峰，本世纪下半叶实现温室气体净零排放等。

2016年4月22日，国家主席习近平特使、国务院副总理张高丽代表中国签署了《巴黎协议》，并在“国家自主贡献”中提出将于2030年左右使二氧化碳排放达到峰值并争取尽早实现，2030年单位国内生产总值二氧化碳排放比2005年下降60%－65%，非化石能源占一次能源消费比重达到20%左右，森林蓄积量比2005年增加45亿立方米左右。因此，发展零二氧化碳排放的非化石能源——核能，将有助于我国履行《巴黎协议》中所作出的承诺。 

根据BP发布的《2015年世界各国一次能源消费报告》，我国一次能源总消费量达到3014Mtoe，较2014年增长1.41%，虽然增速持续多年放缓，但仍连续3年占据全球能源消费总量第一名，并连续15年占据能源消费增量第一的位置。美国以2280.6Mtoe排在第二，其他国家能源消费总量远低于中美两国。

2015年，我国的原油和天然气消费占比（18.6%、5.9%）仍远远低于其他能源消费大国，同时也低于世界平均水平（32.9%、23.8%）。原煤消费占比虽然已从1990年的76.2%降至2015年的63.7%，但仍远高于其他国家和世界平均水平（29.2%）。我国水电和其他可再生能源消费占比分别略高、略低于世界平均水平。

核能虽然有着广泛的用途（发电、海水淡化、工业检测、医疗等），但是当核能作为一种能源消费品种时，其主要的呈现形式为核电，此时可以将核能约等同于核电。2015年，我国核电消费占比（1.3%）还不到世界核电消费占比（4.4%）的30%。而法国核电消费占比高达41.1%，是全球核电消费占比最高的国家。美国拥有100座在役核反应堆，核电消费总量高达189Mtoe，位于全球第一。日本虽已建成42座核反应堆，但是受2011年福岛核电站事故的影响，绝大部分的核电站现仍处于关停状态，这导致了2015年日本核电消费占比仅有0.2%（2010年为13%）。与发达国家相比，我国的核电消费占比仍有相当大的发展空间。

中国是最早制定应对气候变化国家方案的发展中国家。近十年，我国陆续出台、签署了多套政策、协议来推进产业结构调整、减少二氧化碳排放、促进新能源发展。在此期间，我国还与澳大利亚、英国、美国、欧盟、法国等国家签署了气候变化联合声明，为推进全球气候治理实践发挥了不可替代的巨大作用。

能源消费始终是伴随经济发展的，由于全球经济不景气，2015年全球一次能源消费仅增加了1.0%，低于2014年增长1.1%的水平，更低于10年间平均水平的1.9%。用电量方面，受国内经济增长放缓、产业结构调整和工业转型升级等因素影响，2015年我国全社会用电量55500亿千瓦时，同比增长0.5%，增速比上年回落3.2个百分点。

受此影响，2016年1-5月份，全国火电发电量17122亿千瓦时，同比下降3.6％，降幅较上年同期扩大0.5个百分点；设备平均利用小时1635小时，同比降低178小时，为近十年来同期最低水平。在传统能源过剩的同时，经历了高速发展的新能源也面临着愈演愈烈的弃光、弃风问题。国家能源局数据显示，2015年全国风电弃风率达到15%，成为有史以来弃风最严重的年份，2016年一季度继续攀升至26%。而全国一季度弃光限电约19亿千瓦时，甘肃和新疆弃光率分别达到39%和52%，明显高于2015年底的31%和26%。核电设备的利用率也在近3年逐步下滑，并在2016年上半年降至76%，同比下降5.2%。

2016年上半年，全社会用电量同比增长2.7%，增速同比提高1.4个百分点，用电形势比上年有所好转。按“十三五”年均用电增长2.5%测算，预计2020年全社会用电量约6.28万亿度（即6.28万亿千瓦时），较2015年的5.55万亿度新增7300亿度。按照非化石能源优先发展的原则，这一部分新增的电力需求将由非化石能源优先填补。

国家发改委和国家能源局2016年发布的6号、7号文件已经明确了“十三五”期间煤炭行业去产能的任务目标，按照前三年集中攻坚的要求，今年、明年、后年应完成大部分任务。从各地和中央企业确定的进度安排看，2016年力争淘汰落后煤炭落后产能6000万吨，未来三年内暂停新建煤矿项目审批，并在15个省区暂缓建设尚未开工的燃煤火电项目，超过183GW的火电装机将被暂停。虽然仍有一部分在“十二五”末已规划审批的火电站会在今年开工建设，但这不会改变火电占比负增长的趋势。

从电力结构调整角度考虑，2015年，我国火电发电量40972亿千瓦时，占全国发电量的73.1%，比上年降低 2.2个百分点，其中燃煤发电量占火电发电量比重91.9%，燃气发电量占火电发电量比重 4.0%；2015年，核电、并网风电和太阳能发电量分别为1695亿千瓦时、1851亿千瓦时和383亿千瓦时，占全国发电量的比重分别为3.02%、3.3%和0.68%，比上年分别提高0.6、0.4和0.3个百分点。能源结构持续向非化石能源倾斜。

随着我国能源结构的调整，非化石能源电站将逐步替代传统的火电站。而核电凭借其独有的多重优势，将在非化石能源中脱颖而出。

核电是稳定的电力来源，可减小电网调峰压力。在每天的不同时刻，人们对电力的需求是不同的，存在波峰与波谷。为了满足用户的需求，电力系统的供电也要随着做出调整，因此可以将电力来源分为基础电源和调峰电源。若基础电源供电不稳定，特别是在波峰时段供电不稳定，势必增大电网调峰的压力，因此基础电源必须由可以持续稳定供电的电力来源提供。火电输出稳定，且具有一定的调峰功能，从满足电力需求的角度考虑，是一个理想的电力来源。核电输出稳定，可持续高负荷运转12-18个月，直至更换核燃料，因此是理想的基础电源，可在将来大量替代火电中的基础电源部分。水电在波谷时可以抽水蓄能，波峰时可以用水力发电，是理想的调峰电源。2015年，抽水蓄能仅占水力发电的1.4%，由于我国电网调峰压力逐年增大，未来抽水蓄能将成为水电的重点发展方向。太阳能发电会受到节气、纬度、甚至是雾霾的影响，十分不稳定；风能则具有很强的随机性，而且夜间用电量低的时候往往风力更大，与用电量曲线相反。因此，如果太阳能和风能等不稳定电源发电占比过高，将极大的增加电力系统的调峰压力和成本（5%左右的尖峰负荷，虽然在全年只持续100小时左右，但需要额外4500万千瓦左右的装机容量，使得调峰成本提高25%-35%）。因此在将来理想的电力结构中，核电可以大规模的替代火电成为稳定的基础电源。

电站分布与用电量分布一致，大大减少电力输送成本。我国人口分布主要集中在东南地区以及沿河沿海地区，用电量分布与人口分布趋于一致。然而，风能的分布集中在西部和北部地区；太阳能的分布集中在西部，特别是青藏高原地区，这恰恰与用电量的地域分布相反。因此，风能与太阳能的大规模利用将导致电力输送的增加，而电力远距离的大量输送成本较高，这必将提高我国电力的整体成本，从而提高人民的用电成本。水电的分布集中在沿河地区，而且主要存在于河流的中上游，沿海地区则无法覆盖。同时，水电站的建设还要受到地形地势的限制，因此分布地域有限。而核电站可以沿海，也可以沿河、湖、水库建设，与人口分布一致，分布地域可以覆盖绝大部分的用电集中地区。因此，核电与其它非化石能源发电相比，可以采用更合理的分布，从而减少对电力输送的压力和成本。

核电拥有最高的平均利用小时数。虽然近三年来核电设备的平均利用小时数在用电量消费增长放缓的压力下逐年下滑，但是核电在国家电力政策（电网优先保证核电开工率，很少让核电站参与调峰）的支持下，设备利用率远高于其它主流发电方式。

截至2016年9月，我国核电装机容量达到3131万千瓦，在建2050万千瓦。国务院办公厅在2014年印发的《能源发展战略行动计划（2014~2020年）》中明确了2020年我国核电装机容量达到5800万千瓦，在建容量达到3000万千瓦以上的目标。此外，由能源局牵头制定的核电“十三五”规划初步方案中也涉及核电发展中长期展望，并预计2030年我国核电装机规模将达到1.2亿~1.5亿千瓦。

据The Power Reactor Information System的资料显示，我国核电站建设周期约为5-6年，我们由此假设截至2016年9月尚未开工建设的核电站在2020年年底前无法实现并网发电，已开工建设的核电站建设进度良好，在2020年年底前实现并网发电。因此，我们认为2020年我国核电已建成装机容量约为5200万千瓦，在建3000万千瓦。由于2016年9月及2020年年底的核电站在建容量分别为2050万千瓦和3000万千瓦（预计），按照均值估算，我们预计“十三五”期间平均在建容量约为2525万千瓦，考虑到我国核电站建设周期约为5-6年（按5.5计算），即得出2016-2020年平均每年核电装机达460万千瓦。从中长期角度综合考虑到未来用电量需求、能源结构调整、电力结构调整、核电的优势以及国家核电中长期发展规划，我们预计2030年核电装机容量将达到1.5亿千瓦，即2020-2030年平均每年核电装机达830万千瓦。

因此，2016-2020年间，预计我国国内核电站建设平均每年市场可达590亿元，2020-2030年间，年均市场达到1062亿元。

核电出口方面，我国核电技术输出已在巴基斯坦、英国、阿根廷、埃及以及南非等国取得突破性进展，并有望在沙特阿拉伯、马来西亚、苏丹、约旦、罗马尼亚、土耳其等国扩展相关核电合作。随着“一带一路”的落实发展，我国核电的出口有望进一步的深化。据中广核统计，中国“一带一路”沿线的65个国家中，有28个国家计划发展核电，规划核电机组台数达到126台，装机总规模大约1.5亿千瓦，若按1.28万元/千瓦计算，市场规模可达约2万亿元。

由于国际核电市场不确定性较高，保守起鉴本文仅考虑国内核电市场。

我国核电站设计起步晚，但起点高。1991年12月，我国大陆第一座自己研究、设计和建造的核电站——秦山核电站一期工程并网发电，实现了我国核电零的突破，使我国成为继美、英、法、前苏联、加拿大、瑞典之后世界上第7个能够自行设计、建造核电站的国家。然而，这与世界上首座核反应堆发电成功相距了整整40年。从另一个方面考虑，虽然我国的第一座核电站姗姗来迟，但其总体设计和质量达到了当时第二代核电站的平均水平。在2002年WANO性能指标综合指数评价中，秦山核电站达到世界压水堆核电站的中值水平，并在2002年至2005年的3个燃料循环内，分别连续满功率运行331天、443天和448天，作为一个原型堆能够达到此标准实属罕见。

有军用核工业作为基础。据人民网党史频道2014年03月05日的专题报道，1962年，核潜艇总体设计组“09”小组并入国防部第七研究院，即舰艇研究院，并提交了《原子导弹潜艇初步设计基本方案（初稿）》，从此我国有关核反应堆的设计工作正式开始。虽然“09”工程由于国内形势所迫，几经波折，但最终在第七研究院与二机部（今天的中核工业集团、中国核建集团）核动力室以及其他科研院所和高校的共同努力下，于1970年8月成功将核反应堆升温并达到额定功率。1974年我国第一艘核潜艇“长征一号”正式入伍，成为世界上第五个拥有核潜艇的国家。我国军用核工业为我国核电事业的发展奠定了良好的基础。

第三代核电站设计赶上国际脚步。在整个核电站的设计中，核反应堆的设计是最复杂、技术难度最大的一项，也是最核心的一部分。我国核电事业经过了20多年的发展，已经从最初从法国引进第二代核电技术（秦山核电站使用的第二代压水堆CNP300就是消化吸收了法国核电技术后研制出来的），变为了如今参与设计5种第三代核反应堆（基于法国的EPR和俄罗斯的VVER1000技术的核电站在我国都有建设，但属于政治引进项目，我国为直接参与技术研发，并不纳入今后第三代核电站发展路线）。同时，装有AP1000的首堆的三门核电站也在我国建设，2016年8月已冷试成功。

第四代核电站研制世界领先。世界核能协会公开发文表示，中国目前的核电研究是世界一流的。早在2002年，由清华大学带头设计的10兆瓦高温气冷实验堆成功满负荷运行。如今由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学共同出资设计并建设高温气冷堆核电站——石岛湾核电站反应堆压力容器已吊装就位，核电厂仪控系统通过验收。由中核工业集团旗下中国核动力研究设计院牵头的超临界水冷堆技术第一阶段的研发已完成，并提出了超临界水冷堆总体技术路线，完成了我国百万千瓦超临界水冷堆CSR1000总体设计方案和材料选型方案，并获得了国际核能权威机构的认可与关注。

核电设备主要分为核岛设备、常规岛设备和辅助设备。对比第二代、第三代核电站核电设备成本发现，第三代对核岛的安全性能提出了更高的要求，导致核岛设备成本在核电站建设总成本中占比显著增加，达到了32%。而常规岛设备和辅助设备占比分别为12.5%和11%。由此计算，2016-2020年间，我国每年核岛设备、常规岛设备和辅助设备的市场分别为189亿元、74亿元和65亿元。

核岛是核电站中设计难度最大、制造工艺最为复杂、投入成本最多的部分，也是整个核电站的核心部分，核电站发电所需的能量都来自于核岛。核岛主要由压力容器、燃料输送系统及控制棒、阀门、泵、蒸汽发生器等。

核反应堆压力容器用来固定、包容燃料棒、控制棒及其他堆内构件，使核裂变反应限制在一个密封的空间内进行，防止放射性物质扩散。第二代核电站设计寿命为40年，第三代核电站设计寿命长达60年，由于核反应堆压力容器在核电站生命周期内不能替换，这对压力容器的材料和锻造工艺提出了相当高的要求。反应堆压力容器主要由顶盖、简体、法兰、封头等部件组成。

据中国招标投标协会提供的公开资料，我们认为压力容器在核电站总成本中占比约为7%，预计未来5年年均市场为41亿元。根据各公司官网以及公司公告，我国参与核电站压力容器制造的企业主要有中国一重（601106.SH）、上海电气（601727.SH）、新科机电（300092.SZ）、东方电气（600875.SH）、应流股份（603308.SH）、哈尔滨电气（1133.HK）、二重等。

蒸汽发生器用于将核岛一级回路反应堆产生的热量传递到二回路并推动常规岛汽轮机，同时起到一、二级回路的隔离作用，使具有放射性的物质（一级回路冷却水等）不扩散到二级回路和外界。蒸汽发生器尺寸大、重量重、设计要求高、制造复杂（例如蒸汽发生器中的传热管面积占一级回路承压边界面积的80%，是整个一级回路中最薄弱的部分，要求极其严格），能够代表一个企业的核容器基本制造水平。

蒸汽发生器中使用的材料因具有耐高温高压、耐腐蚀、传热系数高、强韧性等特点，常用的材料有锰-镍-钼合金材料和锰-镍-铁合金材料，奥氏体不锈钢，马氏体不锈钢等。在使用数量上，不同的核反应堆设计对蒸汽发生器有不同的需求，例如AP1000需要2台，CPR1000需要3台，而EPR则需要4台。

据中国招标投标协会提供的公开资料，我们认为蒸汽发生器在核电站总成本中占比约为5.5%，预计未来5年年均市场为32亿元。根据各公司官网以及公司公告，我国参与核电站蒸汽发生器制造的企业有东方电气（600875.SH）、上海电气（601727.SH）、哈尔滨电气（1133.HK）。

堆内构件的主要功能是为燃料组件和控制棒组件提供导向、为堆芯提供支撑、为压力容器提供屏蔽等。堆内构件由大约1.5万个零部件组成，其结构复杂，且需要在高温高压高辐射的情况下正常工作，对精度和安全要求极高。

据中国招标投标协会提供的公开资料，我们认为堆内构件在核电站总成本中占比约为2%，预计未来5年年均市场为12亿元。根据各公司官网以及公司公告，参与我国核电站堆内构件制造的企业有上海电气（601727.SH），东方电气（600875.SH）通过收购武汉锅炉集团下属的武汉核设备有限公司，也开始从事堆内构件的生产。

反应堆冷却剂泵可以强迫使冷却剂在一级回路中形成循环，从而把反应堆中产生的热能传送至蒸汽发生器，再把从蒸汽发生器流出的冷却剂送往反应堆再次加热。反应堆冷却剂泵需要承受一级回路不同工况运行模式下的压力、温度，并且要求在断电的情况下能够利用转动惯量迫使一级回路继续循环，使反应堆得到适当的冷却。反应堆冷却剂泵的国产化率相对较低，特别是核一级泵（主泵），许多泵部件需要从美国EMD公司、法国阿海珐公司引进。近年来，随着我国关于主泵的多项国家重大科技专项任务的完成，越来越多的企业也参与到了主泵的生产中。

据中国招标投标协会提供的公开资料，我们认为反应堆冷却剂泵在核电站总成本中占比约为2.5%，预计未来5年年均市场为15亿元。根据各公司官网以及公司公告，参与我国核电站反应堆冷却剂泵制造的企业有上海电气（601727.SH）与德国KSB公司的合资公司凯士比核电泵阀有限公司、东方电气（600875.SH）与阿海珐设立的合资公司东方阿海珐核泵有限责任公司、应流股份（603308.SH）、台海核电（002366.SZ）、中国一重（601106.SH）、哈尔滨电气（1133.HK）、应流股份（002366.SZ），沈阳鼓风机集团通过与中科院金属所合作，也开始研制生产主泵材料。

核级阀门用于在必要的时候切断一级回路内冷却剂的循环。阀门的种类众多，例如闸阀、截止阀、止回阀、球阀、蝶阀、弹簧式安全阀、调节阀、节流阀、隔膜阀等。核级阀门的国产化率较低，特别是核一级阀门，主要由美国洛克威尔国际公司、德国KSB等公司提供。

据中国招标投标协会提供的公开资料，我们认为核级阀门在核电站总成本中占比约为4%，预计未来5年年均市场为24亿元。根据各公司官网以及公司公告，参与我国核电站核级阀门制造的企业有上海电气（601727.SH）与德国KSB公司的合资公司凯士比核电泵阀有限公司、应流股份（603308.SH）、江苏神通（002438.SZ）、中核科技（000777.SZ）、纽威股份（603699.SH）。

主管道用于一级回路上压力容器、泵、稳压器、蒸汽发生器等部件的连接。据百度学术以及中国招标投标协会提供的公开资料，我们认为主管道在核电站总成本中占比约为1%，预计未来5年年均市场为6亿元。根据各公司官网以及公司公告，参与我国核电站主管道制造的企业有台海核电（002366.SZ）、中国重工（601989.SH）旗下的渤船重工、中国一重（601106.SH）、二重、吉林中意、三洲核能。

国内常规岛设备的主要生产商有东方电气（600875.SH）、上海电气（601727.SH）、哈尔滨电气（1133.HK）、中国一重（601106.SH）和二重。

常规岛在核电站总成本中占比约为12.5%，预计未来5年年均市场为74亿元，市场规模大。然而，未来我国能源结构将呈现出火电减少、核电增加，以核电逐步代替火电的趋势。由于大多数核电常规岛设备生产商也是火电设备生产商，因此能源结构的这种变化给这些生产商带来的主要是产量的转移（从火电设备转移到核电常规岛设备），所带来的产量增加有限。

核电站辅助设备它包括核辐射检测、数字化控制系统、HVAC系统（供热通风与空气调节系统）、紧急电源、消防系统、排水系统、通信系统、数据模拟系统等。由于核岛、常规岛设备供应主要集中在少数大型国企手中，辅助系统设备也就成了民营企业重点竞争的领域。参与辅助系统设备生产的公司主要有：哈空调、南风股份、盾安环境、盈锋环境、上海自动化仪表、北京广利核、奥特迅、利康电源、四川华都、中科英华、无锡华尔泰、江苏海狮泵业、山东北辰机电等等。

辅助系统在核电站总成本中占比约为11%，预计未来5年年均市场为65亿元，市场规模较大。然而，辅助系统设备种类繁多，细分领域市场较小。同时，辅助系统中少部分设备安全等级为核3级，大多数设备为核4级（非核级），准入门槛较低，潜在竞争对手多。而且辅助系统中的设备大多具有较强的通用性（如厂房中央空调系统等），圈外同类型企业介入阻力较小。因此，核电的发展对辅助系统相关企业带来的收益存在较大的不确定性，未来十年辅助系统行业格局可能产生较大的变化。

核电站的土建工程与设备安装包括前期准备工程、土建工程（核岛、常规岛厂房建设等）、设备安装（核岛设备、常规岛设备、辅助设备安装等）、建设工程管理与工程服务。其中有关核岛的土建与安装由于工程量大、技术难度大、准入门槛高，利润相对较高。参考三门一期工程（第三代核电站）以及红沿河一期工程（二代半核电站）成本占比，土建工程与设备安装成本占总成本的33%，预计未来5年年均市场为195亿元。

我国的核电站土建工程与设备安装呈现出“一超多强”的格局。中国核工业建设集团公司下属的中国核建（601611.SH，于2016年6月上市，总资产603亿元）整合了集团内部优质的核工业建设资源，是我国核电站土建安装当之无愧的霸主。中国核建承担了我国全部在役核电站的核岛建设，目前正在承担包括辽宁红沿河核电站、广东台山核电站、福建福清核电站、浙江三门核电站等在内的共计12个核电站中28台机组的核岛及部分常规岛工程建设。中国核建拥有AP1000和EPR型第三代核电站的建设能力，同时公司还拥有第四代核电站中高温气冷堆核电站的建设能力。全球首个高温气冷堆示范性核电站——山东荣成石岛湾核电站的土建工程与设备安装，就是由中国核建负责。同时，公司还承建了位于巴基斯坦的恰希玛核电站（一期、二期工程已建成，三期、四期工程正在建设当中）。

在我国核电站土建工程与设备安装的第二梯队中，中广核工程有限公司这一新生力量表现出众，且发展势头良好。自2004年中广核工程有限公司成立以来，公司已完成12台核电机组常规岛的建设。目前公司参与了11台百万千瓦级以上核电机组的工程建设任务，总装机容量1343万千瓦。同时，公司拥有民用核安全1/2/3级设备设计许可证、对外承包工程资质证书等多项许可证书，资质齐全。2015年3月，阳江核电站5、6号机组核岛安装工程正式开工，由中广核工程有限公司与中国能建广东火电工程总公司联合建设，由此打破了国内核岛安装工程建设领域中国核建一家独占的局面。

第二梯队中还有广东火电工程总公司、浙江省火电建设公司、中国建筑第二工程局有限公司等多家企业在核电站常规岛、辅助设备市场中角逐。然而，常规岛与辅助设备的土建与安装准入门槛相对较低，且与火电站相应工程相似度较高，众多火电站建设公司纷纷参与其中，导致行业竞争激烈，存在利润摊薄风险。

我国的核电站三大运营商分别为中核工业集团旗下的中国核能电力股份有限公司（中国核电，601985.SH）、中广核集团旗下的中国广核电力股份有限公司（中广核电力，1816.HK）以及国家电力投资集团公司（国家电投，由原中国电力投资集团公司与国家核电技术公司重组组建）。

中国核能电力股份有限公司（中国核电）是三大运营商中成立最早的公司，我国大陆第一座核电站秦山核电站就是由中国核电负责运营管理。装有全球首台AP1000核反应堆的三门核电站一期工程就是由公司负责运营。2016年8月，三门核电站1号机组冷试结果通过专家评审，并网运行指日可待。同时，我国自主研制的第三代核反应堆“华龙一号”示范首堆也由中国核电负责运营，目前电站建设进度良好。

中国广核电力股份有限公司（中广核电力）成立于2014年3月，是中广核集团下负责电站运营管理的公司，现已在港股上市。中广核电力负责包括广东大亚湾、广东岭澳、广东岭东核电站等核电机组的运营管理，并直接或间接持有其控股权。

国家电力投资集团公司（国家电投）成立于2015年6月。国家电投是一家综合性电力运营公司，以火电、水电运营为主（分布装机约6827万千瓦、2094万千瓦），同时还运营核电、风电、太阳能发电。在核电运营领域，国家电投拥有辽宁红沿河、山东海阳、山东荣成等多座在运或在建核电站，是实施三代核电CAP1400的主体、载体和平台。由于国家电投是一个综合性电力运营公司，其核电占比小（约3.1%），核电运营总量也远小于中广核电力与中国核电。

当今核电站使用的核燃料主要有铀235，且纯度需达到3%（而铀235在天然铀中的含量仅为0.71%），因此铀矿的勘探、开采和铀235的提炼浓缩是核燃料的重点。同时，核电站的核燃料包壳、芯体需要用到核级锆。

铀矿的勘探。目前主流的铀矿勘探的方法是“天-空-地-深”四位一体组成的动态联测联探，即通过航天遥感、航空物探来确定放射源的辐射量大小和大概位置，然后通过地面探测、深井探测确定铀矿的具体位置、深度、储量、铀矿类型等。

我国铀矿的勘探工作主要由中国核工业地质局（隶属于中核工业集团）负责，旗下的核工业航测遥感中心可以完成对铀资源的勘察、遥感测绘，核工业216等大队以及核工业290等研究所可以完成对铀矿的地面探测和深井探测。目前，我国完成了近1/2国土面积的航空放射性调查，累计探明350多个铀矿床，特别是2012年在内蒙古发现的特大铀矿，铀储量达到6万吨，可以供应6个100万千瓦的核电站同时使用60年。

铀矿的开采。随着全球核电产业的复苏，2014年全球铀产量为5.62万吨，而需求量达到了6.5万吨，预计2020年需求将达到7.7万吨，2025年达到9万吨，2030年达到11万吨。铀资源需求的增加必将促进铀矿开采业务的发展。国际上有7家从事铀矿开采业务的大型跨国公司，如法国的AREVA（阿海珐），加拿大的Cameco, 俄罗斯的APM3等，它们控制着全球50%的铀矿资源以及80%的铀产量。

我国的铀矿资源由政府严格把控，使得中核工业集团长期以来处于垄断地位。考虑到铀矿在我国属于战略性矿产，短期内开放的可能性不大，长期有可能采取“适度竞争、有序放开”，但并不会使国内铀矿开采格局产生较大改变。

从铀矿的分布来说，我国的铀资源并不丰富，仅占全球1.3%。因此，我国大量的铀资源需要进口，将来随着我国核电事业的发展，铀资源缺口会呈上升趋势。中核国际（2302.HK，隶属于中核工业集团）和中广核矿业（1164.HK，隶属于中广核集团）是国内2家从事国际铀资源开采、贸易的公司，都在海外拥有大量的铀矿资源，其中中广核控铀资源总量已达34万吨，可满足30台百万千瓦级核电机组30多年的换料需求。

从长期看，2020年之后，随着全球铀资源储备、低成本铀矿资源的减少，以及全球核电的复苏，特别是我国核电的高速发展，我国的铀资源缺口将逐步打开、铀价持续上升，市场形势利好于我国铀矿开采企业。然而短期内，受全球（包括我国在内）经济放缓，核电站建设周期长（使得核燃料需求增长滞后于核电站建设增长）等因素的影响，铀矿开采行业不会发生较大改变。

铀提炼浓缩。铀235在天然铀中的含量仅为0.71%，而核电站核燃料的纯度为3%，核武器以及核动力舰艇上核燃料的纯度为90%以上，这就需要对天然铀进行浓缩。由于国际间天然铀的交易一般不会受到限制，因此对铀浓缩技术的限制成了防止核武器扩散的主要手段。铀浓缩的常用方法有气体离心法、气体动力学分离法等，其关键步骤在于利用离心机从铀-238中分离铀-235同位素，因此，离心分离机制造技术被各国列为核心机密。

中核工业集团旗下的中国核燃料有限公司及其下属的公司和研究所是我国最主要的核电站核燃料供应商，能够满足我国大部分的核电站核燃料需求。中国核燃料有限公司下属的中核兰州铀浓缩有限公司还曾先后为中国第一颗原子弹、第一枚氢弹、第一艘核潜艇提供核燃料。

综合考虑，中核工业集团凭借着其完整的铀资源产业链，在我国核燃料中的铀资源市场处于绝对龙头地位。

核燃料不能直接放入堆芯内，而是需要制作成圆柱形燃料块并放入棒状的包套管内，然后将其安装在核燃料元件上，才能放入堆芯参与反应。而锆合金是这些核燃料包管的重要材料。因此，锆虽然不是核燃料，但其作为核燃料的第一层防护服，与铀燃料一样属于高消耗品。

海绵锆（即锆金属单质，自然界没有单质锆，通过电解形成的单质锆成海绵态，因此也称为海绵锆）具有耐高温（熔点1852℃、沸点4377℃）、抗腐蚀的特性，并具有超高的硬度与强度，其中核级锆是核岛内部构件的理想材料。因此，核级锆在核岛中的非/低消耗品（格架、端塞、压力管道、水流分离管、燃料槽箱等）和高消耗品（燃料棒包套管）部件中得到广泛应用。由于燃料棒包套管中的锆在反应堆内长期持续受到大量中子照射，其延展性降低、强度升高，综合力学性能变差，需要每12-18个月左右进行更换。

根据上表中的数据，平均每11.6万千瓦的装机容量每年就需要使用约1吨的核级锆。若按照我们的假设，2020年我国在役核电站装机容量达到5000万千瓦，届时仅在役核电站核级锆用量预计将达到431吨/年。

国外对锆合金的研究从20世纪50年代就开始了，其中锆-4（Zr-4）合金作为压水堆燃料棒包套管材在堆内的使用性能令人满意，在大量第二代核反应堆中得到应用。然而随着现代核工业对提高燃料燃耗、反应堆热效率、安全可靠性和降低燃料循环成本提出了进一步要求，各国陆续研制出了耐腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性更为优良的锆合金，例如：美国的Zirlo合金、法国的M5合金、日本的NDA合金、俄罗斯的E635合金、韩国的HANA合金等。

我国从事核级锆研制生产的主要有国家核电技术公司旗下的国核科学技术研究院、国核宝钛锆业股份公司（简称国核锆业，由国家核电技术公司和宝钛集团有限公司共同出资组建，由国家核电技术公司管理），以及东方锆业（002167.SZ，中核工业集团为公司第一大股东）。

国核锆业被指定为引进美国西屋公司AP1000全套核级锆材技术的唯一指定用户，并被国家发改委任命承担AP1000依托项目自主化任务。2014年底，公司AP1000核级锆材产品鉴定通过，并于2016年6月开始为AP1000自主化依托项目海阳核电1、2号机组生产Zirlo和Zr-4核级锆合金产品，预计2017年2月交付电站。

东方锆业是专业从事锆系列制品研发生产的公司，其产品有二氧化锆、氯氧化锆、复合氧化锆、氧化锆陶瓷结构件、硅酸锆、电熔氧化锆及海绵锆。公司是国内目前唯一拥有核级海绵锆自主知识产权的企业，并且年产150吨核级海绵锆的生产线已于2016年6月完成合格鉴定。

核电站运营过程中会产生拥有放射性且放射性持续时间长的核废料，因此若处理不当，将对人类和生态环境造成巨大的影响。核电站产生的核废料主要可以分为高放射性核废料和中低放射性核废料。高放射性核废料主要包括了反应过后的核燃料（即乏燃料）及其处理物；中低放射性核废料主要包括核电站运行时被辐射污染的水化系统、交换树脂、废水废液，以及检测设备、工作服、手套等。

放射性核废料处理的基本原理有以下3点：对放射性废气和低放射性废料采用稀释并扩散到环境中的方式处理；对高放射性废料采用浓缩并隔离的方式处理；对短寿命的放射性废料采用滞留并使其衰变的方式处理。

目前最常用的轻水堆核燃料是由铀元素的同位素组成，其中主要包括约3%的铀-235以及约97%的铀-238。经过裂变反应后，多数的铀-235在反应中被消耗，生产钚、次锕系元素和其他裂变产物，同时仍有少部分铀-235未参与反应（含量少于1%），这些在核反应堆中受过辐照且不能继续使用的核燃料被称之为乏燃料。乏燃料是高放射性核废料中最受关注的部分。

乏燃料由于含有大量放射性元素（铀、钚等），其衰变过程中会释放大量的热量，同时放出的射线，从而引起周围物质发生激发和电离，并对环境造成辐射污染、对生物造成辐射损伤。而水由于其较高的比热容以及对β射线（核裂变时放出的一种高速运动的电子流）、γ射线（核裂变时放出的一种电磁波）较强的吸收能力，是一种理想的乏燃料临时储存介质。由于乏燃料在离堆后其活化产物、裂变产物、超铀元素的放射性活度将分别降至原来的1/30、1/300、1/400，热功率降至原来的1/500，因此在国际上一般将乏燃料在水池中存放5年以上，待其温度和放射性下降到可操作范围内，再进行后续的处理。

对于乏燃料的后续处理方式有3种：Direct disposal（直接处置）、Reprocessing（循环处理）以及送往其他国家进行处理。直接处置是指将乏燃料从水池中取出，经固化处理后，直接进行深埋（埋在地下或投入海底）。循环处理是指将乏燃料从水池中取出后，把其中可循环利用的铀、钚等元素提取出来，再对剩下的裂变产物进行固化处理并深埋。目前，许多欧洲国家（如法国、英国、俄罗斯等）以及日本、中国都采用的是循环处理法。

将乏燃料中的钚以及未使用的铀-235进行回收再利用有以下3大优势：1）可以使核燃料的利用率提升25%-30%，从而减少对铀资源的需求；2）使得乏燃料的体积大大减少，从而减少后续运输、处理费用；3）使得高放射性核废料的反射性大大降低，同时其放射性衰减速率远大于使用直接处置法的高放射性核废料。

随着将来第四代核反应堆中的快中子增殖堆技术的成熟，现在大量无法使用的铀-238有望在快中子增殖堆中吸收一个中子之后变为核燃料钚-239（第四代核反应堆有望在2030年前后建成投产）。这也使得从现在开始通过循环处理回收乏燃料中的铀资源显得十分重要。

世界核能协会2016年9月的统计显示，目前全球累计生产了29万吨的乏燃料，其中9万吨经过了循环处理。目前全球乏燃料循环处理能力大约为每年4500吨，然而预计至2030年前，全球年均将产生乏燃料约2万吨，乏燃料循环处理能力严重不足。

法国和英国在乏燃料循环处理领域走在国际前列。法国阿海珐旗下的La Hague循环处理基地于1976年投入运营，年处理能力为1700吨，是目前世界上最大的商用乏燃料循环处理基地，负责处理来自法国、德国、日本、比利时、瑞士、西班牙、意大利、荷兰等国家的乏燃料。英国Nuclear Decommissioning Authority旗下有两个主要的后处理场，一个是Sellafield Magnox后处理场，年处理能力1500吨；另一个是Sellafield THORP (Thermal Oxide Reprocessing Plant)后处理场，年处理能力600吨，主要是对乏燃料进行热氧后处理。

2013年4月25日，在中国国家主席习近平和法国总统奥朗德的见证下，中核工业集团与阿海珐集团签署了《中法合作建设大型商业后处理-再循环工厂项目的合作意向书》，计划在我国建设一座具备3000吨储存能力、800吨/年处理能力的乏燃料循环处理厂。据中国核网报道，该项目由中法合作建设，并参照法国La Hague基地，由中核工业集团负责建设，法国阿海珐承担总体技术责任，由国家专项基金投资，总投资超千亿元，占地3平方公里。2015年，中核工业集团宣布该乏燃料循环处理厂将于2020年开工，2030年左右建成。截至2016年8月，该乏燃料循环处理厂选址工作相关进展尚未公开。

即使是采用循环处理法回收乏燃料中的部分高放射性元素之后，剩余废料仍含有较多长寿命的α辐射体，放射性与放热性较强，需要对其进行进一步的处理。与中低放射性核废料处置相比，高放射性核废料处置有以下4个特点：1）隔离时间长达1万-10万年（中低放核废料仅为300-500年）；2）处置环境为透水性较差的岩石；3）处置深度为500-1000米（中低放核废料一般不超过100米）；4）处置技术仍处于探索阶段。

根据学术论文《核废料处理方法及管理策略研究》中的介绍，我国高放射性核废料处置研究始于1985年。目前，甘肃北山花岗岩地区已经被列为我国军用高放核废料处置候选厂址，并已于2000年开始了钻探和研究工作。据中华网报道，原国防科工委于2005年召开了处置高放射物质研讨会，并确定在我国建设一座永久性高放射性核废料处置库，设计寿命1万年，能容纳至少100年间我国产生的高放核废料。截至2016年8月，相关选址工作进展尚未公开。

中低放射性核废料处理方式相对简单，所有此类废料都要进行固化封装，随后进行地质处理。常用的地质处理方法有：陆地浅埋法、废矿井处置法、深地质处置法、滨海底处置法以及海岛处置法等。

陆地浅埋法是指将核废料放置在地表或地下不超过50米处，并设有防护屏障。这是全球最早被采用的一种处置方法，美国自1944年就开始采用，相关技术现已较为成熟，并被世界各国广泛采用。废矿井处置法是利用废弃矿山原有的采矿巷道以及采空区堆置核废料容器。德国的阿什处置库就是废矿井处置法的典型实例，其在1967-1978年间已经处置了超过4万立方米的中低放核废料。深地质处置法是将中低放核废料埋在300-500米的地下人工岩洞中。这种方法与高放核废料深埋处置法相似，耗资巨大，目前仅有英国、比利时、瑞士、芬兰等少数国家使用较多。滨海底处置法是瑞典根据本国临海地质结构特点发明的一种处置方法，即通过滨海的斜井，将核废料放置到海平面60米之下的结晶岩中。海岛处置法是选择几乎无人居住的荒岛作为核废料处置场所。

据中国核电信息网介绍，我国目前已完成2个中低放核废料处置场的建设工作：西北处置场与华南处置场（广东北龙处置场）。西南处置场（飞凤山处置场）也已取得建造许可证。中核工业集团下属的中核清原环境技术工程有限责任公司（中核清原）负责这3座处置场的建设工作，同时还拥有西北处置场的运行资质。中广核也参与了华南处置场的建设与运营工作。

为了将核废料有效的固定，且一定程度上的提高其辐照稳定性、热稳定性、机械稳定性和抗侵蚀能力，人们通常在封装核废料之前对其进行固化处理。根据固化过程中使用的材料不同，可以将其分为玻璃固化、水泥固化、沥青固化等。高放射性废料通常采用玻璃固化，中低放射性废料通常采用水泥固化和沥青固化。英国谢菲尔德大学大学在2015年研发的一种玻璃固化技术可以极大的屏蔽核废料辐射。同时，法国BOUYGUES公司研制的活性粉末混凝土在水泥固化领域处于世界领先地位。

核废料的封装是对核废料固化体外加装一个容器，使其便于运输、储存，同时也可以起到抗震动、抗侵蚀等作用。常用的封装材料有金属（如钛合金）、陶瓷、混凝土、玻璃等。

为了防止核废料运输过程中遭受恐怖袭击、意外事故，核废料运输容器需要能够耐高温、高压、冲击、腐蚀，同时核废料的运输路线要避开人口密集区，运输过程需要全程的监控。美国采用特种容器运输核废料已有50多年，运送超过3000次，总距离超过170万英里，期间共发生8起事故（高速公路车祸、水上运输意外以及装卸过程意外），但没有一次事故导致了容器破裂或核废料泄露。由于核废料运输容器要求十分严格，我国商用核废料运输容器仍需进口。

应流股份（603308.SH）除了生产主泵泵壳以及阀门之外，还生产中子吸收材料，可用于乏燃料的运输以及存储容器。安泰核原新材料科技有限公司由台海核电（002366.SZ）以及安泰科技（000969.SZ）合资设立，分别持有36%、34%股权。据凤凰网报道，安泰核原新材料公司已具备年产300吨中子吸收材料的能力，可用于核废料的运输及存储。中核清原从事废放射源治理、放射性物质运输、放射性物质包装容器研发等与核废料处理相关的一整套业务。通裕重工（300185.SZ）控股子公司东方机电是国内核废料智能化处理用遥控吊车和移动厂房唯一的提供商。华贸物流（603128.SH）下属全资子公司中特物流也从事核废料运输相关业务。

我们根据以下3条逻辑寻找具有投资价值的细分领域以及优质标的：1）核电建设周期规律（核电设备先于核电建设先于核电运营）；2）细分领域供需关系（市场需求、市场规模以及细分领域内竞争关系）；3）上市公司核电相关业务占比。

核岛是核电站中最主要的部分，其建造难度大、安全要求高、结构复杂，因此建造成本高昂。第三代核电站对核岛安全提出了更高的要求，以至于核岛的成本在核电站建设总成本中占比显著增加，达到了约32%。预计2016-2020年间，我国核岛设备年均市场可以达到189亿元。

核岛设备中的压力容器和蒸汽发生器成本占比最高（共占比约12.5%），然而大多相关上市公司的业务领域广泛，体量大，核电产品占比较小（如上海电气和中国一重核电产品占比小于15%），核电发展对其业绩增厚有限。

核岛设备中阀门和泵的成本占比较高（共占比约6.5%），相关上市公司中，应流股份有望极大地受益于阀门和泵需求的增长。应流股份以核能和航空装备为核心产品，其泵及阀门产品营收占其总营收的66%。且公司自主研发国产化首台核电站核一级主泵泵壳已于2016年3月交付使用，具有先发优势及核心竞争力。同时，公司积极向核电设备全领域延伸，如压力容器、中子吸收材料等。

核岛设备领域中，台海核电凭借着其主管道产品的优势以及业务的外延，有望迎来快速发展。台海核电主管道产品技术成熟，市场占比高，且具有AP1000、华龙一号等第三代主管道制造能力。2016年上半年，公司积极拓展核废处理、乏燃料贮存运输设备市场，同时加大了对主泵泵壳的研制力度，并已获得CAP1000主泵泵壳及配套叶轮订单。

由于核岛设备的招标先行与核电站土建1-2年，核岛设备的放量也将先于核电其他领域。随着核电重启预期愈发强烈，核岛设备相关企业将成为第一批获益对象。

随着核废料的积累，核废料处理市场在日益增大的同时也愈发明显，许多企业近年来纷纷涉足其中。然而乏燃料循环处理、高放核废料以及中低放核废料处理场大多为非上市国有企业所有，特别是乏燃料循环处理等核心环节上市公司参与难度较大。因此，上市公司在核废料处理领域的机会集中在核废料储存与运输以及相关设备方面。

应流股份利用其铸造件方面技术优势以及核级产品生产经验，进军核废料处理领域，其生产的中子吸收材料，可用于乏燃料的运输以及存储。

通裕重工在2015年6月收购了东方机电70%股权。东方机电是国内核废料智能化处理用遥控吊车和移动厂房唯一的提供商，长期以来为中核集团、中广核集团提供核废料处理遥控吊车。公司同时与中核集团核一院、核二院在液态核废料处理设备含硼废液高效固化生产线和固态核废料处理设备超级压缩生产线展开合作，进军核废料固化和压缩领域。

台海核电具有丰富的核电材料和设备制备经验，冶炼和锻造技术国内领先，这为其在核废料处理领域打下了良好的基础。台海核电已与安泰科技共同设立安泰核原新材料科技有限公司，生产乏燃料贮存运输所使用的中子吸收材料、隔板、及相关设备的发展平台，其中子吸收材料产能达到300吨/年，且具有独立知识产权、取得4项专利。同时，台海核电已与上海728院就制造处理核电站废弃物主设备项目达成合作意向，有望在该领域实现国产垄断。台海核电母公司台海集团下属的台海核原量产的中子吸收材料为我国中子吸收材料首次实现量产，能满足AP、CAP三代核电中子吸收材料的制造技术要求。

2015年，我国一次能源消费中核能仅占1.3%，远低于世界平均水平4.4%。随着我国能源结构改革的深化，核能上升空间巨大。中国核电在我国核电运营领域基本与中广核电力平分秋色，并在A股核电运营版块处于绝对领先地位，公司将极大地受益于我国核电的发展。虽然近3年我国电力滞销问题日益凸显，核电的平均利用小时数也在逐年缓慢下降，但是从国家能源局在2016年8月下发的《核电保障性消纳管理办法（征求意见稿）》可以看出，我国大力支持核电发展的政策仍未改变。因此，在能源结构调整和国家政策的双重护航下，我们看好中国核电中长期的发展。