我们认为四代核电发展或在十五五迎来关键机遇期，主要驱动力有三点：1）寻找替代“水” 作为冷却剂的核电技术方案，摆脱沿海厂址资源限制；2）寻找替代“铀 235”作为燃料的 核电技术方案，解决我国贫铀的资源问题；3）拓展非电领域脱碳技术手段，为高品质工业 供热、长距离船运等难脱碳领域寻找清洁替代燃料方案。在上述背景下，我们看好围绕四 代核电，特别是钠冷快堆、钍基熔盐堆、高温气冷堆等技术方案在十五五迎来加速发展和 验证。
什么是四代核电技术
从 1950 年代民用核电技术出现以来，全球核电发展已跨过一代原型机时代、二代压水/沸 水/重水堆时代，进入以先进压水堆为主导的三代核电商业化时代，核电技术发展持续向安 全性更高、事故概率更低方向进化。基于第四代核电系统国际论坛（GIF），当前站在发展 前沿的六大四代核电技术方向包括：钠冷快堆 SFR、超高温气冷堆 VHTR、超临界水堆 SCWR、铅冷快堆 LFR、熔岩堆 MSR、气冷快堆 GFR。 1. 超高温气冷堆：使用氦气冷却和石墨慢化，具有高出口温度（可达 700~750℃）和固 有安全性。这种反应堆的燃料元件由多层碳层包覆，熔点远高于事故工况下的最高温度， 因而在任何事故下都能保证不发生堆芯熔化或放射性释放。 2. 钠冷快堆：利用液态钠作为冷却剂，由快中子引发裂变并进行自持反应的堆型。钠冷堆 的快中子谱能够更有效地利用可用的裂变与增殖材料（包括贫铀），且具有燃料资源利 用率高和热效率高的优点。 3. （钍基）熔盐堆：以钍-232 为增殖燃料、以高温熔盐同时作为燃料载体与冷却剂，可 在高温、常压、无水环境下运行，降低装置机械应力，具有固有安全、放射性废物寿命 短、资源利用率高等突破性优势。 4. 铅冷快堆：采用熔融铅或铅铋合金作为冷却剂，使得反应堆可以在相对较低的温度下运 行，降低了对堆内设备材料的耐高温要求。由于铅基冷却剂的高沸点和惰性，使得系统 可以在常压下运行，同时也可避免燃爆风险。 5. 气冷快堆：气冷快堆以氦气为冷却剂，是一种单相、化学惰性且透明的冷却剂。堆芯出 口温度高于 750℃（通常为 800-850℃），具有高温系统的技术优势，可提高循环热效 率，并提供高温工艺热。由于气体介质密度一般相对较低，对中子的慢化能力较弱，在 不显著添加其他慢化剂的情况下，中子能谱为快谱，因此同时具备快堆的可持续性和高 温气冷堆的经济性。 6. 超临界水堆：利用超临界水作为冷却剂和工质，在超临界状态下，水是一种密度介于气 液之间、兼具液体和气体特性的单一相态流体。“直接循环、无相变”的工作模式实现 更高的热效率、简化系统设计和经济性。
为什么要发展四代核电技术
目前主流的三代核电技术以铀235为核裂变反应主要燃料，以水作为传递裂变能的冷却剂， 核裂变在高温高压的核岛环境中发生，最终经由朗肯循环实现热能-机械能-电能转化从而上 网发电。而四代核电技术在核裂变反应燃料以及冷却剂介质的选型上与三代核电技术有所 差异，从而在设计原理上强化反应堆运行固有安全性，并在核反应燃料方面降低对铀 235 的绝对依赖、在冷却剂介质方面降低对水资源的绝对依赖。四代核电的上述设计特征有望 为解决我国大力发展核能面临的制约问题---厂址资源限制、燃料资源限制---提出了潜在解 法。我们看好四代核电技术的商业化发展在十五五进入加速期。
机遇一：四代核电“固有安全”设计拓展核电选址灵活性
厂址资源问题，我国核电寻找固有安全、摆脱对水资源依赖的发展方向。截止 2024 年末， 我国大陆并网运行核电机组 58 台，合计 60.88GW；在建核电机组 27 台，合计 32.31GW1； 已核准待建机组 18 台（2025 年以来又核准了 10 台），合计 21.24GW。目前核电都在沿海 厂址，原因是冷却水依赖，包括极端事故情况下为了避免污染内陆水资源。但考虑地址因 素、人口因素、经济发展因素限制后，预计国内沿海核电厂址资源累计 200~250GW（截止 2025 年 5 月，根据不完全统计全国已开发 29 处沿海核电厂址，按照每个厂址至多建设 6~8 台 GW 级核电站计算），而我国若维持当前的核电审批速度不变，预计到 2030/35 年在运核 电规模或达到 100~110GW/160~170GW，沿海厂址的建设或在 2035 年进入尾声。三代压 水堆向非沿海地区布局面临冷却水资源约束和安全性及公众顾虑问题，四代核电技术或是 潜在解法： 1. 一方面，四代核电技术普遍不依赖水作为冷却剂，降低了部署在沿海厂址的必要性。 高温气冷堆、钠冷快堆、钍基熔盐铅冷快堆的冷却剂分别为氦气、金属钠、熔盐（氟 化盐））和金属铅，从而避免了极端情况下携带放射性物质的冷却剂污染水资源和威胁 人口安全的问题。 2. 另一方面，四代核电技术从反应原理上来讲普遍具备固有安全性，极大降低甚至消除 了发生堆芯融毁事故的概率。如 a. 高温气冷堆的固有安全性来自负反应温度系数（热 中子所引发的裂变截面积随温度增高而减小，在摄氏 1000 度以上减小得很快，当反应 堆温度逐步升高到 1600℃，连锁反应基本停止），而包覆铀燃料的碳和石墨包层熔点 在 3000℃以上，这一设计使得高温气冷堆在发生事故时条件下反应堆在达到堆芯材料 熔点以前就已经实现自动停堆，直接避免了放射性泄露的可能；此外，高温气冷堆采 用氦气作为冷却剂，将反应堆运行压力从三代核电（以水为冷却剂）的 15MPa 高压水 平，降低至 4~7MPa 的中低压水平，也提高了反应堆运行的安全性；b. 钠冷快堆的固 有安全性一方面同样来自于类似的堆芯负反应温度系数效应，另一方面采用了比传统 三代堆氧化物燃料热导率更高的金属燃料，使得堆芯温度更低、导热更快，降低堆芯 过热风险，此外采用壁传统三代堆水冷却剂沸点更高的金属钠冷却剂，使得反应堆可 在高温常压环境运行，相比高压的三代堆提供了更大的安全裕度；c. 钍基熔盐堆的固 有安全性一方面来自燃料盐具有相似的负反应温度系数，此外低压的反应环境也降低 了大破口事故发生概率，且即使发生燃料盐在环境温度下也会快速凝固从而防止事故 扩大。
因此，考虑新建核电的审批、建设、调试周期，适应非沿海厂址条件、不依赖水资源、具 备更高安全性特征的四代核电技术需在十五五期间加速发展，以应对十七五及以后投建核 电站的厂址资源约束问题。
机遇二：四代核电燃料选择多元降低铀 235 依赖
铀资源问题，我国核电寻找降低对铀 235 依赖的技术方向。传统三代核电站以铀 235 为主 要燃料，铀 235 吸收中子发生链式裂变反应并产生能量。尽管铀 235 的全球储量丰富，但 铀矿开发周期长达 10~20 年，随着 2019 年中国核电审批重启、2022 年俄乌冲突后欧日韩 核电退役延缓、2024 年以来 AI 算力对电力需求拉动核电中长期建设前景转向积极，我们预 计全球铀 235 供需将不晚于 2027 年进入紧缺加剧阶段，铀矿价格自 2018 年以来已经触底 回升 317%，但与天然铀行业上两轮周期高点 1970-80、2007-08 年分别 629%、1801%的 涨幅相比，预计后续铀价仍有较大上涨动力。其中，中国作为贫铀国家（可经济开采铀资 源储量仅占全球的 5%，远低于中国核电需求占全球的比重），尽管通过加大国内探矿力度、 控股境外优质资源、签订海外供给长协三管齐下，已储备了全球领先的天然铀库存水平， 但是寻找对铀 235 依赖度较弱的核电发展路线或仍是保障核电产业中长期发展的解法。
在四代核电技术路线当中，特别是钠冷快堆、钍基熔盐堆有望降低核裂变反应堆铀 235 的 依赖： 1. 钠冷快堆：“铀钚循环”，以铀 238 作为核反应堆燃料的原料，铀 238 吸收中子转化为 铀 239，随后经两次β衰变（铀 239→镎 239→钚 239）转换为易裂变核素，最终钚 239 吸收中子发生链式裂变反应并产生能量。可见，钠冷快堆并非依赖自然丰度 0.7% 的铀 235 作为原料进行裂变反应，而是以丰度 99.3%的铀 238 作为原料；我们认为若 钠冷快堆实现规模化可大幅提升对铀资源的利用率，缓解天然铀资源紧张的问题；此 外，钠冷快堆的燃料也可以来自对三代核电站乏燃料中的铀 238 和钚 239 的提取回收 再利用（根据中国核循环工程实测数据，1 吨乏燃料可提取 12kg 钚+987kg 铀），实现 核燃料应用的“闭式循环”。
2. 钍基熔盐堆：“钍铀循坏”，以钍 232 作为核反应堆燃料的原料，钍 232 吸收中子下转 化成钍 233，随后经两次β衰变（钍 233→镤 233→铀 233）转换为易裂变核素，最终 铀-233 吸收中子发生链式裂变反应并产生能量。由上可见，钍基熔盐堆的反应原料是 钍而非铀，近年来我国在钍资源探寻上取得较大突破，内蒙古白云鄂博超大型钍矿的 初步探明储量约为 22万吨，2025 年 2 月最新勘探数据表明该矿的总储量超 100 万吨， 此次发现使中国一跃成为钍矿储量最多的国家，可支撑千年，有效打破铀资源短缺困 局。
机遇三：四代核电高出口温度、小型化潜力带来非电降碳新思路
四代核电在工业供热替代、船舶燃料替代等方面具备非电脱碳的发展潜力。我们认为中国的减排目标体系已经开始从十五五的“达峰” 阶段、过渡到十六五的“下降通道”，这意味需要用能电气化+电力绿色化+非电脱碳多管齐 下，而核能作为持续、稳定、清洁的零碳能源，不仅是电力脱碳的中坚力量，亦在非电脱 碳方向有较大的发展潜力。举例而言： 1. 一方面，四代核电有望为船舶长途航行和重载运输提供零碳解决方案。2023 年末，中 国船舶集团有限公司旗下江南造船（集团）有限责任公司发布了全球首型、世界最大 24000TEU 级核动力集装箱船船型。该型船计划采用第四代堆型熔盐反应堆解决方案， 安全性高、反应堆高温低压运行，在原理上规避堆芯融化，具备防扩散与固有安全特 征。该船型无需耐高压容器与管路，即便发生破口事故，在环境温度下迅速凝固，事 故后除正常停堆手段外还可以把熔料盐排出堆外，实现快速停堆、防止事故扩展。此 外，该船型的换料周期长达 15-20 年，避免了燃料价格波动和加注问题。 2. 另一方面，四代核电的高品质出口蒸汽成为了工业和城市供热的新选择，特别是在传 统能源难以高效供热的地区。三代核电技术堆芯压力一般控制在 15MPa 左右，为避免 冷却水沸腾反应堆出口温度被限制在 330℃左右，经过热交换后二回路出口温度约 280℃；而四代核电技术冷却介质改变，打开了反应堆出口温度的上限，高温气冷堆（氦 气冷却）、钠冷快堆（钠冷却）、钍基熔盐堆（氟化盐冷却）的反应堆出口温度可达到 900~1000℃、700~800℃、500~550℃，进而也提高了二回路出口温度，成为了高品 质工业供热的新型来源（可应用于高温裂解工艺、高温重整反应、大型石化炼化装置 等）。如 2024 年获得核准的中核集团江苏徐圩一期项目（两台华龙一号，一组高温气 冷堆）是全球首个将高温气冷堆与压水堆耦合，创新采用“核反应堆-汽轮发电机组供热系统”协同运行模式，以工业供热为主、兼顾电力供应的核动力厂，建成后将为 连云港万亿级石化产业基地大规模供应高品质低碳工业蒸汽。
我们看好十五五期间高温气冷、钠冷快堆、钍基熔盐堆等四代技术路线在企业和高校联合 支持下持续商业化。由于四代技术与主流三代压水堆在燃料（三代：铀 235；四代：铀 238、 钚 239、钍 232）、冷却剂（三代：水；四代：氦气、金属钠、氟化盐）上的差异，导致与 燃料形态相关的燃料组件、反应堆堆芯、主容器，以及与冷却剂形态相关的主泵、阀门、 换热器、管道在材料使用、材质要求、结构设计上在不同技术路线上有所差异，带来增量 投资机会。
国内四代核电量产进度：高温气冷堆率先量产，钠冷快堆、钍基熔盐堆紧追 其后
从商业化进度来看，我国在多条四代核电技术路线的产业化进度上已国际领先。高温气冷 堆和钠冷快堆在中核集团、华能集团、清华大学等企校支持下率先实现了首台套示范堆投 产，关注后续批产项目审批进度。钍基熔盐堆在国家电投和中科院的推动下亦有望加速从 实验堆向示范堆升级： 1. 高温气冷堆：山东石岛湾高温气冷示范堆是我国具有完全自主知识产权、全球首座具 有第四代先进核能系统特征的球床模块式高温气冷堆，该示范堆由中国华能集团牵头， 联合清华大学、中核集团共同建设，额定功率 211MW，于 2012 年底在山东开工建设。 2021 年，1 号和 2 号机组分别于 9 月 12 日和 11 月 11 日首次临界；2022 年 12 月 9 日，示范项目首次实现“双堆满功率”。2024 年 8 月，国常会核准江苏徐圩一期核电 工程，拟建设 2 台华龙一号压水堆核能发电机组和 1 台 660MW 高温气冷堆核能发电 机组，截至 2025 年 8 月 13 日核岛基坑验槽已经通过，9 月 9 日 3 号机高温气冷堆建 造许可证审评启动有序推进中。2025 年 3 月 4 日，国家核安全局批准山东海阳辛安核 电项目 1、2 号机组的最终安全分析报告，海阳辛安项目计划建设两台 600MW 高温气 冷堆核电机组，目前海阳辛安核电送出线路基础施工已经开展，并且反应堆冷却剂泵 （佳电股份子公司动装公司中标）、安全壳隔离阀等部件陆续开始招标。 2. 钠冷快堆：中核霞浦钠冷快堆示范项目于 2014 年 10 月总体规划方案获得国家批准， 采用单机容量 600MW 的快中子反应堆。1 号、2 号机组分别于 2017 年、2020 年 FCD 开工，并计划于 2023 年、2026 年建成投产。根据中核集团核电三步走战略（热中子 反应堆、快中子增殖堆、受控核聚变堆），钠冷快堆对于实现我国核电发展三步走、加 快构建核燃料闭式循环体系具有重要意义。 3. 钍基熔盐堆：2024 年 6 月，中国科学院全球首座 2 兆瓦液态燃料钍基熔盐实验堆 （TMSR-LF1）在甘肃省武威市民勤县实现首次满功率运行，截止 2025 年已经实现连 续稳定运行，标志着我国率先完成第四代钍基熔盐堆的工程化验证，填补了国际空白。 根据国家核安全局5，我国钍基熔盐堆能源系统（TMSR）制定了实验堆、研究堆、示 范堆三步走发展战略。根据中科院上海应物所，团队目标是在 2030 年左右实现 10 兆 瓦电功率钍基熔盐研究堆的满功率运行，并在后续发展百兆瓦级电功率的钍基熔盐示 范堆，以推进其商业应用。
四代核电增量投资机会：燃料、冷却剂差异带来系统性变化
如前所述，三代核电技术与四代核电技术在底层原理和结构设计上相通，均是以一种或多 种易裂变/可诱发裂变的核素作为反应主要燃料，在核岛的特殊容器中发生核裂变反应释放 热能，并通过特定的冷却剂经由多个热交换回路将裂变热能传递到外部，最终经由热力循 环实现热能-机械能-电能转化从而上网发电。其中，核反应燃料体系包括堆芯（燃料组件和 控制棒驱动机构）、堆内构件、压力容器等；冷却剂循环体系包括主泵、管道、阀门、热交 换器等。各四代核电技术燃料、冷却剂选择各不相同，也与三代压水堆相差甚远，设计的 变化也有望带来差异化的投资机会。
燃料差异带来堆芯、堆内构件、主容器定制化需求
核反应燃料体系包括堆芯（燃料组件和控制棒驱动机构）、堆内构件、压力容器等。其中堆 芯是核反应发生的主要区域，由燃料组件产生核裂变反应，由控制棒驱动机构控制核裂变 反应的速度。各核电技术路线的燃料组件形态各不相同，其中特别是核燃料元素，以及燃 料包壳具备较大差异： 1. 核燃料元素差异是一切变化的本质源头，传统三代压水堆采用二氧化铀作为裂变燃料， 燃料经由天然铀铀矿开采→铀转换→铀浓缩，最终以燃料棒的形态投入反应堆使用； 四代高温气冷堆同样以二氧化铀为裂变燃料，但燃料元件的形态为石墨包覆的小球； 钠冷快堆采用铀钚混合燃料，燃料可提取自三代核电运行的乏燃料，涉及到乏燃料闭 式循环处理厂相关需求；钍基熔盐堆采用以溶解于氟盐中的铀钍混合燃料，我国钍矿 主要分布在内蒙白云鄂博地区，系大型铁矿的伴生矿。相关标的：天然铀供应商主要 包括中国铀业、中广核矿业、中核国际等；钠冷快堆用乏燃料闭式循环设备供应商包 括景业智能、兰石重装等；钍基熔盐堆用钍矿供应商主要包括包钢股份等。 2. 燃料包壳作为燃料组件的密封外壳，起到阻止放射性物质外泄的关键屏障、承担包容 裂变产物、隔离燃料与冷却剂接触以及传导反应热量等核心功能。传统三代压水堆以 二氧化铀为主要核燃料，包壳材料为锆合金，而由于四代核电堆型在在工作温度、燃 料和冷却剂腐蚀性等方面展现出与三代截然不同的特征，导致锆合金不再适用于燃料 包壳结构，带来材料体系的显著变化：如高温气冷堆由于更高的工作温度以及与氦气 兼容性考虑，包壳材料替换为 SiC 和石墨材料；钠冷快堆包壳材料为更抗辐照的奥氏 体钢；钍基熔盐堆包壳材料为更耐腐蚀的哈氏合金等。相关标的：三代压水堆用核级 锆材供应商包括西部材料等；高温气冷堆用核级石墨供应商主要包括方大炭素等；钠 冷快堆奥氏体钢供应商包括太钢不锈、鞍钢股份等；钍基熔盐堆用哈氏合金供应商包 括上海电气等。
堆内构件和压力容器作为核反应堆内重要的结构件，强度、承压、耐腐蚀耐温等要求导致 在不同核电技术路线中材料结构大为不同。堆内构件位于堆芯外部，作用是固定堆芯、引 导冷却剂流动，相当于堆芯的 “内部支撑骨架”。而压力容器则位于堆内构件以外，相当 于一个巨大的“安全罩”，将堆芯和堆内构件整体包裹在内，起到隔绝放射性物质、保障反 应堆安全稳定运行的作用。传统三代压水堆一般应用较为常见的普通不锈钢、低合金钢分 别作为堆内构件、压力容器的主材料；而四代核电堆型由于更高的运行温度、更强的冷却 剂腐蚀性、更高的安全性要求，在堆内构件和压力容器的材料选择上也有所升级：1）高温 气冷堆堆内构件采用石墨+SiC，压力容器采用耐高温合金；2）钠冷快堆堆内构件及压力容 器均需用到 316KD 不锈钢等；3）钍基熔盐堆堆内构件和压力容器则需采用哈氏合金、核 级钛合金等。
冷却剂差异带来主泵、管道、阀门差异化需求
冷却剂循环体系包括主泵、管道、阀门、热交换器等。在核反应堆中，冷却剂起到带走堆 芯核反应产生的热量、维持堆芯温度稳定，并将热量传递至到热交换装置的作用。通过主 泵、阀门、管道等配套设施，冷却剂得以在反应堆中流动，实现热量的传输，其中：主泵 的作用是为冷却剂提供动力，驱动其在整个循环体系中持续流动，确保热量能被不断带走； 管道的作用是构建冷却剂的流动通道，将反应堆堆芯、热交换器等关键设备连接起来，保 证冷却剂按预设路径传输；阀门起到控制冷却剂流量、调节流动方向以及在紧急情况下切 断回路的作用，保障循环体系运行的安全性和稳定性。三代核电技术以轻水（普通水）为 冷却剂，四代核电技术中高温气冷堆、钠冷快堆、钍基熔盐堆分别以氦气、金属钠、氟化 盐为冷却剂。由于冷却介质和介质形态在不同核电技术路线中的差异，也给冷却剂循环体 系中的各细分设备提出了新的设计要求，带来供应链变化。
更高出口温度为发电系统带来新思路
得益于四代核电技术反应堆更高的出口温度，因而可以采用热效率更高的布雷顿循环替代 朗肯循环进行发电，提升四代核电技术整体的发电效率、降低发电成本。对核反应堆来说， 一回路冷却剂携带的裂变热能通过热交换器传递二回路的介质当中，最终用于发电。在三 代压水堆和四代高温气冷堆中，热交换器为蒸汽发生器，承接冷却剂中热能的工质为水， 水经由热交换后变为蒸汽，推动蒸汽轮机和发电机做功产生电力。而对于四代钠冷快堆和 钍基熔盐堆来说，一方面热交换回路比上述技术更长（一回路钠/氟化盐先与二回路钠/氟化 盐热交换，二回路再与三回路介质热交换，热交换比其他技术多一个回路）；另外发电工质 从水变为惰性气体如 CO2 或氦气，惰性气体受热膨胀后推动汽轮机旋转，经由发电机产生 电力。 四代核电技术在发电介质和方式上的变化是得益于冷却介质的变化可以承受反应堆更高的 出口温度，三代核电技术反应堆出口温度一般在 330℃左右，经过热交换后二回路出口温度 约280℃；而四代高温气冷堆、钠冷快堆、钍基熔盐堆的反应堆出口温度可达到 900~1000℃、 700~800℃、500~550℃，进而也提高了二回路出口温度，而一般当热力学循环入口工质温 度达到 400℃以上时，布雷顿循环相较于朗肯循环的效率优势开始显现，这一温度四代核电 技术可以达到、而三代核电技术无法达到，有望带来 8~10pct 热电转换效率的提升，显著 降低发电度电成本。与此同时，对于钠冷快堆来说，用其他工质替代水作为和钠进行热交 换的介质，也降低了钠‑水工质传热存在的安全隐患（钠遇水易爆炸），进一步提升了钠冷快 堆的运行安全性。
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