核电装备行业研究报告：核电燃料储运设备国产化将迈入加速期

（报告出品方/作者：中国银河证券，鲁佩，贾新龙）一、核电技术发展助力双碳背景下核电复苏（一）核电技术已发展至第五代，新建电站以三代为主1、

（报告出品方/作者：中国银河证券，鲁佩，贾新龙）

一、核电技术发展助力双碳背景下核电复苏

（一）核电技术已发展至第五代，新建电站以三代为主

1、核能发电是通过核燃料裂变能转化为电能的过程

核能发电本质是能量转换过程：核裂变能→热能→机械能→电能。铀作为核燃料在反应 堆内发生裂变链式反应，产生核裂变能。目前核能发电主要是利用铀-235 作为燃料，当一个 铀-235 的原子核受到热中子轰击，原子核吸收中子，由于其内部结构不稳定，分裂成两个或 多个较小的原子核并释放出 2-3 个中子。核裂变产生的中子将撞击周围其他铀-235 原子，这些 铀-235 原子也将以倍增效应分裂并产生额外的中子，从而产生链式反应。在裂变过程中，中 子慢化剂用于降低裂变中子的运动速度，使快中子变为热中子，增加与原子核碰撞的机会从 而有效地进行可控链式反应。核裂变能通过加热冷却剂，在蒸汽发生机内产生蒸汽，核裂变 能转化为热能，蒸汽热能转化为机械能推动汽轮机运转，汽轮机带动发电机旋转，最终机械能 转化为电能产生电力。

压水堆核电站主要由原子核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统组成。 一 回路系统由核反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和连接管道、阀门及其他辅助设备组成。 高压冷却水由主泵送入反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，达到高温的水流入蒸汽发生器， 通过蒸汽发生器将热能传递给在管外的二回路给水，使给水变成蒸汽。二回路系统是将蒸汽的 热能转化成电能的装置，由汽轮机、发电机、冷凝器、二回路循环泵等设备组成。二回路给水 吸收了一回路的热量后变成蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电；做功后的乏汽排 入凝汽器内凝结成水，然后送入加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，构成二回路的密闭循环。

2、核电站按照冷却剂和慢化剂分为轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子堆等

核电堆型种类较多，目前技术成熟且投入商运的有压水堆、沸水堆、重水堆等。冷却剂和慢化剂为水的主要是轻水堆，轻水堆主要包括压水堆、沸水堆。沸水堆主要是在压水堆基础 上简单派生出来，它通过降低压力，使水在堆芯沸腾后直接生成蒸汽，经过汽水分离，直接用 于推动汽轮机发电，故只有一个回路。重水堆是使用重水（重氢和氧形成的水）做冷却剂和中 子慢化剂，可直接采用天然铀或略浓缩的金属铀做燃料。快中子堆没有慢化剂，使用快中子（中 子平均能量约0.5MeV以上，比热中子反应堆内约0.007eV的电子能量大得多）引发裂变，快 中子在引发裂变后还有较多的剩余，可用来使不易裂变的铀-238裂变为优质燃料钚-239。另外， 核电站按照堆型的用途可分为动力堆、生产堆、研发堆、特殊用途堆等。

3、核电技术已从第一代发展到第四代，甚至第五代也已被提出

核电技术已从第一代发展至第四代，甚至第五代也已被提出。从核电站技术演变来看， 主要可划分四代核电技术。第一代是实验性的核电站，主要是为了通过试验示范形式来验证其 核电在工程实施上的可行性，目前已基本退役；第二代核电技术具有标准化、系列化、批量化 的特点，安全性、经济性均提高，但应对严重事故的能力仍薄弱；第三代核电技术是主流，安 全性更高，建造周期缩短，寿命延长,目前我国新建均为三代机型，正在逐步取缔二代+机组成 为主力，中国或将于 2030 年前建造一个 为 10 万居民提供电力的 373 兆瓦钍核反应堆；第四代仍在发展阶段，预计 2030 年左右推出解 决核能经济性、安全性、可持续性、废物处理和防止核扩散问题的核能系统；第五代核能系统 是一种“核能协同网络”的概念，具有系统性、灵活性和多能性三大特点。

（二）核电装机筑底向上，核电装备率先受益

1、“十四五”期间我国核电运行装机容量预计达7000万千瓦

核电机组核准数量是核电装机规模的先行指标，从核准到建成平均周期约 5-7 年。2022 年核电机组核准数量已达 10 台，是 2008 年以来的核准数量最多的年份。2011 年日本福岛核 事故以来，中国一度暂停新增核电项目审批，直至2012年12月才核准江苏田湾核电二期工程。 截至 2022 年 9 月，我国在运核电机组数量 54 台，其中中广核 26 台，中核 25 台，国家电投 2 台，华能 2 台，乐观预计 2030 年我国在运核电机组或达 96 台。目前，我国在建核电机组 23 台，其中中核 10 台，中广核 9 台，华能 2 台，国家电投 2 台。

“十四五”期间我国核电运行装机容量预计达 7000 万千瓦，核电机组装机规模持续增 长。2012-2021 年，全国核电装机容量从 1263 万千瓦上升至 5328 万千瓦，复合增长率达 17.34%。 根据《十四五规划和 2035 年愿景目标纲要》，“十四五”期间我国核电运行装机容量预计达到 7000 万千瓦。此外，根据中国核能行业协会发布的《中国核能年度发展与展望(2020)》，2035 年在运和在建核电装机容量合计将达到 2 亿千瓦。

2、核电装备市场空间或达千亿元

2023-2025 年我国核电装备市场空间或达千亿元。按“十四五”期间我国核电运行装机容 量达 7000 万千瓦，每台核电机组 100 万千瓦装机容量计算，2022-2025 年间，核电建设有 望按照平均每年 7-8 台机组推进。核电站每千瓦建造成本 1.1-1.8 万元，设备市场空间占比约 为建造成本的一半，十四五期间核电每年市场空间或达千亿，约 825-1350 亿元，对应核电装 备每年市场空间 413-675 亿元，则 2023-2025 年我国核电装备市场空间或达千亿元。

（三）核电复苏趋势下建议关注上游核电燃料环节

1、核燃料组件主要包括直接加工及乏燃料加工两种类型

核燃料是指可在核反应堆中通过核裂变或核聚变产生实用核能的材料。铀是普遍使用的 核燃料，自然界中的铀主要有三种同位素：铀 238，铀 235 和铀 234，其中易裂变的铀 235 是 目前主要使用的核燃料。1 千克 U-235 裂变时所产生的能量相当于 2700 吨标准煤燃烧后所产 生的能量。核燃料循环构成了核能工业的基础。 铀矿到燃料组件工艺流程如下：铀矿的特点是品位低、矿体分散、规模小，含铀量高于 0.05％就有开采价值。

铀矿石开采出来后，经过破碎、研磨、浸出、固液分离、离子交换或溶 剂萃取等一系列过程，得到铀化学浓缩物，这种初级产物是鲜艳的黄色，被称为“黄饼”（yellow cake）。黄饼经过进一步提纯制备成铀氧化物，再进行化学转化制成二氧化铀或金属铀。这时 的铀产品中铀同位素含量与天然铀相同，即 U-235 仅占 0.71%。也就是说，每 1000 个铀原子中，只有 7 个可以利用。要作为核电厂轻水堆的燃料，需要把 U-235 的浓度提高到 2%~5%， 之后才能制成芯块并组装成核燃料组件。 核燃料组件作为核反应堆中提供能量的部件，是由一组燃料棒(片)和定位件、支撑件等构 件组成的堆内释热部件。它有棒束型、套管型、片组型等几种结构形式，组体内元件数量、 排列和结构形式随堆型而不同。

核燃料组件主要包括二种:将天然六氟化铀进行富集或直接加工成为核燃料组件;通过后 处理流程，将乏燃料加工成为 MOX 新燃料。MOX 是由二氧化铀（UO2）和二氧化钚（PuO2） 构成的氧化铀钚燃料。乏燃料到后处理厂后，从乏燃料中提取出有用的铀 235 和钚 239 并制成 这种燃料组件，可以再次用于核电站的发电，这将大大提高天然铀资源的利用率和核电站的经 济效益。目前法国、美国、日本等国大量使用了这种铀钚混合的燃料元件。

2、核燃料组件一般由燃料棒和燃料组件骨架组成

核燃料组件由燃料棒和燃料组件骨架组成。控制棒导向管、中子通量测量管与定位格架焊 接在一起，上、下管座用螺钉与控制棒导向管连接起来，构成可拆式骨架。燃料元件棒插入定 位格架内，由弹簧片夹持。每组核燃料组件共有264根燃料元件棒、24根导向管和一根堆内 测量导管，它们按17×17排列成正方形栅格，共有289个棒位。整个棒束沿高度方向设有11 层定位格架。264根燃料元件棒插入定位格架内，由定位格架支撑，并保持燃料棒的间距。其 中，燃料元件棒由燃料芯块、燃料包壳、气腔弹簧、上端塞和下端塞等几个部分组成。

（四）我国实行闭式核燃料循环政策，对核燃料的储运及处理提出更高要求

1、我国铀矿资源不丰富，对外依存度常年维持在70%以上

天然铀是目前普遍使用的核燃料，核电装机容量的增长增加了对天然铀的需求。根据世 界核协会数据，天然铀需求量从 2013 年的 6711 吨增长到 2021 年的 9563 吨，增速达 4.5%。 然而，我国天然铀不丰富且开采成本高，2021 年我国铀产量仅占全球总产量的 3.4%,铀资源高 度依赖进口，对外依存度常年维持在 70%以上。根据世界核协会数据，我国天然铀产量在 2013-2021 年间仅增长 385 吨。因此，必须建立核燃料闭式循环体系，这可使铀资源利用率提 高 50～60 倍，从而大幅减少天然铀需求量，降低铀对外依存度，实现核能的可持续发展，这 也符合我国建设资源节约型和环境友好型社会的发展要求。

2、中国坚定执行闭式核燃料循环政策

闭式燃料循环指铀钚的再循环，在热堆或快堆中再循环以期获得燃料的有效利用。核能 系统的核燃料循环指从铀矿开采到核废物最终处置的一系列工业生产过程，它以反应堆为界分 为前、后两段。核燃料在反应堆中使用之前的工业过程，称为核燃料循环前段，它包括铀矿勘 查开采、矿石加工冶炼、铀浓缩和燃料组件加工制造；核燃料从反应堆卸出后的各种处理过程， 称为核燃料循环后段，它包括乏燃料中间储存、乏燃料后处理、回收燃料(Pu 和 U)再循环、放 射性废物处理与最终处置。回收燃料可以在热中子堆(热堆)中循环，也可以在快中子堆(快堆) 中循环，统称核燃料“闭式”循环。

中国坚定执行闭式核燃料循环政策。目前，世界范围内针对燃料循环及管理主要采用三 种方式。第一种方式是直接进行深地层埋藏，多用于美国、加拿大、北欧国家。此法成本低、 简单，但后患无穷（自然灾害、恐怖袭击等）。第二种方式是闭式核燃料循环，多用于法国、 日本、中国、俄罗斯等国家，美国也正转向此种循环政策。闭式核燃料循环指将乏燃料送至后处理厂，从中回收铀、钚，以实现重复利用核燃料的目的。早在 1983 年，我国就确定了“发 展核电必须相应发展后处理”的战略，2021 年我国进一步明确了坚定执行闭式核燃料循环的 政策。第三种是乏燃料暂时贮存，未来乏燃料处理政策尚未明确。

二、新燃料运输容器实现国产批量化生产，2023-2030年均市场空间4.5亿元

（一）核燃料组件运输路程较长，高质量运输容器至关重要

核燃料组件运输容器是用于将未经辐照，未发生核链式反应的核燃料组件从元件制造厂 安全转移到反应堆的关键设备，保障了运输过程中内容物结构完整、临界安全，货包屏蔽性 能满足标准要求。运输容器具有足够的刚度，主要由外部支撑部件和包容结构、减震器、托 架、吊耳等部件构成。减震器用于减缓核燃料组件在运输过程中受到的振动、冲击，材质通常 为橡胶、木材等。为满足在运输过程中对核燃料组件加速度监测的需求，运输容器内部还可安 装加速度计。

我国商用核电站分布于沿海地区，元件制造厂地处内陆，核燃料组件运输路程较长，路 况复杂，高质量的核燃料组件运输容器至关重要。随着我国核能产业的快速发展，核电装机 总量不断增加，新燃料运输需求增加，同时也对核燃料组件运输容器性能提出了更高要求。根 据我国《放射性物品分类和名录》，反应堆新燃料属于一类放射性物品，装载该内容物的运输 容器多属于 AF 型货包。我国制定了《放射性物品安全运输规程》，对运输容器的设计作出了 规定，《压水堆核电厂新燃料组件运输容器通用技术条件》从行业标准的角度对压水堆核电厂 新燃料组件运输容器的设计、制造等提出技术要求。在我国，新设计的核燃料组件运输容器须 满足上述文件要求，经受正常运输条件和运输事故条件下的安全验证试验，获得我国核安全监 管部门的设计与制造许可后，方可申请运输。

（二）我国新燃料运输容器长期依赖进口，近年开启国产化进程

1、我国核电新燃料储运容器早期主要由国外购入

我国核电产业起步较晚，此前新燃料储运容器主要来自国外购入，近十年我国从美国、 法国、俄罗斯进口新燃料运输容器合计约 480 个。国际上主要的核电大国美国、法国、俄罗 斯等核能产业发展时间长，于新燃料运输方面积累了丰富的技术经验，其所产容器为国际所广 泛使用。法国主管部门批复 FCC3、FCC4 型运输容器满足新燃料组件安全运输需求。美国按 照 A(F)或 B(F)型货包的要求进行核燃料组件运输容器设计，在力学、临界安全等方面考虑充 分，而俄罗斯 TK–C5 型、TK–C5–M 型等运输容器结构相对简单。总体上，国外核燃料组 件运输容器装载兼容性和系列化程度较高。国外新燃料运输容器单价较高，约 400 万元/台。

2、我国新燃料运输容器设计主要由各核电运营商下属设计院承担

近年，为满足不断增加的新燃料组件运输需求，国内自主设计了多款新燃料组件运输容 器，获得了监管部门对设计、制造的批复。针对应用较多的压水堆，中国核电工程与中核建 中核燃料元件有限公司共同设计研发 CNFC–3G 燃料组件运输容器，能装载 2 组 AFA3G、 CF 或 STEP–12 型新燃料组件。中国核电工程设计了用于装载 FA300 新燃料组件的 CNFC– 300 燃料组件运输容器、适用于装运高温气冷堆燃料组件的 CNFC–HTR 燃料组件运输容器。 中广核研究院有限公司自主研发了用于装载压水堆 STEP–12 和 AFA 3G 系列新燃料组件的 ANT–12A 型燃料组件运输容器。上海核工程研究设计院于 2017 年完成了 AP1000 燃料组件 装运容器—STC–NF1A 燃料组件运输容器的国产化设计。针对中国实验快堆（CEFR）使用 的混合氧化物 MOX 新燃料组件，原子能院设计开发了 CEFR–MOX 新燃料组件运输容器。

3、新燃料储运容器制造厂商须取得核电相关设备制造资质

中广核 ANT-12A 型新燃料运输容器 2022 年国内厂商订单已超百台，标志我国新燃料运 输容器正式迈入国产加速期。国内从事新燃料组件运输容器制造的企业主要有南通中集能源 装备有限公司、四川科新机电股份有限公司、西安核设备有限公司、大连宝原核设备有限公 司等。西安核设备取得了 CNFC–3G 燃料组件运输容器制造方法的发明专利，实现了该设备 的自主制造。2018 年南通中集能源装备取得了 STC–NF1A 燃料组件运输容器的制造许可， 2019 年完成了首批运输容器的制造，将为三门核电站 1 号机组生产的 64 组首次换料 AP1000 燃料组件，从内蒙古包头运往三门核电站。科新机电于 2018 年获得《民用核安全设备制造许可证》，成为为数不多的拥有核电资质的民营 压力容器制造企业，目前已取得核电产品 ANT-12A 型新燃料运输容器项目批量化生产订单并 服务于“一带一路”。

（三）我国新燃料运输容器2023-2030年市场空间约15亿元

需求端来看，新燃料组件运输需求来自当年新建成和在运核电机组，年运输需求从 2023 年的 3000 组增长到 2030 年的 6046 组，年复合增速约 10%。当年新建成核机组的燃料组件运 输需求为当年新建成核电机组数与单台核电机组对应组件数量的乘积。在运核电机组的燃料组 件运输需求为当年在运核电机组数与单台核电机组对应组件数量乘积的三分之一。由于我国商 用核电站分布于沿海地区，元件制造厂地处内陆，核燃料组件运输路程较长、路况复杂，考虑 元件制造周期和厂内存放周期，一年周转 2 次。

此外，一台容器可以装两个燃料组件。因此， 每年新燃料容器市场需求为当年新建成和在运核电机组的燃料组件运输需求的四分之一。目前 在运行的 54 台核电机组堆芯可装载燃料组件个数多为 157，少数为 241、177，在建 23 台机组 堆芯可装载组件数多数为 177。考虑核电机组从核准到建成的周期预计 5 年，以此可测算 2023-2030 年每年的新建成核电机组数量及对应核电燃料组件数量。

新燃料运输容器生产商逐渐实现国产替代， 2023-2030 年市场空间约 15 亿元（不考虑存 量更新）。我国新燃料容器保有量起点低（预计 400-500 台）、总运输需求保持稳健增长两点因 素推动运输容器制造高增长。按目前 500 台保有量计算，2023-2030 年新增约 1000 台规模， 对应市场空间约 15 亿元。在保有量达到一定规模后存量更新换代需求将逐步提升，新燃料组 件运输容器的设计寿命一般为 30-40 年，在实际使用过程中需要定期向国家相关部门申请审核 及延期，考虑核电设备安全性等因素，年更新比例按照 20%计算，即 2030 年的年更新台数约 300 台，对应市场空间 4.5 亿元。

新燃料容器年均市场空间为 4.5 亿元（含存量更新），2023-2030 复合增速 18.7%。我国近 十年进口新燃料组件容器个数为 400-500 个，其中仅能装载一组燃料组件的容器较多。保守测 算目前新燃料容器存量规模为 400 个（每个容器装载 2 组燃料组件）。按照 2030 年保有量达到 1576 个测算，2023 年年需求合计为 184 台，对应市场空间为 2.32 亿，2030 年达到 7.71 亿元， 复合增速为 18.7%。

三、首台国产乏燃料运输容器下线，2023-2030年均市场空间23亿元

（一）什么是核电乏燃料？乏燃料如何贮运？

1、核电乏燃料不是废料，经过处理还可继续利用

乏燃料不是废料。乏燃料是指随着核电站运行，燃料中裂变核素逐步消耗，不足以维持 裂变反应，从反应堆去除的燃料。乏燃料含有大量有用核素，经适当工艺处理可继续利用。乏 燃料含有的核素中，铀、钚可以重新制成燃料元件，另外一些元素如氪、锶、锝、铯、钷、镎、 镅等，在国防、宇宙能源、医疗卫生、工业和科学研究等领域具有重要作用。 核电厂反应堆中卸载出的乏燃料一般会持续反应一定时间，需暂时将其放置在核电厂贮 水池中（一般 3-5 年）。待乏燃料的衰变热和辐射强度降低到适当水平时，再运到后处理厂 进行最终处理。随着装机量和运行年限的增加，核电厂用于贮存乏燃料的水池日渐饱和。

2、乏燃料贮存一般分为湿法贮存和干式贮存，两者不可相互替代

乏燃料贮存共有两种方法，分别为湿法贮存和干式贮存，两者不可相互替代，但湿法贮存是必需的贮存阶段。湿法贮存是把乏燃料放在乏燃料水池中进行贮存，干式贮存是指乏燃料组件在乏池中冷却后转移到干式贮存设施中进行贮存。相比于湿法贮存干式贮存具有运行费用低、退役简单、扩建灵活度高等优点。但是，湿法贮存必不可少，乏燃料必须经湿法贮存 冷却后才能干法贮存。因此，湿法贮存和干式贮存都具有必要性，两者不是相互替代的关系。

乏燃料池是用于湿法贮存乏燃料的设施。它主要用于存放从堆芯中卸出的乏燃料，或在反应堆检修时存放临时卸出的燃料。乏燃料仍会产生衰变余热，且具有放射性，所以乏燃料需 要放入水中进行冷却和屏蔽。乏燃料水池一般用添加硼酸的去离子水作为中子吸收剂，增大中 子吸收强度，预防临界事故发生。经过贮存衰变后，乏燃料的放射性和衰变热均有大幅降低， 然后再用专用乏燃料运输容器将其转运到后处理厂的乏燃料贮存水池内存放，等待后处理。 乏燃料贮存容器是专用于干式贮存乏燃料组件的容器。目前国际上大型乏燃料贮运容器 有四大类：球墨铸铁容器、不锈钢铅屏容器、碳钢多层包扎容器和锻钢容器。

乏燃料干式贮存容器结构分为筒体和吊篮两部分,根据使用材料不同，可分为金属贮存容器与混凝土贮存容 器。德国以球墨铸铁容器为主，法国以锻钢容器为主，美国主要采用不锈钢铅屏容器和碳钢多 层包扎容器作为运输容器、混凝土容器作为贮存容器。其中不锈钢铅屏容器、锻钢容器都存在 制造过程复杂，制造周期长，制造成本高，价格昂贵等问题，均主要用作运输容器，相比而言， 球墨铸铁容器具有高完整性和明显的经济性，且制造和加工周期短，是目前国际上金属运输容 器的一条重要技术路线。

3、我国首台乏燃料运输容器2017年设计获批，2021年6月下线

乏燃料运输容器是专用于管理、运输乏燃料组件的容器。乏燃料运输容器由兼有结构支 撑、中子屏蔽、γ 屏蔽、导出衰变热及防火隔热功能的容器本体，限制燃料组件移动的组件 格架，确保次临界安全的中子吸收体，屏蔽密封盖和缓冲减振器等组成。 乏燃料运输容器的发展历程可分为 5 个阶段：第一阶段为研究堆用小型乏燃料运输容器 ；第二阶段为商用堆用小型乏燃料运输容器；第三阶段为商用堆用 大型乏燃料运输容器；第四阶段为商用堆用系列化大型乏燃料运输容器；第五 阶段为大型多用途乏燃料容器。几个主要核电大国均有了技 术成熟的、已经形成系列化的乏燃料运输容器，多数已处于第四阶段并逐步向第五阶段发展， 如法国的 TN 系列容器、美国的 NAC 系列容器、德国的 Castor 系列容器、日本的 MSF 系列 容器、俄罗斯的 TK 系列容器等。

对比国内与国外发展现状，我国目前已逐步进入第三阶段，我国首台乏燃料运输容器 2017 年设计获批，2021 年 6 月首台样机下线。1994 年，核二院研制的 RY-I 型研究堆用小型运输 容器在大连 523 厂进行小批量生产，这标志着我国完成了第一个阶段。后续核电工程有限公司 还进一步研发了 RY-IA 型乏燃料运输容器，能够装载 7 组 49-3 乏燃料组件。齐齐哈尔重型铸 造有限责任公司致力于研制球墨铸铁核乏燃料运输容器，成功研制了 BQH-20 型球墨铸铁乏燃 料运输容器，目前该厂可以生产 20t 级的球墨铸铁乏燃料运输容器。2017 年 12 月中核的“龙 舟-CNSC 乏燃料运输容器研制”项目中原型样机通过验收，并具备了批量化生产能力，这标 志着我国成功自主研制了大型乏燃料运输容器。

2021 年 6 月，我国自主设计制造的百吨级乏燃料运输容器——CNSC 乏燃料运输容器顺 利下线，其能够装载 21 组乏燃料组件，这标志着我国逐步进入乏燃料运输容器的第三阶段。 本次下线的 CNSC 乏燃料运输容器是西核设备公司继 2017 年完成样机研制后的首批国产化首 台产品。在原型样机制造工艺固化基础上，对生产工艺进行了优化创新，大厚不锈钢焊接由手 工焊升级为自动焊，提升工作效率，降低焊接工作强度。

（二）我国乏燃料离堆储运需求大，运输容器市场空间超千亿

1、乏燃料累计产生量的90%贮存于电站乏燃料水池中，在堆贮存日益饱和

我国乏燃料在堆贮存量日益增多，全国约 90%累计产生量贮存于电站内乏燃料水池中。当前核电站产生的乏燃料的贮存方式主要是在堆贮存，截至 2020 年底，在运 压水堆核电站已累计产生乏燃料约 6200tHM，其中约 5700tHM 贮存在堆水池中，仅有少数运 往离堆贮存设施。我国较早的核电站建成并网在上世纪八十年代至九十年代，乏燃料的水池的 贮存能力多为 10-20 年，即乏燃料水池可以贮存核电站运行 10-20 年所产生的乏燃料，越来越 多的核电站的在堆贮存能力趋于饱和。 闭式核燃料循环管理产生乏燃料暂存需求。闭式核燃料循环的最后需要将反应堆产生的 乏燃料运至后处理厂，在后处理厂提取出有用的物质进行重复利用，从而提高铀的利用率。然 而，我国后处理能力缺口大，后处理厂少，所以需要建立一定的乏燃料离堆贮存能力。

2、乏燃料产量逐年增长，到2030年累计年产出达到23110吨

我国乏燃料产生量逐年增长，到 2030 年乏燃料年产出 1803 吨，累计产出 23110 吨。我 国核电站设备平均利用率在 2013-2021 年基本在 80%以上，近三年超 90%，这说明核电站机组 运行稳定，基本满负荷运行。此外，对 2013-2021 年核电发电量与乏燃料年产量的数据进行回 归，可得两者呈正相关，据此来预测 2022 及以后的乏燃料年产量与乏燃料累计产生量。根据 《by Energy Outlook：2020edition》，中国核电年均增速为 5.4%至 6.0%，按 5.4%的增速对乏燃 料产出做等比估算，到 2030 年乏燃料年产出为 1803 吨，累计产出 23110 吨。

3、乏燃料组件类别的不同对乏燃料处理和储存能力提出了更个性化要求

乏燃料组件类别的不同对乏燃料处理和储存能力提出了更个性化的要求。不同堆型和型 号对应的组件尺寸、形状有所区别。以外形尺寸和燃料特性为划分依据，我国的乏燃料包括标 准型四边形组件、加长型四边形组件、短型四边形组件、六边形组件、圆柱形棒束组件、球形 组件。其中，高温气冷堆使用的燃料组件为直径 6 厘米圆球形状。

4、核电站退役刺激乏燃料后处理需求

核工业将迎来退役高潮，刺激乏燃料后处理市场。据预计，到 2030 年，全球约一半的现 役核电机组将退役，超 200 台，全球核电反应堆退役市场规模预计超 1000 亿美元。我国核电 站投产时间较晚，若核电站按照运行 40-60 年退役，我国核电站在 2030 年前后将开始面临退 役，市场规模预计达千亿元。

5、乏燃料后处理能力相对薄弱，较前处理能力为50t/a，新建成200t/a

乏燃料产生量逐年增长，但是我国乏燃料后处理能力薄弱，目前乏燃料处理能力只有 50 吨/年，在建处理能力也仅为 200 吨/年。2010 年，我国在甘肃兰州建造了第一座乏燃料后处 理中间试验厂——中核四零四厂，拥有年处理 50t 的乏燃料处理能力。随后，中核集团提出了 在中试厂的技术基础上自主设计建设 200t/a 项目，目前基本建设完成。相比乏燃料的年产生 量，目前我国的乏燃料处理能力远远不够，需建立乏燃料离堆贮存能力。

6、乏燃料运输容器市场空间达千亿

基于乏燃料在堆冷却满 3 年后离堆贮存的前提假设，乏燃料运输容器对应市场空间将破 千亿。乏燃料组件在乏燃料水池贮 3 年后，放 射性和余热即可衰减至从反应堆水池运出的条件。所以，按 3 年正常测算乏燃料累计运出需求 量，到 2030 年，乏燃料累计运出需求量约 1.64 万吨，对应市场空间约 492.6 亿元。基于乏燃料在堆冷却满 20 年后离堆贮存的前提假设，到 2040 年，乏燃料运输容器的市 场空间约 253.4 亿元。我国核电厂乏燃料池贮存能力多为 20 年，满 20 年后必须运出，所以， 按 20 年极限测算，到 2030 年乏燃料累计运出需求量 1529.5 吨，对应市场空间 45.9 亿元。

基于乏燃料在堆冷却满 10 年后离堆贮存的前提假设，到 2040 年，乏燃料运输容器的市 场空间约 682.8 亿元。结合 3 年和 20 年的测算，并考虑乏燃料在堆贮存水池至少必须保证有 一个堆芯和三分之一换料的安全裕量，合理选择按水池屯放乏燃料 10 年来测算乏燃料运输容 器市场空间。到 2030 年，乏燃料累计运出需求量 7823.4 吨，对应市场空间 234.7 亿元。虽然 弹性比较大，但乏燃料运输容器总需求及其增长趋势是确定的，长期看，市场空间将超千亿。 站在乏燃料储运能力和建设周期的角度，都需要积极发展乏燃料运输容器且该种需求日益迫切。

综上，选择水池屯放乏燃料 10 年来测算乏燃料运输容器年市场需求与我国乏燃料处理能 力建设进度较为匹配。到 2040 年，乏燃料累计运出需求量超 2 万吨，对应市场空间超千亿。 虽然弹性比较大，但乏燃料运输容器总需求及其增长趋势是确定的，长期看，市场空间将超千 亿。站在乏燃料储运能力和建设周期的角度，都需要积极发展乏燃料运输容器且该种需求日益 迫切。

7、2023-2030年乏燃料运输容器年均市场空间23亿元

2023-2030 乏燃料容器保守预期年均市场空间 5.4 亿元，乐观预期年均市场空间 40.5 亿元， 中性预期 23 亿元。我国目前乏燃料运输容器保有量较少，按照 10 台测算。乐观预期下 2030 年乏燃料运输器保有量达到 391 个，2023-2030 年复合增速 58%。保守预期下 2040 年乏燃料 运输容器保有量达到 1138 个，2023-2040 年复合增速为 30%。

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精选报告来源：【未来智库】