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趋势三:国产化向高端设备与材料深水区迈进
我国核电机组综合国产化水平持续提高,未来国产化脚步将向高端材料深水区迈进。根据中国核电信息网相关统计,1987年大亚湾引进的两台M310机组综合国产化率水平仅为10%左右,自此之后我国核电机组综合国产化率水平持续提高,至三门核电引进的两台AP1000机组综合国产化率水平可达到70%左右。目前在建的具有我国完整自主知识产权的“华龙1号”,其首台机组福清5号预计综合国产化率水平可达到85%,未来“华龙1号”综合国产化率有望突破95%。我们认为在国内核电机组综合国产化率水平日益提高的条件下,未来国产替代将主要在核电高端装备与高端材料领域开展。
自主 CF 及 STEP 系列先进核电燃料、核电站数字化仪控平台技术、核电蒸汽发生器 690 传热管材料稳定化制备技术、核电用绝缘材料关键技术、核级SiC /SiC 复合材料技术是《能源技术创新“十三五”规划》中与国产化相关的主要任务。我们认为自主CF及STEP燃料组件、数字化仪控系统、蒸汽发生器690传热管有望在未来几年全面替代进口,是核电设备领域进口替代最为确定的环节。
核级燃料元件包壳材料
燃料组件设计国产化、材料制造国产化一直是核电国产化进程中的关键环节。核燃料组件是核反应堆内部的“心脏”,其由核燃料元件组合而成。核燃料元件主要由燃料芯体和包壳组成,其是反应堆内以燃料为主要组分的结构上最小的独立部件,燃料元件包壳内部即为核燃料,在核电机组正常运行情况下,燃料元件包壳需要在高温、高压、高辐照的极端环境下稳定工作,因此对材料的性能及制造精度要求极高。图7为核燃料组件与元件结构。
燃料元件设计研究中,包壳材料是至关重要环节,近年来国产化进程已经取得积极成效。核燃料元件包壳是反应堆三道屏障中的第一道屏障,其性能与品质直接关系到燃料元件的破损率及核燃料能够承受的最大燃耗值,对于保障放射性物质不外泄的意义重大。根据中核集团官网报道2016年7月左右,中核建中生产的52组AFA3G核燃料组件用于福清1号机组换料,标志着中核阿海珐本地化生产包壳管首次用于批量生产百万千瓦级核电站用燃料组件。此前,全球核级锆市场70%份额被法国、美国、俄罗斯、德国的5大厂商占据,中核建中核燃料组件生产所需的M5包壳管全部依赖进口。表5为国内核级锆材国产化的主要进程。
锆合金为燃料包壳主要材料,目前中核集团借鉴国际经验通过持股东方锆业、西部新锆,并依托子公司中核汕头和中核阿海珐,打通了从核级海绵锆生产到锆合金冶炼再到锆合金成材的整条燃料组件制造产业链。随着2016年首批使用本地化燃料包壳制作的M5燃料组件投入使用,以及N45锆合金通过评审,未来国内锆合金包壳材料有望实现自主化生产,实现进口替代。
数字化仪控系统
根据中广核集团及中核集团网站介绍,核电站数字化仪控系统(简称“DCS”)是核电站的“神经中枢”,其控制着核电站260多个系统、近万个设备的运行和各类工况处理过程,对于保证核电站安全、可靠、稳定运行发挥着重要作用,是核电装备国产化最重要、最困难的部分之一。DCS分为核级与非核级两部分,其中非核级部分与常规作用与常规火电相似,主要用于系统的控制与监视,而核级部分不仅需要完成监视与控制的任务,还需具备核电站反应堆安全停堆和事故缓解等功能,对于控制系统的稳定性要求极高。根据中广核官网介绍,核级DCS有两个重要的指标要求分别为拒动率和误动率,其中拒动率要求,在1000万次操作中,控制系统不能有一次拒绝操作,而误动率则是50年才允许出现不超过一次的误动,因此核级DCS制造要求极高。正是由于核级DCS制造要求如此之高,在2016年之前我国核级DCS一直依赖进口,对于我国核电建设安全性、经济性、项目建设进度都有一定程度的影响。
2016年4月与2016年11月中广核集团与中核集团的数字化仪控系统“和睦系统”与NicSys®8000N分别通过国际原子能机构(IAEA)的独立工程审查,我国成为继美国、法国、日本之后,第四个掌握该技术的国家。数字化仪控系统的国产化对于提高我国核电建设安全性、经济性具有非常重要的意义,根据新华网报道与国外同类产品相比,“和睦系统”在技术水平一致的情况下,可以为每台核电机组节省约3亿元人民币的工程造价,长期来看有望为国内核电建设节约300亿元成本。根据京华时报道,2017年初,中广核集团首套“和睦系统”交付阳江5号使用,后续还将交付阳江6号及高温气冷堆示范电站。
我们认为自主化数字化仪控系统有望在“十三五”期间全面替代进口,有助提高我国核电安全性、经济性,并为以“华龙1号”为首的自主核电技术出口打下基础。
蒸汽发生器传热管
核电蒸汽发生器传热管是反应堆一回路主要承压边界,根据新材料在线报道,蒸汽发生器传热管面积占到了整个一回路承压边界面积的80%。传热管的主要作用是将一回路的热量传递到二回路当中,由于蒸汽发生器换热管两侧压力不同,相同温度的水在一回路为液态,而在二回路为气态,从而即实现了蒸汽的产生又防止了放射性物质的扩散。图8为蒸汽发生器构造示意。
蒸汽发生器传热管工作条件极为恶劣,对管材性能要求极高。由于在传热过程当中需要尽量提高传热效率,传热管厚度需要尽可能薄,根据新材料在线报道,蒸汽发生器传热管厚度不超过1.5mm,外径为12-22mm。蒸汽发生器传热管两侧压差有10Mpa,同时由于传热管二次侧流体流动会使得传热管发生微震,需要传热管具备抗压与抗震能力;一次侧流体具有高放射性,要求传热管具备较强的防辐射性能;蒸汽发生器属于核电站核心设备,要求具有60年的使用寿命,作为蒸汽发生器核心部件之一,传热管亦需保持稳定工作60年。正是由于以上诸多要求限制,蒸汽发生器传热管制造要求极高,目前仅少数国家掌握该项技术。
根据核能研究展望NPRV微信公众号报道,压水堆核电站蒸汽发生器传热管管材的材料主要包括:304、316L不锈钢、INCONEL 600MA、600TT、INCONEL 800Mod、INCONEL 690TT,材料的主要成分如表6所示。由于Inconel 690合金具有优异抗多种水性介质和高温气氛侵蚀的能力,目前是应用最为广泛的蒸汽发生器换热管材料。
防城港核电一期采用了宝银特钢生产的690合金U形传热管,从而结束了国内核电在该领域的进口依赖,此前全球仅有法国的Valinox、日本的Sumitomo和瑞典的Sandrik三家公司能够生产690合金蒸汽发生器传热管。目前国内厂商宝银特钢以及久立特材均具备蒸汽发生器690合金U形传热管制造能力,我们认为后续国内新建核电站将大概率采用国产690合金U形传热管。
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