核废料处理市场发展分析报告.docx
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核废料处理市场发展分析报告
2017年核废料处理市场发展分析报告
核废料处理市场发展分析报告，本调研分析报告数据来源主要包含欧立信研究中心，行业协会，上市公司年报，欧咨行业数据库，国家相关统计部门以及第三方研究机构等。
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第一节核电建设重启，核废料处理需求加速
核电重启后，近期核准开工建设显著加速。
2015年3月红沿河二期项目正式开工建设，这是日本福岛核事故4年来中国首个新核准核电项目正式开工，这也标志着中国核电项目的重启。
2015年内，国务院陆续共批准开工8座核电站建设，预示着中国第二轮核电建设大潮即将到来。
根据《能源发展战略行动计划（2014-2020）》提出的目标，至2020年，核电运营装机容量达到5800万千瓦，在建容量达3000万千瓦以上。
截止2016年6月，中国在运核电站共有33座，核电容量为2961.7万千瓦；在建核电站21座，核电容量为2403.6万千瓦；十三五期间筹备计划中的核电站共有42座，核电容量为4833万千瓦。
目前，筹备中的核电站已陆续有被国务院所批准，徐大堡核电1、2号机组、三门核电3、4号机组、海阳3、4号机组和陆丰1、2号机组预计在今年底能开工，宁德5、6号机组预计在2017年开工。
而漳州核电1、2号机组、昌江核电3、4号机组、海兴核电1、2号机组等核电站虽然还没被核准，但是近期已在招标包括核岛主机、辅机在内的长周期核电设备，已完善开工前的筹备工作，具备近期开工的能力，有望近期核准开工。
表格1：
截止2016年6月我国在运的核电站基本情况
资料来源：
WNA，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库，欧咨行业数据库
表格2：
截止2016年6月我国在建的核电站基本情况
资料来源：
WNA，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库（注：
红字表示延期开工）
随着运行核电机组的并网运行时间的增加，新建机组增多，核废料处理需求愈发迫切。
核电放射性废料主要分为高、中、低水平放射性三类。
高放射性废料，通常被称为乏燃料，来自核反应堆中核燃料的燃烧，它包含了在反应堆堆芯中生成的超铀元素和裂变产物，具备高放射性和高热性,需要冷却和屏蔽，含有超过95%的放射性物质。
中放射性废料包含大量的放射性物质，它通常包括反应堆中的树脂、化学污泥和金属燃料包壳,以及受污染的材料，需要屏蔽安置，用混凝土或沥青固化处理。
它占总核废料体积的7%，并含有4%的放射性物质。
低放射性废料主要来自核燃料循环，少量来自军用、医院、工厂等核技术应用领域，它在运输和搬运的过程中不需要屏蔽，适合于浅地埋藏，通常运用压实和焚烧的方法来处理，它占了总的核废料体积的90%，但只含有1%的放射性物质。
图表1：
各类核废料排放体积
资料来源：
WNA，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
图表2：
各类核废料放射性份额
资料来源：
WNA，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
以高放核废料为例。
目前，我国运营核电机组中，大亚湾核电站实现了部分乏燃料运输到甘肃离堆贮存，其余核电站乏燃料大多临时贮存在堆内水池，未做离堆贮存或后处理。
一般来说，一座核电站中的废水池能暂存核废料5-8年，不然要出现停堆的情况，若按商用时间来看，目前在运的核电站里已经有13座核电站运行超过5年，11座超过了8年，截至到2020年，我国将共有15座超过8年在运的核电站，核废料的后处理迫在眉睫。
大亚湾、田湾等多个机组乏燃料池已接近饱和，若不做离堆处理，将面临停堆风险。
表格3：
截止目前并网商用堆年累积情况
资料来源：
中国核电协会，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
图表3：
中国核电站运行年数和离堆年限情况
资料来源：
中国核电协会，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
第二节国外核废料处理方式未统一，我国处于起步阶段
一、目前国外处理核废料的处理和处置方法
1、全球乏燃料主要的处置方式有一次通过和闭式循环
表格4：
核废料主要处理方式
资料来源：
WNA，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
对于中低放射性核废料，通常的方式是经过减容、固化处理，转化为耐久稳定的固化体。
固化体装入特定的密闭金属桶后，先送到现场废物库贮存，然后再运输到符合规定的区域储存在地下100到300米浅层废物库中。
而中低放射性气体废物的放射性一般很小，经核电厂气体废物处理系统净化处理后，监测合格即可直接由高烟囱排放。
对于高放射性核废料主要处理方式是经后处理闭式循环，进入深层地质贮存。
目前国际通行的乏燃料处理方式有两种：
第一，德国、加拿大为代表的“一次通过”开放核燃料循环方式，乏燃料经过冷却、包装后作为废物直接送到深地质层处置或长期贮存；第二，我国和英法采用闭式循环，乏燃料在核电站乏燃料水池中贮存5-8年后，运至后处理厂进行后处理。
在后处理环节，乏燃料被切成小块，扔进酸里溶解，提取出有用的铀和钚重新作为燃料循环使用，剩下的废液交由玻璃固化厂进行固化，再装进特制的废物罐中，运送到永久性处理场封存。
而目前，美国处于观望状态，先将乏燃料在后处理厂贮存50年，等核废料后处理技术成熟以后，再做决策。
表格5：
国内外核废料主要处置策略及进展
资料来源：
WNA,北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
全球现有商用乏燃料后处理能力为4760吨/年，相当于全球每年卸出乏燃料量的43%。
法国拥有规模最大、工艺最成熟、技术最先进的商业乏燃料后处理及再循环产业，法国阿海珐公司已建成处理能力1600吨/年的乏燃料后处理厂。
2、中间贮存方式主要有干式贮存和湿式贮存
从核电站日常生产产生的核废料需要在核电站内部离堆中间贮存来减少其放射性强度，以便于日后运输至后处理厂，减少其在运输途中的危险性。
目前，离堆中间贮存主要分为湿法贮存和干式贮存两种。
前者通常在厂房内建造乏燃料水池，将乏燃料放置在水下的贮存格架中，通过含硼水循环冷却乏燃料并控制其反应性。
湿法贮存发展较早，技术相对成熟，具有冷却能力高、密集贮存、易于燃料操作等特点。
但是湿法贮存需要水池冷却系统的连续运行和维护，易产生二次废物，运行成本很高，并且一旦水池破损在有水状态下很难对水池进行维修，因此已渐渐不能满足核安全、经济和环保的要求。
美国曾对乏燃料水池的安全性进行评估，结果表明其抗自然灾害和恐怖袭击能力并不乐观。
日本福岛核事故中乏燃料池失去冷却，温度升高导致锆水反应产生氢气爆炸使乏燃料直接暴露在空气中，进一步印证了人们对乏燃料湿法贮存安全的担忧。
乏燃料的另外一种离堆中间贮存方式即干式贮存。
贮存容器一般为钢制密封容器，外部通过金属或者混凝土来提供放射性屏蔽，内部通过空气、二氧化碳或惰性气体等冷却乏燃料。
干式贮存具有很大的灵活性、扩展性和多样性。
贮存地点既可以在厂区内也可以在厂区外，既可以是室外或室内、也可以是地上或地下贮存，既可以是集中放也可以分散存放，既可以是单一贮存功能也可以是贮存/运输两用的形式，既可以是金属容器也可以是混凝土容器。
干式贮存容器通常采用非能动的自然循环冷却，运行和维护成本相对湿法较低。
干式贮存由于没有液体存在，不会产生慢化中子自持裂变反应，更不会产生氢气引发爆炸，同时通过设计计算和验证保证其容器强度可以抵御自然灾害和恐怖袭击。
美国目前在运的核电机组有104座，共产生了约7万吨乏燃料，并以每年2千吨的速度递增。
美国的乏燃料采用直接处置的政策，由于乏燃料及高放废物处置场建设计划推迟，核电厂必须自行解决乏燃料离堆贮存问题。
美国的乏燃料离堆贮存采用干式贮存的方式，目前有超过70%的核电厂建立了乏燃料干式贮存设施。
有约2万吨的乏燃料贮存在或即将转移至干式贮存设施中。
美国核管会经分析得出：
乏燃料干容器贮存可以安全贮存100年，远超通常设计所要求的30-50年。
日本拥有50台在运核电机组，每年卸出约900吨乏燃料。
日本核电厂产生的乏燃料主要存储在核电厂的乏燃料池中。
由于乏燃料存储量已接近乏燃料池的容量，一些核电厂被迫增加存储能力，以避免乏燃料池的存储量超出贮存能力。
1997年东京电力公司的福岛第一核电厂建成了一个由20个金属贮存容器组成的干式贮存设施。
日本原子能公司的东海2核电厂建造了容量为260吨（24个屏蔽容器）干式金属罐贮存设施。
表格6：
湿法贮存和干法贮存的对比
资料来源：
《科技和产业》期刊，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
二、我国中低放核废料处理厂已建成2座，高放核废料仅有一个中试厂在运
中国已建成总处置容量6万立方米甘肃北山中低放核废料处理场和总处置容量8万立方米的广东北龙处理场，四川的飞凤山中低放核废料处理场正在建设，而计划中的华东处理厂仍选址未定。
已建成的处理厂接受外省核废料意愿较低，比如甘肃北山处理厂只接受军用中低放核废料，广东北龙处理厂只接受大亚湾核电站产出的中低放核废料，大多数核电站中的中低放核废料并未实现永久处置。
同时，由于核电站内暂存库容有限，同时永久处理厂选址不断因多数省份不愿接受省外核设施的废料而受阻，预计自建中低放核废料处置场作为核电新项目的建设条件将成为未来核电发展趋势。
其中，拟建的徐大堡核电站目前已经在核电厂区内拟定中低放处置场场址。
而对于高放射性核废料的处理，早在上世纪70年代，我国就开始研究动力堆乏燃料后处理技术，并自主设计和建造的乏燃料后处理中试厂。
2010年12月，我国第一座动力堆乏燃料后处理中间试验工厂——中核集团公司中试工程热调试取得圆满成功。
但目前乏燃料后处理中间试验厂生产规模只有年处理量50吨，远远不能满足我国核电乏燃料后处理的需求。
目前中核公司已在积极筹备自主设计200吨乏燃料后处理示范工厂的相关准备工作，并同时开展着跟法国的商业规模的800吨后处理大厂的谈判工作，总费用区间在千亿人民币左右。
我国现已产生的乏燃料除大亚湾核电站约400吨的乏燃料已运输到中核404有限公司乏燃料贮存水池外，其他仍贮存在堆水池中，期间有部分被运输到岭澳核电站的蓄水池中，而我国初期建设的500吨核电站乏燃料离堆贮存水池已接近饱和，正在扩建800吨的离堆贮存水池。
若扩建水池建成，乏燃料离堆总贮存能力为1300吨，按照我国商用核电站的用量，也将在2018年满容。
从2016年开始，大亚湾核电站乏燃料的外运量将是现在的3至4倍，如果不能实现有效的运输和贮存，则会有停堆的风险。
第三节核废料年处理市场将达百亿，产业链设备市场预计达千亿
一、未来国内乏燃料和中低核废料处理的市场空间每年将达百亿级
按现有核电运营装机计算，我国2015年核电站产生中低放核废料约2400立方米，对比美国3-5万美元/立方米的处理费用，中低放核废料处理对应的市场空间为每年5-8亿元人民币。
至2020年，产生中低放核废料约5500立方米，对应市场空间为12-20亿元人民币，累计需处理中低放核废料50-80亿元人民币。
图表4：
中国核电站累计装机容量预测
资料来源：
WNA，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
图表5：
中国乏燃料产生量预测
资料来源：
核工业期刊，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
目前，我国现有运营核电装机装机容量2961.7万千瓦，加上2016年新投产机组，按每台百万机组年产20吨乏燃料计算，2016年产生乏燃料达到684吨，加上2015年前暂时贮存在堆内和堆外水池内的乏燃料，累计需处理的乏燃料将近4000吨。
至2020年规划运营机组5800万千瓦，当年产生乏燃料将靠近1221吨，若乏燃料按照我国现有每年处理50吨的速度来预计，2020年累计需处理乏燃料近8000吨。
而由于秦山三期1、2号机组是重水堆机组，每年产生的乏燃料要远远多于压水堆核电机组产生的量，因此，表中的数据都将上调一些，预计到2020年，急需处理的乏燃料能够将近10000吨。
国际原子能机构测算的后处理费用800-1000美元/公斤，我们据此测算，2015年前未处理的乏燃料后处理市场空间130-165亿元人民币，加上2015年当年产生的乏燃料的28-35亿元人民币后处理市场，2015年累计需处理的乏燃料市场空间达155-200亿元人民币。
2020年当年产生的乏燃料市场空间65-78亿元人民币，若乏燃料一直未做后处理，至2020年累计市场空间将达550-700亿元。
二、产业链中各环节市场空间总计可达1300-1800亿元
核废料处理是将核电产业各环节产生的核废料经过减容、分类、整理、固化、包装、吊装、运输、贮存等手段达到与生物圈有效分离的目的，在核电产业链中具有重要地位。
目前，中国已经确定闭式循环策略，因此，核废料处理产业链末端还要复杂化，我们把乏燃料后处理获得钚、铀，并再用来制成核燃料元件这一过程称为核燃料再循环。
相比一次通过策略，闭式循环策略技术要求和费用方面都相对要求较高，但利用循环提取核废料中钚、铀等稀缺元素，一方面减少了后续处置时对环境的破坏，另一方面极大程度地提高了资源利用率。
图表6：
“一次通过”和“闭式循环”处理环节示意图
资料来源：
中国能源报，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
无论是采用一次通过策略还是闭式循环策略，核废料处理产业链总体都包括核电站堆内贮存、运输和后处理厂处置。
随着核电站批准筹备工作的陆续启动，核电项目空前高涨，核废料处理产业链的国有化市场空间也被各个核电设备公司所重视。
我们预计，未来五年，核废料处理产业链将深度国有化，整个市场空间将达到千亿级别。
表格7：
核废料后处理产业链市场空间预计
资料来源：
WNA，中国核电协会，核工业期刊，机械工程师期刊，核动力工程期刊，公司报告，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
第四节核废料贮存、运输等产业链各环节剖析
一、堆内贮存：
主要以湿法贮存为主，未来向干式贮存转型
湿法贮存是我国目前核电站乏燃料池普遍采用的方法，将乏燃料贮存在水池中，依靠池水来对乏燃料进行冷却和屏蔽辐射。
目前，我国已确定未来向干式贮存方法转型。
干法贮存项目在设计上应具备乏燃料的装载、转运、贮存、回取和外运等功能，并配备相应的通风、供水、配电、监测、实物保护、通讯等辅助系统。
这在技术上提出来非常苛刻的要求，在实践经验方面，尽管我国已经有过乏燃料离堆贮存设施的建设经验（如秦山三期重水堆乏燃料干法贮存设施），但是截至目前仍未形成专门针对乏燃料离堆贮存设施的标准规范和核安全监管工作程序。
在国家核安全局审评秦山三期重水堆乏燃料干法贮存设施时，采用的是“HAF301+核安全审评原则+引进国标准”的审评体系，这是在我国缺乏完整的乏燃料贮存法规标准体系的背景下而采取的手段。
即便如此，由于该项目需要完成独立核设施核安全和环境审批的全部流程，从国家核安全局开始审查到颁发运行许可证也经历了近五年的时间。
目前，国家的一系列法律法规，例如《放射性污染防治法》、《放射性废物安全管理条例》、《核材料管制条例》，均涉及乏燃料或高放废物的管理。
但是，具体针对乏燃料贮存领域的要求主要包含在核安全法规《民用核燃料循环设施安全规定》（HAF301）以及相应的三份导则《乏燃料贮存设施的设计》（HAD301/02）、《乏燃料贮存设施的运行》（HAD301/03）和《乏燃料贮存设施的安全评价》（HAD301/04）中。
而且，上述法规和导则仅对乏燃料贮存设施的设计、运行和安全评价提出了基本的原则性要求，并没有明确这些要求的落实方式、验收标准、许可及审评方法等关键问题。
我们认为，随着高放核废料在废水池的堆积将超量，未来国家对乏燃料的堆内贮存的安全问题、容量大小、贮存方式等一些列标准化问题将会严格规定并法规化。
1、干式贮存容器“十三五”期间可达百亿级市场空间，湿式贮存格架已具备自主研发水准，市场约70亿
干式贮存具有很大的灵活性、扩展性和多样性。
贮存地点既可以在厂区内也可以在厂区外，既可以是室外或室内、也可以是地上或地下贮存，既可以是集中放也可以分散存放，既可以是单一贮存功能也可以是贮存/运输两用的形式，因此，贮存容器是乏燃料干法贮存项目中最为重要的设备，它将提供对乏燃料组件的结构保护、辐射屏蔽、放射性隔离，并通过冷却手段实现对乏燃料组件的温度控制。
根据所用贮存容器的不同，乏燃料干法贮存一般可分为金属容器式、混凝土筒仓式、干井式和金属套管式。
其中，金属容器式和混凝土筒仓式广泛应用于美国、欧洲和日本的核电厂；干井式干法贮存直接使用大地土层作为辐射屏蔽容器，国际上应用极少；金属套管式主要应用于重水堆核电厂乏燃料的离堆临时贮存。
图表7：
干式贮存容器类型及其使用占比
资料来源：
《核安全》期刊，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
压水堆乏燃料干式贮存主要有两种类型：
金属容器系统和混凝土筒仓系统。
除了秦山第三期1、2号机组是重水堆之外，我国其他的都是压水堆核电站，因此，基于干式贮存已经发展为乏燃料离堆贮存的技术主导，是国际乏燃料贮存的大趋势，并考虑到目前我国对干式贮存经验不足和设备国有化程度低等原因，未来我国将会大量进口订购金属容器和混凝土筒仓。
图表8：
德国的干式贮存型金融容器
资料来源：
谷歌图片，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
图表9：
阿根廷的混凝土筒仓
资料来源：
谷歌图片，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
金属容器除了提供足够的辐射屏蔽外，能将内部热量直接通过热传导导出，在早期的乏燃料干式贮存设备上常被采用。
另外由于金属比混凝土有较大的密度，在相同的屏蔽效果上，容器的截面积与重量比混凝土结构低。
因此金属容器除作为贮存功能外，也常搭配燃料运输需求，设计成贮存／运输双功能的容器。
金属容器的制造厂家主要有GNS、HOLTEC、NAC、Transnuclear等。
混凝土是良好的辐射屏蔽材料，因此常被应用为核废料贮存结构的主要材料。
相比金属容器，其成本低、原料易取得，制造技术及需求设备较简单等，普遍受到各厂家的青睐。
以混凝土材质作为干式贮存容器的材料，需要较大的厚度才能满足辐射屏蔽的需求。
然而混凝土并不是良好的导热材料，为了达到热量排出的要求，设计上大多采用通气式混凝土筒仓。
混凝土容器的制造厂家主要有AREVATNI、HOLTEC与NAC等。
尽管上述各种乏燃料干式贮存容器的形式各有特点，但最终都是实现乏燃料从核电站内贮存水池转移到后处理厂中。
本着更加节能、环保、经济、高效科学等方面，其发展趋势可归纳成如下几方面：
向着更经济、易制造的方向发展，由金属容器演变为混凝土容器;由单一用途（仅具有贮存或运输用途）容器，演变为双重用途容器（贮存及运输），甚至发展为多种用途（贮存、运输及处置）的容器；向着更大容量，可存放更多乏燃料的方向发展；向着贮存更高燃耗的乏燃料，以及铀钚混合燃料（MOX）的方向发展。
目前，CASTOR容器、TN24容器、HI-STAR100容器以及NAC-SAC容器都是双功能干式贮存容器。
如今，干式贮存设备厂商大多向乏燃料干式贮存设施集成化发展，开发出完整的乏燃料贮存运输整套解决方案，如HOLTEC公司的HI-STORMFamily贮存系统、BNG公司的FuelsolutionsTM和NAC公司的MAGNASTOR系统。
目前，市场上美国制作的金属贮存容器单台造价约为2500万，能处理19组乏燃料组件。
根据行业数据统计，每组乏燃料组件重量约为0.4-0.6吨，按照“十三五”计划中核电项目的投产，期间会产生乏燃料约为5000吨，若这些乏燃料采取干式贮存，到2020年，就堆内贮存容器市场空间可高达115-165亿元。
国际上，贮存容器趋向于多功能化，现今一台贮存、运输双功能干式贮存容器造价可高达1亿元。
我们认为，虽然目前国内还是以湿式贮存为主，但是干式贮存带来的灵活性、稳定性、经济性都被圈内专家认可，尤其是日本福岛核电站事故的发生，使得很多人对湿式贮存的安全性提出了质疑，因此，我国已确定未来使用干式贮存技术。
而目前，我国还没有生产干式贮存容器的经验，在短期内，主要还是进口为主。
国内上海电气、应流股份、台海核电等公司致力于研发乏燃料干式贮存容器的国产化。
乏燃料贮存格架作为湿法贮存乏燃料组件的最主要设备，在核电厂、后处理厂中应用广泛。
通常在每个核电机组中需要十几台乏燃料贮存格架以贮存核反应堆运行十年以上期间所产生的乏燃料组件，按照目前核电站建造速度，每年有6-8座核电站机组得到国务院核准，假设核准的核电站均采用湿式贮存方法，那么到2020年，有多达30多台机组将要招标乏燃料贮存格架，按照每个乏燃料贮存格架2000万计算，其市场空间可达70亿。
受制于中子吸收材料，我国高密集乏燃料贮存格架至今都是依赖国外进口，市场发展空间巨大。
目前，国内已具备自主研发新型乏燃料贮存格架的能力，离达到自主制造高密集乏燃料贮存格架更进一步。
2015年11月10号，中广核联合江苏核工业格林水处理有限责任公司成功研制出新型“整体骨架+模块化贮存套筒”式乏燃料贮存格架，在有效降低成本的同时，还有效避免了目前我国核电项目普遍采用高密集乏燃料贮存格架所出现的格架变形等问题。
2016年2月24日，由辽机集团大连宝原核设备有限公司研制的龙腾“2020”“华龙一号”关键设备乏燃料贮存格架样机顺利通过了由中国核电工程有限公司组织的专家组的成果验收。
2、中子吸收材料未来每年有6-7亿元市场空间
中子吸收材料主要用于制造核电站发电必须的乏燃料贮存用中子吸收板，具有较高的技术含量和附加值，无论是干式贮存还是湿式贮存，离堆运输还是后处理厂处置，都需要用到大量的中子吸收材料来屏蔽乏燃料的高放射性。
我国在中子吸收材料的研发方面发展迅猛，有望在2016年下半年开始批量生产实现产业化，发展潜能巨大。
在没有产业化前，国家还是以进口他国材料为主，价格为150万/吨，若能实现产业化，价格将下调至100万-120万/吨。
在核电站建设期间，一座百万级别的核电站用于乏燃料贮存用的中子材料需20吨，到2020年，乏燃料贮存用的中子吸收材料的市场空间将有6-7亿元。
中子吸收材料包括硼钢、B4C/AL、硼铝合金、含硼有机聚合物、含镉材料等多种类型，由于是用于高放射性物质的屏蔽作用，因此，对材料提出了非常高的要求。
目前，我国第三代核电站技术设计的寿命为60年，所用的中子材料就要满足这个年限，考虑到力学、抗腐蚀性、抗辐照性和物理化学等因素，我国研制方向主要在B4C/AL和硼钢，近年工程物理研究院、核动力研究设计院等机构均在B4C/AL材料研发和工程化生产上均取得成果，批量生产项目已在建设之中。
其中，应流股份和台海核原是该行业的先行者，在今年可以开始批量生产，其中应流股份已签订了40吨中子吸收材料的批量订单，向中子吸收技术产业化迈近了一步。
表格8：
主要的中子吸收材料
资料来源：
《核动力工程》期刊，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
中子吸收材料屏蔽放射性的优异特征被更多的专家所重视，乏燃料贮存、运输，核废料处理为中子吸收材料应用提供了更广阔空间，预计在未来会被广泛用于离堆运输和后处理厂中。
目前，我国中广核的大亚湾核电站在建的一座离堆储运库就需要600吨的中子吸收材料，市场空间就达到6亿元。
考虑到离堆运输和后处理厂处置用的中子材料，市场空间可以跃居百亿级别。
根据中物院测算，未来十年内我国整体中子吸收材料年均市场规模可达48亿元，如果考虑到其制备难度及安全性要求，产品净利润率可达40%左右。
3、中低放射性核废料的处理设备空间主要是国产化
核电站日常工作产生的中、低放射性核废料处理起来相对较为容易。
主要处理过程大致可以分为：
对中低放射性气体废物经核电厂气体废物处理系统净化处理后，监测合格即可直接由高烟囱排放；对液体废物可以实行固化处理，转化为固体废物或去除废液的放射性，然后桶装放入废物库；对固体废物进行切割、碎化、压缩等减容处理，然后固化装桶后可以直接放入废物库。
表格9：
中低放射性核废料主要处理方式
资料来源：
《核动力工程》期刊，北京欧立信信息咨询中心，欧咨行业数据库
国家对中低放射性核废料的处理经验不足，才刚刚起步，目前，对废液的处理方式有水泥固化技术、高效固化技术和蒸干压实技术。
水泥固化后增容比高达3.5倍，加入高效固化
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