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本次大會研討內(nèi)容涵蓋核電站運(yùn)行與維護(hù)、工程與改造、運(yùn)行壽命延長(OLE)和生命周期，核燃料與材料、反應(yīng)堆物理與輸運(yùn)理論、燃料循環(huán)技術(shù)，儀表控制、數(shù)字控制及人為因素的影響，模塊化小型反應(yīng)堆、先進(jìn)反應(yīng)堆和聚變技術(shù)，核安全、安保與網(wǎng)絡(luò)安全，核規(guī)范、標(biāo)準(zhǔn)、許可和管理問題，熱工水力和安全分析，計算流體力學(xué)(CFD)及其應(yīng)用，去污和退役，輻射防護(hù)和廢物管理，核反應(yīng)堆及部件的先進(jìn)制造方法，超設(shè)計基準(zhǔn)事故的緩解策略，創(chuàng)新和智能核電站設(shè)計，風(fēng)險評估及管理，計算機(jī)代碼檢驗(yàn)和確認(rèn)，核能教育與公眾接受等方面內(nèi)容。