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