2023年9月26日，中国核学会核反应堆热工流体力学分会第三届学术年会暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2023年学术年会、国家能源压水反应堆技术研发（实验）中心学术交流会暨国防科技工业核动力技术创新中心学术交流会在西安隆重召开。本次会议由中国核学会指导，中国核学会核反应堆热工流体力学分会、中核核反应堆热工水力技术重点实验室、国家能源压水反应堆技术研发（实验）中心、国防科技工业核动力技术创新中心、西安交通大学核科学与技术学院共同主办。
中国工程院院士邱爱慈，中国工程院院士欧阳晓平，中国工程院院士于俊崇，中国核动力研究设计院工程总师陈炳德、中国核动力研究设计院科协秘书长杨来生，西安交通大学副校长严俊杰，中国核学会核反应堆热工流体分会理事长黄彦平以及近百位分会理事会成员、重点实验室学会委员、研发中心专委会委员出席开幕式。来自全国80余家科研院所、高校和企业的专家、教授、科研人员、学生代表参加会议，部分参会代表参加线上会议。本次会议规模达到了核反应堆热工流体力学领域学术交流会历史新高。
西安交通大学党委常委、副校长严俊杰代表承办方致欢迎辞，中国核动力研究设计院科协秘书长杨来生代表主办单位致开幕辞，分会理事长黄彦平致辞并作会议总体筹备情况报告。
严俊杰对参会来宾表示热烈欢迎，他指出，核是大国重器，先进核能动力系统是国家战略核威慑和清洁能源供应的重要支柱，核能发展是实现我国能源转移与双碳目标的重要依靠，随着生态环境保护的巨大压力和能源革命的持续推进，核能在全世界范围内的应用得到了进一步的发展，我国核事业也迎来了自两弹一星以来最好的发展时机，西安交通大学核科学与技术学院将持续在先进核能领域推动创新研究与人才培养工作，为加快我国核动力技术跨越式发展贡献力量。
杨来生对大会开幕表示热烈祝贺，他指出，当前核动力事业处于高质量发展转型和强化基础研究的关键时期，对核能领域的科技创新发展提出了更高要求，而学术水平的提升是科技创新的基础和前提，学会是学术活动的重要平台，希望与会同仁能够利用好这次平台，开展核科学前沿领域学术交流，培育和助推优秀人才成长，坚定推动核科学领域创新发展，为加快实现高水平核科技自立自强，为全面建设核工业强国、努力实现中国式现代化提供战略支撑。
黄彦平表示，科技自立自强是国家强盛之基，中国正在从科技大国走向科技强国，学会工作及学术交流的重要性进一步得到提升，本次会议将反应堆热工流体领域的学术交流推上了历史高位，希望这次会议能够让各位核领域科技工作者展示过去一年的创新成果，推动各个承建单位进行技术交流、人才培养与技术成果转化的深度合作，沿“四个面向”重要科技创新方向不断前进，为核能前沿领域的创新与自主可控发展注入新的活力。
中国核学会向大会发来贺信，热烈祝贺大会胜利召开，希望分会能够面向世界科技前沿和国家重大需求，打通全行业产-学-研创新链条，更快更好地推动核工业自主创新和产业发展，为助推我国产业升级和科技进步做出更大的贡献。
中国核工业集团也向本次会议发来贺信，希望分会在科技创新的过程中不忘初心、努力奋发，着力推动反应堆热工流体力学领域的学术发展与技术进步，为实现我国核能科技高水平自立自强做出新的贡献。
大会开幕式由西安交通大学核科学与技术学院院长田文喜主持。
开幕式后，会议特邀中国工程院于俊崇院士、邱爱慈院士和欧阳晓平院士做大会报告，大会报告由前工程总师陈炳德研究员主持。
于俊崇院士以“小议创新”为题，立足当前国际形势与我国未来发展角度，从何为创新、如何创新、为何创新等几个方面出发，表达了自己对当今国内科技创新发展前景与科研创新人才培养的思考，深入浅出地阐明了创新发展进步、科技自立自强对国家富强与民族复兴进程的重大意义。
邱爱慈院士向与会人员分享了Z箍缩科学实验装置中的数值模拟研究进展，简要介绍了Z箍缩设施的研究背景、建设价值与研究意义，并从原理角度简单讲解了Z箍缩装置数值模拟研究相关的共用腔体单路FLTD脉冲源多场耦合模型与多路并联FLTD脉冲源电路场路耦合模型相关的研究内容、研究重点与后续亟待解决的科学问题。
欧阳晓平院士线上参会，向大家做关于“科学研究中的创新”相关报告，强调了创新在科学研究中的重要性，介绍了国家为鼓励科研事业创新性发展而设立的各类科研项目支持计划与相关政策。欧阳晓平院士在报告中尤其强调，科研创新不能成为空中楼阁，必须脚踏实地，实事求是，研究形式与研究内容既要面向世界科技前沿，也要立足国家科技发展的实际需求，真正将科研创新落于国家建设的实践中去。
短暂茶歇后，大会邀请中广核研究院副总工程师卢向晖、西安交通大学教授巫英伟、中国核动力研究设计院反应堆工程研究所副所长兼总工黄彦平，围绕“中广核‘华龙一号’反应堆理论设计与验证介绍及未来展望”“核反应堆多维度多物理耦合有限元分析研究”“超临界二氧化碳核能动力系统研发进展”3个主题做大会报告，大会报告由西安交通大学秋穗正教授主持。
会议共设置核电安全分析软件验证确认、CHF 试验和预测、热管及热管反应堆设计、分析及实验研究、核反应堆严重事故及安全壳分析技术等8个主题论坛，开展OECD 国际标准题 51 号（ISP-51）研究、小型气冷反应堆分析技术研究2个专题研讨会，并组织了12个专题分会场，内容涉及核反应堆热工水力程序开发、仿真模拟及验证、核反应堆热工水力基础理论问题、核反应堆热工水力实验及分析技术、核反应堆计算流体动力学 CFD 相关问题、核电厂严重事故及缓解措施等。会议共收录全国511篇论文，将根据论文质量和交流情况评选出50篇最佳论文和10篇最佳展报奖。
会议期间还召开了中国核学会核反应堆热工流体力学分会理事会会议和中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术委员会会议。