创新发展，绿色核能。2023年9月25-28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在西安召开。该分会是我国核反应堆热工流体领域中方向设置最全、规模最大、最具影响力的学术交流盛会。会议旨在推动我国核工程领域的技术进步，为核反应堆热工流体力学专业领域人员搭建交流与合作的平台，展现国内该领域的科研和学术成果。课题组师生陈德奇老师、步珊珊老师、刘汉周老师、刘海东老师、陈明镜博士生、金峰博士生、左潜龙博士生、吴俊辰硕士生以及毕业生陆祺博士、郑鹏德硕士参与了本次会议。

  会议期间，相关老师和同学进行了多场高水平的学术汇报与交流。陈德奇教授受邀在“先进能量转换技术研究Panel”主题论坛中发表了题为“拟临界区超临界二氧化碳在PCHE内传热特性实验研究”的研究报告。陆祺博士受邀参加了Workshop专题研讨会“第五届核反应堆计算流体动力学论坛（NUREC5）”，报告题目为“反应堆热流部件构型优化设计技术”，步珊珊老师受邀参加了Workshop专题研讨会“第五届核反应堆计算流体动力学论坛（NUREC5）”，报告题目为“FCM燃料芯块多尺度传热特性数值分析”。

拟临界区超临界二氧化碳在PCHE内传热特性实验研究

反应堆热流部件构型优化设计技术

FCM燃料芯块多尺度传热特性数值分析

  课题组左潜龙博士生、郑鹏德硕士生、吴俊辰硕士生在“核反应堆热工水力实验及分析技术”分会场分别做出相应专题汇报。本次会议促进了课题组与广大核能科技同行的交流，开拓了学生的学术视野，有力加深了课题组在核反应堆热工水力领域的影响力。

矩形窄通道再淹没过程先驱冷却传热特性实验研究-左潜龙

单根螺旋管内沸腾两相流动不稳定性实验研究-郑鹏德

部分裸露下矩形窄通道再淹没特性实验研究-吴俊辰