为解决核主泵自主化水力模型工程应用的瓶颈问题，聚集行业力量开展攻关，9月25日，由中国核动力研究设计院、先进核能技术全国重点实验室、国家能源核电核岛装备技术研发中心主办，兰州理工大学、特种泵阀及流控系统教育部重点实验室和核级泵先进装备创新研究中心承办的“核主泵汽液两相降级特性研究及测试方案专家咨询会”在兰州召开。来自10家行业相关单位和2所高校的专家及代表参加了会议，生态环境部核与辐射安全中心专家列席了本次会议。

会上，兰州理工大学校长冀宏代表学校致辞。中国工程院于俊崇院士通过视频方式祝贺会议的顺利召开，并对研究及测试方案提出了明确要求和殷切希望。

什么是核主泵汽液两相降级特性研究及测试？

核主泵处于两相工况运行时，其扬程和扭矩发生两相降级，核主泵的两相降级特性是事故工况安全分析的重要输入。随着核电发展需求，我国逐步建立核主泵水力模型自主设计能力，但由于目前两相降级特性研究不足以支撑工程应用，成为了全行业难点问题，因此需要开展深入研究。

本次会议，核动力院和兰州理工大学先后详细汇报了核主泵汽液两相降级特性理论计算、模化设计及测试方法等研究方案，会议专家组对核主泵两相降级特性数值研究和测试方案的科学性和可行性相关问题进行了充分讨论和质询，最终一致认为研究方案总体合理可行，并对下一步工作提出了宝贵建议。

此次专家咨询会圆满召开，为核主泵汽液两相降级特性研究明确了思路和方向，也为下一步完善模化设计、理论计算与测试方案奠定了坚实基础。未来，各方将加强合作，建立联合研究工作机制，凝聚全行业力量来支撑相关难题的攻关。