核電運(yùn)行穩(wěn)定可靠、換料周期長，可大規(guī)模替代化石能源作為基荷電源，是新增非化石能源中最具競爭力的能源品種，是我國實(shí)現(xiàn)碳達(dá)峰、碳中和目標(biāo)的必然選擇。

鋯合金燃料棒包殼作為核電反應(yīng)堆第一道且最重要的安全屏障，其結(jié)構(gòu)完整性是決定反應(yīng)堆安全、高效運(yùn)行的關(guān)鍵因素。據(jù)IAEA調(diào)查統(tǒng)計，由高速流動冷卻劑誘發(fā)的格架與燃料棒包殼的微動磨損（Gridto rod fretting,GTRF）是造成壓水堆內(nèi)燃料棒包殼失效的最主要因素。因此，開展鋯合金包殼的微動磨蝕行為研究，揭示其微動磨損失效機(jī)理對核安全運(yùn)行水平提升至關(guān)重要。

西南交通大學(xué)聯(lián)合研究團(tuán)隊展開了針對性研究，揭示了鋯合金表面氧化層的特性及其磨損行為，研究成果發(fā)表于國際top期刊《wear》。中圖儀器SuperViewW1光學(xué)3D表面輪廓儀作為重要的顯微形貌分析儀器為該項目研究提供幫助。

摩擦磨損研究需要對磨損區(qū)的輪廓尺寸、粗糙度、體積這線、面、體三個維度方面的參數(shù)進(jìn)行定量分析，SuperViewW1光學(xué)3D表面輪廓儀以白光干涉為原理、具備高精度、非接觸式測量能力成為摩擦磨損研究領(lǐng)域重要儀器設(shè)備。

《Wear》（中科院一區(qū)）

Characterization andfretting wear behavior of zirconium alloy treated in high temperature water

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