2024-03-31
核电运行稳定可靠、换料周期长，可大规模替代化石能源作为基荷电源，是新增非化石能源中最具竞争力的能源品种，是我国实现碳达峰、碳中和目标的必然选择。
锆合金燃料棒包壳作为核电反应堆第一道且最重要的安全屏障，其结构完整性是决定反应堆安全、高效运行的关键因素。据IAEA调查统计，由高速流动冷却剂诱发的格架与燃料棒包壳的微动磨损（Grid to rod fretting,GTRF）是造成压水堆内燃料棒包壳失效的最主要因素。因此，开展锆合金包壳的微动磨蚀行为研究，揭示其微动磨损失效机理对核安全运行水平提升至关重要。
西南交通大学联合研究团队展开了针对性研究，揭示了锆合金表面氧化层的特性及其磨损行为，研究成果发表于国际top期刊《wear》。龙8仪器SuperView W1光学3D表面轮廓仪作为重要的显微形貌分析仪器为该项目研究提供帮助。
摩擦磨损研究需要对磨损区的轮廓尺寸、粗糙度、体积这线、面、体三个维度方面的参数进行定量分析，SuperView W1光学3D表面轮廓仪以白光干涉为原理、具备高精度、非接触式测量能力成为摩擦磨损研究领域重要仪器设备。
《Wear》（中科院一区）
Characterization and fretting wear behavior of zirconium alloy treated in high temperature water
论文链接
http://doi.org/10.1016/j.wear.2023.205078
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