核電運行穩(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,是我國實現(xiàn)碳達峰、碳中和目標的必然選擇。
鋯合金燃料棒包殼作為核電反應堆第一道且最重要的安全屏障,其結構完整性是決定反應堆安全、高效運行的關鍵因素。據(jù)IAEA調查統(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理對核安全運行水平提升至關重要。
西南交通大學聯(lián)合研究團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)進行定量分析,SuperViewW1光學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域重要儀器設備。
《Wear》(中科院一區(qū))
Characterization andfretting wear behavior of zirconium alloy treated in high temperature water
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