在压水堆核电站中，锆合金包壳管内置核燃料，外部被格架支撑。在压水堆核电站运行过程中，由于流致振动的存在，包壳管与格架刚凸体的接触界面间不可避免地发生微动磨损，严重影响核电站安全有效运行。在之前的工作中，我们已经建立了模拟压水堆一回路水中包壳管的微动图（Tribology International, 178 (2023) 108065），并深入研究了包壳管处于部分滑移区时的微动磨损行为（Applied Surface Science, 605 (2022) 154861），但关于包壳管处于混合微动区时的微动磨损行为研究较少。因此，在中核集团“青年英才”项目、中国科学院青年创新促进会（2022187）、中科院金属所创新基金（No. 2021-PY10）和中科院核用材料与安全评价重点实验室开放课题（No. 2020NMSAKF01）的联合支持下，重点室采用包壳管-刚凸体的接触形式，研究了模拟压水堆一回路水中包壳管处于混合微动区时的微动磨损行为。结果表明：混合微动区时包壳管的主要磨损机制为黏着磨损，具有磨损区中心小范围剥离和边缘严重剥离的特点；某些长裂纹可贯穿整个磨损区，其它裂纹向基体扩展；磨损区的截面可划分为较厚的第三体层、较薄的内氧化层、较厚的摩擦转变层组织，并详细讨论了各自的形成机制。相关工作已发表在《Journal of Materials Science & Technology》：Fretting wear behavior of Zr alloy cladding tube mated with Zr alloy dimple under mixed fretting regime in simulated primary water of PWR。