在压水堆核电站中，锆合金包壳管是防止核泄漏的关键屏障。在压水堆运行过程中，由于流致振动的作用，包壳管不可避免地发生微动磨损。微动磨损会导致壁厚减薄、穿孔，由此导致放射性物质泄露，造成严重的安全和经济问题。目前，关于锆合金包壳管微动磨损的研究大多是在室温空气或室温水中进行的，所采用的接触形式为球-板或管-管接触。然而，包壳管实际服役环境为高温高压水，接触形式为管-栅格。同时，以往研究通常关注包壳管处于完全滑移区的微动磨损行为，而处于部分滑移区的微动磨损行为鲜有研究。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）、国家自然科学基金（No.52105221）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，重点室采用管-刚凸的接触形式，开展了模拟压水堆一回路水中包壳管处于部分滑移时的微动磨损行为研究。结果表明：随着微动时间的增加，微动状态始终处于部分滑移区，而且磨损深度和磨损体积几乎没有变化；包壳管处于部分滑移区时的磨损机制为粘着磨损，且具有局部区域剥离的特点，材料损伤程度较轻；磨损区截面微观结构可划分为第三体层（TBL）、氧化层、摩擦学转变结构层（TTS层）、一般变形层（GDL）和基体；TBL由等轴氧化物组成，是氧化层破碎或磨屑挤压形成的；氧化层由柱状氧化物组成，是锆基体内氧化形成的；从金属/氧化物界面到磨损表面，氧化物由四方相氧化锆转变为单斜相氧化锆；TTS层由条状纳米晶组成，其形成机制为不连续动态再结晶。相关工作已发表在《Applied Surface Science》：Fretting wear behaviour of Zr alloy cladding tube under partial slip regime with different duration in simulated primary water of PWR, Applied Surface Science, 605 (2022) 154861。