锆合金具有很小的热中子吸收截面和良好的耐腐蚀性能，被广泛用作核反应堆的燃料包壳和结构材料，提高锆合金耐腐蚀性能可以加深燃耗、延长换料周期和提高核电的经济性。本文以商用的Zr-4合金为原材料，采用不同的β相水淬速率（100℃/s和500℃/s）和退火参数（480―600℃/2―200h）制备样品，用静态高压釜在360℃/18.6MPa/去离子水、0.01M LiOH和0.04M LiOH三种水化学条件下进行腐蚀试验，并间断性停釜以称取样品的腐蚀增重。用高分辨透射电子显微镜观察样品腐蚀前的显微组织，用高分辨扫描电子显微镜观察氧化膜的形貌，原子探针层析（APT）技术和波谱仪分析α-Zr中合金元素的固溶含量，研究β相水淬和退火处理对Zr-4合金耐腐蚀性能的影响，主要结果和结论如下：1. β相水淬速率和退火参数对Zr-4合金显微组织的影响规律如下：（1）β相水淬速率对Zr-4样品的晶粒宽度影响较大，500℃/s-β-WQ样品以小板条晶粒为主，同时存在残余β-Zr组织。而100℃/s-β-WQ样品的板条晶宽度明显变宽，经480―600℃/2―200h退火处理后，板条宽度没有明显变化。（2）500℃/s-β-WQ样品中几乎没有Zr（FeCr）₂第二相，而100℃/s-β-WQ样品经过480―600℃/2―200h退火处理后Zr（FeCr）₂第二相随着退火温度和时间的延长而有所长大。（3）500℃/s-β-WQ样品中绝大部分的Fe和Cr过饱和固溶在α-Zr基体中，100℃/s-β-WQ样品α-Zr基体中Fe和Cr也过饱和固溶，但远低于500℃/s-β-WQ样品中的固溶含量。100℃/s-β-WQ样品经过480―600℃/2―200h退火处理后，Fe和Cr在α-Zr基体中的固溶含量是随退火温度的升高和退火时间的延长而降低。2.热处理对Zr-4合金在上述三种水化学条件下耐腐蚀性能的影响规律是不同的：（1）在去离子水中腐蚀时，不同热处理样品之间耐腐蚀性能差别不大；（2）在0.01M LiOH水溶液中腐蚀时，β相水淬快冷样品的耐腐蚀性能最差，其余样品的耐腐蚀性能差别不大；（3）在0.04M LiOH水溶液中腐蚀时，热处理对Zr-4合金的耐腐蚀性能有显著影响：β相水淬快冷样品的耐腐蚀性能最差，β相水淬慢冷样品的耐腐蚀性能最好，β相水淬慢冷后随退火温度的升高样品的耐腐蚀性能明显变差。以上结果说明Zr-4合金的耐腐蚀性能对显微组织的敏感程度随LiOH浓度的增加而增大。3.相比较而言，β相水淬快冷样品在3种水化学条件下的耐腐蚀性能都是最差的，β相水淬快冷样品中有残余的β-Zr且Fe和Cr几乎全部过饱和固溶在α-Zr中，这说明残余β-Zr的存在及过高的Fe和Cr固溶含量对Zr-4合金的耐腐蚀性能是有害的，并随LiOH浓度的增加而增大。4.在3种水化学条件下耐腐蚀性能最好的样品分别是100℃/s-β-WQ+540℃/200h、100℃/s-β-WQ+600℃/2h和100℃/s-β-WQ样品，说明随LiOH浓度的增加，需要α-Zr中固溶更高的Fe和Cr含量才能减小LiOH浓度增加引起的腐蚀加速作用。5.在3种不同LiOH浓度下腐蚀生成的氧化膜形貌差异比较大：（1）在去离子水中腐蚀时，不同热处理Zr-4样品氧化膜外表面平整，主要由纳米大小的等轴晶组成；（2）在含LiOH水溶液中腐蚀时，在平整的等轴ZrO₂之间会长出几百纳米长的ZrO₂晶须，随腐蚀时间延长发生粗化并连成片；（3）从氧化膜断口形貌上看随LiOH浓度的增加，氧化膜断口ZrO₂晶粒以等轴晶为主，说明LiOH加速了氧化膜显微组织的演化过程，从而降低耐腐蚀性能。