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锆合金是核反应堆中一种重要的核结构材料。其作为核燃料包壳材料被使用时，材料腐蚀和吸氢是堆内运行中面临的两个重要问题，关系着核燃料元件的使用寿命及核电站的安全可靠性。随着锆合金向着高燃耗方向发展，如何提高包壳材料的抗腐蚀性能一直是核材料工作者关注的重要问题。本论文主要以一种Zr-Sn-Nb-Fe合金（名义成分为Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe）为研究对象，选取该合金在热挤压及随后冷轧过程中的样品，研究了在不同工艺条件下，热处理制度对该Zr-Sn-Nb-Fe合金再结晶退火处理的影响，分析了加工工艺对合金微观组织变化及其第二相大小分布的影响，并对不同工艺下的合金样品在360℃/18.6MPa，0.03mol/L LiOH溶液中进行了高压釜腐蚀性能测试。实验通过光学显微镜（OM）、扫描电镜（SEM）和EDS能谱对样品分析表明：本研究用的Zr-Sn-Nb-Fe合金应采用600℃的低温挤压加工工艺；对挤压管坯、一次冷轧管坯的中间退火温度均可选取600℃/2h，对二次冷轧管坯选取580℃/2h或590℃/2h。由于锆合金的退火温度范围窄，在每道次退火处理后应严格控制合金退火后组织的再结晶体积分数。在600℃的退火温度下，延长保温时间对该Zr-Sn-Nb-Fe合金再结晶程度影响不大；在600℃挤压时，二次冷轧管坯的第二相尺寸最小，并呈均匀弥散分布，且小于100nm的第二相约占55.1%；在整个管坯制备过程（热挤压→一次冷轧→二次冷轧）中，随着各道次变形退火处理，小于100nm的第二相尺寸百分含量逐渐提高（12.7%→25.9%→55.1%），第二相粒子由藕节状逐渐演变为圆形颗粒。600℃、620℃及640℃挤压下二次冷轧管坯的第二相中均含有Zr、Nb、Fe三种元素，三种工艺条件对Nb/Fe比值没有明显影响，这种第二相粒子是具有密排六方结构的Zr（Nb,Fe）2相。其次通过高压釜腐蚀实验研究了锆合金的腐蚀性能。实验结果表明：600℃低温挤压的这种Zr-Sn-Nb-Fe合金二次冷轧管坯的抗腐蚀性能优于620℃和640℃挤压的二次冷轧管坯。腐蚀至210天时，600℃挤压的二次冷轧管坯增重比其它两种工艺条件增重可下降10%。同Zr-4合金相比，Nb元素的加入可以改善该锆合金在360℃/0.03mol/L的LiOH溶液中的抗腐蚀性能。综合以上实验：对于Zr-Sn-Nb系的该种Zr-Sn-Nb-Fe锆合金，比较3种加工工艺，600℃挤压下的二次冷轧管坯抗腐蚀性能最好。这主要是由于在共析温度下600℃挤压时，β-Zr得到了充分分解，经两道次冷轧和两次中间退火（600℃/2h、600℃/2h）及最终退火后析出的第二相更细小，第二相体积分数比例也最小，改善了合金的抗腐蚀性能。本实验的特点是在工业规模条件下进行的，对制定该合金的工业生产工艺具有指导意义。