锆合金具有热中子吸收截面小,良好的力学性能和耐腐蚀性能,广泛应用于核反应堆中燃料元件的包壳,它的耐水侧腐蚀性能是影响燃料元件使用寿命的主要因素。合金化是提高锆合金耐腐蚀性能的重要方式,但锆合金中合金元素众多,相互之间作用错综复杂,很难清晰合金元素间以及合金元素与水化学条件的作用机制。本工作以高纯锆为基材,配制Zr-x Cu-y Cr（（x,y）=（0.3,0.2）、（0.3,0.5）、（0.3,1.0）、（1.0,0.0）、（1.0,0.2）、（1.0,0.5）、（0.0,1.0）,wt.%）)合金,归一化加工及600 ^℃/5 h最终退火处理制备样品。利用静态高压釜腐蚀实验研究了Zr-Cu-Cr系列合金在400 ^℃/10.3 MPa过热蒸汽和360 ^℃/18.6 MPa/0.01 M LiOH水溶液中的腐蚀行为。利用SEM、EBSD和HRTEM表征合金基体和氧化膜的显微组织,研究了Cu、Cr对锆合金显微组织和耐腐蚀性能的影响规律,探究其腐蚀机理,为锆合金的实际应用及开发新型锆合金提供实验及理论依据。主要研究结果如下:对于Zr-Cu-Cr合金,添加1.0 wt.%Cu时,可细化合金再结晶晶粒,添加1.0wt.%Cr时,合金中出现40μm以上的异常长大晶粒。Zr-Cu-Cr合金中主要存在100 nm以上的Zr₂Cu相和80 nm以下的Zr Cr₂相,Zr₂Cu相随Cu含量的增加而增多,Zr Cr₂相随Cr含量的增加尺寸变化不明显,但数量及分布条带密度增加。Cu元素和杂质Fe元素倾向于偏聚在Zr Cr₂相中。Zr-Cu-Cr系列合金在400 ^℃/10.3 MPa过热蒸汽中的腐蚀行为表明,当Cu、Cr总含量低于0.8 wt.%时,合金的耐腐蚀性能较差,当Cu、Cr总含量达到1.0wt.%时,合金的耐腐蚀性能较优。添加1.0 wt.%Cr比1.0 wt.%Cu在提高锆合金耐腐蚀性能上具有更好的效果。这主要与第二相以及再结晶晶粒有关。Zr-Cu-Cr系列合金在360 ^℃/18.6 MPa/0.01 M LiOH水溶液中表现出与400^℃/10.3 MPa过热蒸汽中不同的腐蚀规律,总体上耐腐蚀性能较差,过早发生腐蚀转折,这主要与Zr₂Cu相的氧化产物与Li⁺或OH^-的反应有关。Zr-0.3Cu-0.2Cr合金的耐腐蚀性能相对较好,这是因为在Zr-0.3Cu-0.2Cr合金中第二相数量较少,氧化时产生较少的缺陷稳定了Zr O过渡层。而增加Cu、Cr含量,合金的耐腐蚀性能变差,这是因为合金中第二相增多,容易出现Zr₂Cu相与Zr Cr₂相的重叠或聚集,这两种第二相的氧化会相互促进,进一步加速腐蚀。