锆合金在高温高压水中具有较好的耐腐蚀性能,以及具有足够的高温强度等特点,是当前水冷核反应堆唯一采用的燃料元件包壳材料。锆合金不仅要满足正常工况下的耐腐蚀性能要求,还需要在事故工况下表现出优异的性能。LOCA（loss of coolant accident）是指核反应堆运行过程中发生的失水事故,核燃料包壳锆合金在失水事故下发生的高温蒸汽氧化、淬火脆性等行为称为LOCA行为。研究锆合金在高温蒸汽中的氧化行为有助于了解其在事故工况下的具体氧化机理,为研发在事故工况下保持良好性能的包壳材料提供理论依据。采用非自耗电弧炉熔炼制备Zr-1Nb-xM（M=Cu/Bi/Ge,x=0.05/0.2;M=Si,x=150ppm,wt.%,下同）共8种锆合金。采用静态高压釜腐蚀试验研究了这8种合金在模拟正常工况下360℃/18.6 MPa去离子水和400℃/10.3 MPa过热蒸汽中的腐蚀行为,采用配备有100%注水组件的热重分析仪器进行800～1200℃共5个温度的高温蒸汽（相对湿度Relative humidity,RH=70%）氧化试验,研究8种合金在模拟LOCA工况下的氧化行为。用配置了INCA能谱仪（EDS）的JEM-2010F型场发射透射电子显微镜（TEM）和JSM-6700F场发射扫描电镜（SEM）观察分析氧化前合金中第二相的形貌、尺寸与成分;采用带有INCA能谱仪（EDS）的JSM-7500F型HRSEM和光学显微镜（OM）观察氧化后样品横截面的显微组织形貌。得到的主要结果和结论如下:（1）Zr-1Nb-xM合金中的第二相均存在β-Zr,当Cu含量增加到0.2%时会析出Zr₂Cu第二相,添加150 ppm Si时还会析出Zr（Fe,Cr,Nb）₂和Zr₄Si第二相,而添加其他合金元素时没有发现析出别的第二相。添加0.2%Cu或150 ppm Si会改变合金中第二相的尺寸分布;添加0.2%Bi会减小合金中第二相的平均尺寸,而添加0.2%Ge则会增大合金中第二相的平均尺寸。（2）在360℃/18.6 MPa去离子水和400℃/10.3 MPa过热蒸汽条件下,添加不同含量的合金元素对Zr-1Nb的耐腐蚀性能影响不同。其中,在去离子水环境中,添加0.2%Bi后的合金耐腐蚀性能最好,而添加0.2%Ge后的合金耐腐蚀性能最差;在过热蒸汽环境中,添加0.2%Cu、0.2%Bi、150 ppm Si的合金耐腐蚀性能接近,都属于最好系列,而添加0.2%Ge后的合金耐腐蚀性能最差。本文采用的热加工工艺会产生大量的β-Zr,这会恶化Zr-1Nb-xM合金在2种水化学条件下的耐腐蚀性能。（3）在800～1200℃高温蒸汽氧化时,不同成分的Zr-1Nb-xM合金抗高温蒸汽氧化性能不同。添加Cu、Bi元素后的合金在5个温度内的抗高温蒸汽氧化性能都不及Zr-1Nb合金,且在900～1200℃氧化时合金元素含量越高,合金的抗高温蒸汽氧化性能越差;800～900℃氧化时,添加Ge不利于Zr-1Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能,但高于1000℃氧化时,添加适量Ge可以改善Zr-1Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能,且温度越高时,改善作用越明显;而添加150 ppm Si后的合金在5个温度内都可明显改善Zr-1Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能。（4）在800～1200℃高温蒸汽氧化时,随着氧化温度升高,氧化后合金的截面组织演化过程如下:等轴晶→ZrO₂层+α-Zr（O）层+原β-Zr层→ZrO₂层+原β-Zr层→ZrO₂层+α-Zr（O）层。在800～1000℃氧化时,随温度升高,α-Zr（O）层占比逐渐减少,原β-Zr层占比逐渐增多;在1100℃,主要是ZrO₂层+原β-Zr层,α-Zr（O）层消失;在1200℃,ZrO₂层和α-Zr（O）层占比约50%,原β-Zr层消失。（5）随着氧化温度升高,α-Zr（O）层和原β-Zr层硬度均逐渐增大,这与升高温度加速氧的扩散导致合金中固溶更多的氧有关。Zr-1Nb-150 ppm Si和Zr-1Nb-0.05Ge合金的抗高温蒸汽氧化性能分别处于最好与最差行列是因为添加150 ppm Si能抑制Zr-1Nb合金在高温蒸汽氧化时合金内部的氧扩散;而添加0.05%Ge却能促进Zr-1Nb合金在高温蒸汽氧化时合金内部的氧扩散。