在真空度1×10-2~1×10-3 Pa的真空炉内进行。有保护涂层或包皮完整的厚尺寸工件才允许在大气中快速热处理。锆锡合金管棒的中间退火温度约700℃，再结晶大约始于500℃，于600℃时晶粒明显变粗。成品管材的消除应力退火为450~500℃，成品管材的再结晶退火为530~600℃。

把锆锡合金的最后一次中间退火改为加热到β相或α相高温区急冷，再经最终冷加工和成品热处理得到的成品管材，抗腐蚀性能更优，其原因可能是成品管金相组织中的第二相细小弥散分布，并且增加了合金元素在α-Zr基体中的固溶含量。反应堆的运行情况表明，进行过上述热处理的锆锡合金管，作为核燃料元件的包壳管，可以缓和燃料包壳在反应堆运行中产生疖状腐蚀的性状。但是，因为管子淬火炉制造的困难和管子淬火后表面清洁处理的困难，半成品管子淬火在工业上不易实施，所以生产者往往只在锻后或挤压前，把块状坯料进行β相或α相高温区加热急冷处理，虽然这样处理的效果稍差，但仍可优化耐腐蚀性能。

锆铌合金是热处理强化合金，进行淬火-冷加工时效处理也可提高耐腐蚀性能。

产品性能检验 核用管棒材出厂前要考核化学成分、腐蚀性能、力学性能、表面质量、氢化物取向、金相组织、尺寸偏差、无损探伤等项指标，保证管棒材的化学成分、腐蚀性能的指标都相同，力学性能指标相近。锆材的热中子俘截面很小，是优良的核物理特性之一，由材质的化学成分予以保证。锆锡合金管棒的热中子俘截面不大于0.24b，纯锆管棒的不大于0.18b。此外，抗辐照生长的能力较优，是锆材的又一核物理特性，它除了与反应堆工况有关之外，还与锆材的冷加工量及晶体织构有关。

锆锡合金管棒出厂前应取样，在400℃、10.3MPa水蒸气中进行3天或14天的腐蚀试验，并测出3天的增重应小于22mg/dm2，14天增重应小于38mg/dm2，表面生成黑亮色的保护膜。出厂的再结晶态锆锡合金管材的力学性能是:室温强度极限≥413MPa，屈服强度≥241MPa，延伸率≥20%，高温强度及消除应力态管材的力学性能指标则由供需方协商规定。锆铌合金管棒虽比锆锡合金管棒的腐蚀增重量略大一些，而强度则较高些，也是压水型核反应堆使用的理想材料。

试验得知，锆及锆锡合金、锆铌合金在腐蚀试验之后的样品增重量通常可用经验式来描述:Δm=Ktn，或lgΔm=K+nlgt，式中的Δm表示增重(mg/dm2);t表示实验时间，K和n为特定系数。