镍基合金，奥氏体不锈钢等因具有良好的综合性能，是制备核电站重要部件的关键材料。但两种材料在压水堆核电站高温高压水环境中存在应力腐蚀开裂（SCC）敏感性。腐蚀是SCC发生的要素之一，而材料表面状态对腐蚀具有重要影响。选取电解抛光及空化水射流冲击两种表面处理方法，研究了其对镍基600合金在高温高压水环境腐蚀与SCC敏感性的影响。结果表明：（1）电解抛光处理造成600合金试样表面富Cr，使得表面在高温高压水环境中形成保护性较好的富Cr腐蚀产物膜，具有较低的腐蚀速率，且未发生明显的晶界腐蚀，降低了材料的SCC敏感性；（2）对空化水射流冲击表面处理的600合金试样，通过去应力热处理及表面悬浮液抛光两种方法，分别去除处理过程引入的表面残余压应力和表面超细晶层，获得了只有表面残余压应力（无超细晶层）及只有表面超细晶层（无残余压应力）的两种表面状态，研究了表面残余压应力及表面超细晶层对高温高压水环境腐蚀与SCC敏感性的影响，证实了表面处理引入的残余压应力是缓解SCC的主导因素。