张伟伟，雷玉成，刘丹，李鑫

（江苏大学，江苏 镇江 212013）

核能作为一种低碳、清洁环保、高效、可持续发展的新能源[1]，在全球能源转型中发挥着越来越重要的作用，已成为未来清洁能源中不可或缺的重要组成部分。在反应堆中，结构材料常年承受中子辐照，这对结构材料提出了更严格的要求。核反应堆创始人费米就指出核技术成功的关键取决于反应堆内强辐照环境下材料的行为。核电结构材料在高温、强辐射与强腐蚀等极端条件下服役[2]，研究反应堆结构材料的中子辐照损伤，对于核电的发展具有十分重要的作用。

离子辐照和中子辐照具有一定的相似性[3]，与中子辐照相比，离子辐照因其时间短、辐照参数方便调整等特点被广泛用于材料辐照损伤的研究[4]。采用离子辐照模拟中子辐照是研究辐照损伤的一种重要手段。离子辐照研究主要包括离子辐照导致微观结构变化[5—6]以及辐照损伤引起的辐照硬化[6—7]、辐照肿胀及辐照偏析[8]等。316L 奥氏体不锈钢因其强度高、塑韧性好及耐腐蚀性能优良，在核电中被广泛使用[9]。对于316L 不锈钢离子辐照损伤已经进行了大量研究，但是对316L 不锈钢焊缝金属却研究较少。钨极氩弧焊（Tungsten inert gas welding，TIG）作为工业常用加工方法之一[10—12]，在核电中也被广泛使用，而焊缝作为核电结构的薄弱部位，有必要研究316L 不锈钢焊缝金属的辐照效应。

基于国内外有关离子辐照下材料行为的研究现状，文中拟分别采用不同剂量的氦离子（He+）和氘离子（D+）辐照316L 不锈钢TIG 焊焊缝金属，研究氦离子与氘离子辐照对焊缝金属晶体结构及力学性能的影响。……