核电设备不仅需要在高温、高压和冷却介质的腐蚀环境中运行,部分关键部件还会承受中子辐照带来的辐照损伤。提高核电结构材料的高温力学性能、抗腐蚀性能和抗辐照损伤性能是确保核电设备安全运行的重要手段之一。核电设备所包含的大型构件在制造过程中必然会用到焊接技术,而焊缝是其最薄弱的部位,因此焊接接头辐照损伤的研究对核电设备制造工艺的改进和提高核电设备安全性具有重要的指导意义。核电设备中除少数特殊构件外,广泛的采用奥氏体不锈钢作为结构材料。多年来,国内外学者对奥氏体不锈钢辐照损伤的研究颇多,但对其焊接接头辐照损伤的研究较少。本文采用全自动TIG焊对316L奥氏体不锈钢进行焊接,结合XRD、TEM、SEM等多种表征手段对辐照后焊接接头的微观结构和表面形貌进行了表征,探究了焊接热输入和He⁺辐照剂量对316L不锈钢焊接接头微观结构演变和表面形貌的影响规律及变化机制;利用全自动显微硬度计对辐照前后的焊接接头的表面硬度进行了表征,结合辐照硬化理论探讨了焊接热输入和辐照剂量对焊接接头辐照硬化增量的影响规律及影响机理。研究发现,试样经2×10¹⁷ n/cm²的He⁺辐照后,表面均产生了小尺寸浮凸和少量的正四面体孔洞,其尺寸大约为0.2⁰.6μm。表面小浮凸是由He-V团聚集所形成,四面体孔洞则是由层错四面体（SFT）和空位型缺陷团聚集所形成。热输入只对辐照后的焊接接头表面孔洞和浮凸的尺寸和密度有微弱的影响,焊接热输入减小导致的残余拉应力增大会促进辐照产生的间隙原子的聚集,则位错环尺寸和密度会随着焊接热输入的减小而增大（随着热输入减小,三组样品的位错环平均尺寸分别为7.64108 nm、11.82726 nm、13.20321 nm）,使得空位型缺陷和He-V团能聚集形成更大尺寸和密度的浮凸和四面体孔洞。不同剂量辐照后的焊接接头测试结果显示,随着辐照剂量的增大,辐照层He⁺浓度和缺陷尺寸及密度的增大,使得焊缝表面从平整光洁的表面开始出现小尺寸浮凸和孔洞,经1×10¹88 n/cm²的He⁺辐照后的焊缝表面形成了密集的大尺寸氦泡和少量的孔洞,部分气泡还出现了破裂以致表面剥落。热影响区未出现气泡,而是从晶界开始萌生裂纹使整个晶粒表面出现剥落。这主要是由于焊缝的界面（晶界和亚晶界）密度要远高于热影响区,促进了氦泡在界面处的聚集。TEM的表征结果还表明随着剂量的升高,位错环尺寸和密度以及氦泡的尺寸和密度也随之升高,在高剂量下还出现了大尺寸SFT和位错缠结等缺陷。显微硬度表征结果显示,辐照后焊接接头的辐照硬化增量随着焊接热输入的较小而增大,根据辐照硬化理论和位错通道效应发现这是由于残余拉应力引起位错环尺寸和密度增加以及晶粒得到细化所致。接头表面的硬度还会随着辐照剂量的升高而升高,是辐照剂量升高引起的位错环及氦泡的尺寸和密度增大所导致。