核电作为一种清洁、高效的发电方式，已成为满足国家电力需求、优化能源结构、保障能源安全和促进经济持续发展的重大战略举措。同时，也是减少环境污染、实现经济和生态发展的有效途径。近几年来，我国核电发展很快，在役核电机组继续保持安全稳定运行，实现年累计发电量同比增长6.6%。然而，核能的开发利用在带来巨大社会经济效益的同时，也带来了不少的安全问题，继福岛核电站事故以后，我国对核电安全问题予以了高度重视。如何处置高放废物已经成为核能利用迫切需要解决的重要课题，也是关系到核能可持续发展的关键因素。

世界上公认的最合理的放射性废物处置方法是将放射性废物进行固化处理，然后再对得到的放射性废物固化体进行地质处置，把高放废物与人类生存环境进行长期、可靠地隔离，最大程度地减少或者消除高放废物对自然界以及人类造成的影响。高放废物储置罐是高放废物固化处理之后的专用容器。高放废物玻璃固化是发展较早、技术较为成熟，且已经得到30多年实际工程应用的处理方法。在法国、英国、美国、日本等发达国家已被广泛采用，我国目前尚处在实验研究阶段，储置罐选用材料为310S奥氏体不锈钢。在实际焊接罐体时，发现焊接热影响区粗晶区（CGHAZ）的晶粒粗化严重。导致奥氏体不锈钢CGHAZ的冲击韧性的下降，裂纹扩展功的减少以及脆性转折温度的提高，尤其当晶粒出现大小不均匀的情况时，还会造成应力集中，及其容易产生脆性断裂，从而限制了奥氏体不锈钢的使用和适用范围。目前，在实际工业应用中，抑制焊接热影响区晶粒长大的方法有三种。第一种是调整焊接工艺，即通过减小焊接电流以及加快焊接速度的方法降低焊接热影响区的晶粒尺寸，但这种方法会大大降低焊接质量和焊接效率。第二种是相变，即通过热处理，使得焊接热影响区的相发生相变，转变成晶粒尺寸比较小的相。由于310S奥氏体不锈钢从室温到固相线都为全奥氏体组织，不会发生相变，因此不能通过相变的方法调节组织。第三种是在母材的基础上，加入某些合金化元素，使得界面处析出第二相质点、微细颗粒等，可起到钉扎晶界的作用。从而阻碍晶界迁移。这种方法适用性强，抑制作用明显。310S奥氏体不锈钢是一种高铬镍的全奥氏体不锈钢，其中含有25%的Cr和高达20%的Ni，能够保持较好的耐腐蚀性和力学性能，因此，我国实验研究阶段试制的高放废物储置罐主要采用310S奥氏体不锈钢。目前310S钢的主要牌号有国内宝钢集团和太钢集团的06Cr25Ni20,美国ASTM标准和UNS标准的牌号分别为310S和S31008，韩国KS标准中牌号为STS310S，欧盟BSEM标准牌号为1.4845，澳大利亚AS标准牌号为310S。

随着我国核电事业的发展，高放废物的处理问题成为重大的难题，而高放废物储置罐的深地质处置成为目前解决高放废物问题的好方法。因此探索改善310S焊接热影响区晶粒粗大的问题成为目前亟待解决的问题。