为减少钨合金在核聚变应用的损失，延长其在高温氧化环境下的使用寿命。自钝化钨合金及其表面保护技术的发展已引起广泛关注。Gavila等研究人员研究了钨装甲PFC在HHF下的性能，以评估选择用全钨分流启动ITER运行在热流为10和20 MW.m-2的情况下，对钨装甲进行了100-5000次的循环热疲劳试验，在FE200试验中，在热流为10 MW.m-2循环5000次的情况下，表面形态的变化并不明显。
然而，当热疲劳试验为20 MW.m-2，循环次数超过100次时，钨合金盔甲的表面损伤非常严重，表面粗糙度很高，观察到严重的表面熔化和宏观裂纹。热疲劳试验后，厚度为7.5毫米的装甲的表面损伤更为严重。在ITER转换器测试设备（IDTF）中，钨装甲在测试过程中没有融化。在数十次高热流循环冲击（20 MW.m-2）下，钨装甲表面观察到自铸层，这是由于加热水箱连接处的一些不可控缺陷造成的。其中，试验设施和装甲厚度是造成这一结果的主要原因。
此外，Li等研究人员研究了HHF疲劳试验下钨块表面深裂纹的形成机制。该团队使用用于高温下高脉冲实验的ITER-W整体模型，它由7个符合ITER要求的钨块组成，并通过CuCrZr合金冷却管串联。该有限元模型的几何形状采用了ITER分流器的目标设计，整个三维模型由大约19000个二级砖元素组成。研究表明，在20 MW.m-2的循环载荷下，钨装甲的表面会发生再结晶。这将降低钨在加热过程中的屈服应力，增加其脆性并导致低循环疲劳破坏。最在加热和冷却过程中，裂纹会在应力集中区生长。
在核聚变的高热流循环疲劳的影响下，钨的表面温度迅速上升，导致熔化和再结晶。沿轴向观察到高的表面粗糙度和宏观裂纹。此外，在钨块的应力集中区域也观察到垂直裂纹，这是由于在加热过程中屈服应力的降低和脆性的增加。这导致了W表面的快速氧化，形成挥发性和高放射性的WO3。而当冷却剂损失事故（loss of coolant accident, LOCA）发生时，空气将进入真空室。各种研究表明，合金化可以大大改善钨盔甲的抗氧化性，这将为ITER提供一个安全优势。因此，许多研究人员看好开发自钝化的钨合金。
参考资料: Fu T, Cui K, Zhang Y, et al. Oxidation protection of tungsten alloys for nuclear fusion applications: A comprehensive review[J]. Journal of Alloys and Compounds, 2021, 884: 161057.
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