托卡马克聚变堆面对等离子体第一壁材料在服役期间会受到边界局域模、等离子体垂直位移及等离子体破裂等不稳定性事件带来的极短时间(0.1～300ms)、极高能量(0.5～600MJ/m2)的瞬态高热负荷冲击和疲劳[1],其中尤其以高频率(＞1HZ,～106)的边界局域模(～1MJ/m2, 0.1～0.5ms)的损伤最为严重,对于未来将可能普遍用于聚变堆的金属钨基面对等离子体材料来说,其表面将产生严重的塑性变形甚至裂纹开裂等现象[2].相关研究表明,这种宏观开裂行为并非由等离子体与材料的微观原子分子物理过程造成,而与材料内部的宏观热应力分布相关[3].本文基于弹-塑性理论简化模型,分析了其热应力分布,并采用有限元ANSYS软件模拟了钨在0-800MW/m2,5ms脉冲下的热应力分布并分析了其开裂行为,讨论了其开裂阈值及基体初始温度的影响；同时,在核工业西南物理研究院电子束高热负荷模拟平台EMS60上,对几种不同类型的钨(中南钨业烧结商用钨、安泰轧制EAST钨、北科大烧结细晶钨及烧结轧制合金钨等)进行了相关参数的热冲击行为测试,分析了其开裂行为及阈值,并与ANSYS模拟应力分析结果进行了对比和讨论.