Combinando las ventajas de un método químico húmedo y la sinterización por plasma de chispa, se prepararon materiales dopados con carburo W-1wt%TiC y W-1wt%ZrC. Se investigó la evolución microestructural en W-1wt%TiC y W-1wt%ZrC bajo irradiación de 5 keV He+ a 600 grados C con fluencias de hasta 5.0 x 1021 iones/m2 y un flujo de iones de aproximadamente 8.8 x 1017 iones/m2s mediante microscopía electrónica de transmisión (TEM). La densidad de número de bucles de dislocación de W-1wt%TiC fue mayor que la de W-1wt%ZrC, pero el tamaño promedio de los bucles de W-1wt%TiC fue en promedio más pequeño. No se observaron burbujas de helio en W-1wt%TiC y W-1wt%ZrC, mostrando una mayor resistencia a la radiación frente a He+ en comparación con el W puro. Las muestras de W-1wt%TiC y W-1wt%ZrC pre-dañadas y no dañadas por He+ fueron irradiadas con 5 keV D2+ para estimar la retención de D en materiales de W dopados. El impacto del daño por irradiación de He+ en la retención de deuterio se examinó mediante un método de espectroscopía de desorción térmica (TDS). En comparación con las muestras no dañadas, se ilustró que la retención de D2 de W-1wt%TiC y W-1wt%ZrC aumentó después de la pre-irradiación con He+.