지금 까지 는 기존 지르코늄 합금 의 표면 을 Cr , Cr - Al , FeCrAl 등 내부 식성 을 가진 물질 로 코팅 하 거나 완전히 새로운 재료 인 SiC , Mo , FeCrAl 등 으로 지르코늄 합금 을 대신 할 사고 저항성 핵연료 피 복관 의 후보 물질 로 연구 개발 이 이루어지 고 있 다 . 이 들 중 완전히 새로운 재료 로 기존 지르코늄 을 대체 하 려는 시도 는 상용 원자로 에 당장 적용 하 기 어려운 면 이 있 다 . 우선 SiC 는 정상 운전 조건 의 수 화학 조건 에서 용해 되 는 거동 이 발견 되 었 으며 , 세라믹 물질 로서 가공 및 용접 이 어렵 다 . Mo 과 FeCrAl 은 중성자 흡수 단면적 이 높 아 현재 상용 원자로 수준 의 중성자 경제 성 을 유지 하 려면 기존 피 복관 의 절반 가까운 두께 로 제작 되 어야 하 며 , 이 는 기술 적 난이도 가 매우 높 을 뿐 만 아니 라 기계 적 강도 에서 도 손해 를 본다 . FeCrAl 의 경우 추가 적 으로 삼중수소 에 대한 투과성 이 높 아 실제 원자로 에 적용 되 었 을 경우 방사성 삼 중수소 가 계통 내 로 유입 되 어 방사선 준위 를 높이 게 된다는 문제점 도 있 다 .