Assessment of SiC Cladding Ductility in Comparison with the Allowable Embrittlement Limit of Steam-Oxidized Zirconium Alloy Cladding = 증기 산화된 지르코늄 합금 피복관의 허용 취화 한계와의 비교를 통한 SiC 피복관 연성 평가

국문 초록 (Abstract)

관형 SiCf/SiC 세라믹 기지 복합재 (CMC) 및 다층 SiC 기반 재료는, 특히 사고 조건 하에서 기존 지르코늄 기반 합금의 한계를 극복할 수 있는 장기적 핵연료 피복관 후보로 주목받고 있다. 그러나 이들 재료는 통계적인 기계적 거동, 제한 적인 의사연성(Pseudo-ductility), 그리고 고유한 취성이라는 문제로 인해 최적화된 피복관 설계로의 추가적인 진전이 저해되어 왔다. 본 연구에서는 증기 산화된 지르코늄 기반 합금 피복관에 대해 설정된 허용 최화 한계와 비교하여 SiC 기반 피복관의 의사연성을 평가하였다.
사고 관력 조건에서의 비교 기계적 거동을 관찰하기 위해, 내층 단일체(monolith) SiC, 중간층 SiCf/SiC 복합재, 외층환경장코팅(Environmental Barrier Coating, EBC)으로 구성된 수령 상태(as-received)의 트리플렉스(triplex) 피복관에 대해, 미국 원자력규제위원회(U.S. NRC)의 급랭 후 연성(Post-Quench Ductility, PQD) 평가 절차를 준수하여 135 ± 3 oC에서 링 압축 시험(Ring Compression Test, RCT)을 수행하였다. 이후 트리플렉스 SiC의 의사연성은 증기 산화된 Zr-1.1Nb 합금 피복관의 잔존 연성과의 직접적인 정성 및 정량 비교를 통해 평가되었다. 비교 평가를 위해 시편 길이 8 mm와 13mm를 선정하였는데, 8 mm는 지르코늄 기반 합금 피복관에 대한 규제 시험 요구사항을 만족하는 길이이며, 13 mm는 연속 섬유 강화 SiCf/SiC 복합층을 통해 게이지 길이 증가가 인성에 미치는 영향을 조사하기 위해 선택되었다.
비교의 일관성을 확보하기 위해, 두 재료의 일부 시편은 동일한 모사 냉각재 상실 사고(Loss of Coolant Accident, LOCA) 조건 및 열중량 분석기 (Thermogravimetric Analyzer, TGA) 조건 하에서 고온 증기 산화에 도출되었다. 트리플렉스 SiC는 노출 시간에 관계없이 산화 중 질량 변화가 거의 관찰되지 않은 반면, Zr-1.1Nb 합금은 지속적이 질량 증가를 보였다. 산화 및 급랭 후 135 ± 3 oC에서 수행한 RCT 결과, 트리플렉스 SiC에서는 점진적인 응력 감소가 관찰되었으며, 이는 지속적인 의사연성 변형과 냉각 가능한 형상 유지 능력을 시사한다. 증기 산화는 SiC 기반 피복관의 기계적성능에 미미한 열화를 유발한 반면, 지르코늄 기반 합금에서는 현저한 연성 손실이 관찰되었다. 다만, 트리플렉스 SiC 역시 LOCA 조건에서 3시간의 고온 증기 노출 후에는 의사연성이 상당히 감소하는 경향을 보였다.
정성적 거동을 정량적 지표로 전환하기 위해, 최대 응력에서의 변형률뿐만 아니라 최대 응력의 0.8배 지점(피크 이후 위치)에서의 변형률과 인성을 사용하여 비교 연성을 정량화 하였다. 그 결과, 수령 상태 및 산화된 트리플렉스 SiC 시편의 의사연성은 심하게 산화된 Zr-1.1Nb 합금 피복관의 잔존 연성과 유사한 수준임을 확인하였다. 가장 높은 의사연성 거동은 13 mm 트리플렉스 SiC시편에서 관찰되었으며, 이는 규제 기준상 허용 가능한 연성을 유지하기 위한 산화 한계가 17% CP-ECR 임에도 불구하고, 20% CP-ECR을 초과하여 산화된 Zr-1.1Nb 합금의 잔존 연성과 유사한 수준이었다. 취약고리(Weakest-link) 개념에 따르면, 실제 전장(full-length) 피복관에서는 소형 시편에서 관찰된 것보다 겉보기 취성이 더욱 두드러질 수 있다. 트리플렉스 SiC 피복관의 경우, 이러한 효과는 뚜렷한 구조적 이질성한 층간 상호작용에 의해 더욱 증폭된다. 따라서 트리플렉스 SiC에서 관찰된 의사연성 범위는, 변형 메커니즘은 다르지만, 이미 연료봉 적용 관점에서 구조적으로 최성으로 간주되는 산화된 지르코늄 기반 합금 피복관의 수준에 해당한다.
재료 간 상이한 파손 거동을 규명하기 위해 추가적인 정성 분석을 수행하였다. 심하게 산화된 Zr-1.1Nb에서는 균열이 발생하자마자 두께 및 길이 전체로 직접 전파되며, 30% 이상의 급격한 응력 저하가 동반되는 반면, 트리플렉스 SiC에서는 RCT 하에서 비결정적 균열 개시와 다단계 전파 메커니즘이 관찰되었다. 균열은 내층 단일체 SiC 및 EBC를 포함한 취성 단일체 층에서 개시되어 길이 방향 전체로 전파되었으며, 최대 응력에 도달하기 이전 초기 단계에서 국부적인 응력 저하를 동반하였다. 이는 트리플렉스 SiC의 구조적 열화가 주로 취성 구성 요소의 존재에서 기인하며, 궁극적으로 기밀성(gas tightness)을 저해함을 의미한다. 최대 응력 도달 이후에는 EBC 층에서 복합재 층으로 방사형 균열이 확장되면서 국부적인 응력 저하가 관찰되었다. 세 번째 단계에서는 복합재 층 내부에서 분기된 균열들이 거의 방사형 형태로 점진적으로 재결합하며, 트리플렉스 SiC의 구조적 건전성을 점차 저하시켰다. 이러한 지연된 균열 성장은 세라믹 기지 복합재(SiCf/SiC) 층을 포함하는 트리플렉스 SiC의 구조적 적용 가능성 측면에서 가장 중요한 특징이다. 상기 메커니즘들은 파손 특성의 광범위한 분포를 유발하며, 이는 시편 간 변동성으로 반영된다. 따라서 트리플렉스 SiC의 균열, 이후 파손, 그리고 신뢰성은 본질적으로 취성인 구성 요소의 존재에 크게 영향을 받는다.
종합적으로, 트리플렉스 SiC에서 관찰된 산화 유도 연성 열화의 미미함 또는 지연 특성은, 시편 간 큰 변동성을 초래하는 고유한 통계적 취성에 의해 상쇄된다. 또한, 그 기계적 성능은 증기 산화된 지르코늄 기반 합금 피복관에 대해 설정된 허용 취화 한계와 비교할 때 여전히 현저히 열등하다. 이러한 결과는 SiC 기반 피복관이 실제 적용에 앞서 변동성을 제어하고 구조적 신뢰성을 확보하기 위한 상당한 성능 개선과 강화된 설계 전략이 필요함을 시사한다. 더 나아가, 소형 시편에서도 관찰되는 고유 취성을 고려할 때, 향후 적용을 위해서는 추가적인 규제적 검토가 요구될 수 있음을 시사한다.

다국어 초록 (Multilingual Abstract)

Tubular SiCf/SiC ceramic matrix composites and multi-layered SiC-based materials are considered promising long-term fuel cladding candidates for overcoming the limitations of traditional zirconium-based alloys, particularly under accident conditions. However, challenges associated with their statistical mechanical behavior, limited pseudo-ductility, and inherent brittleness have hindered further progress toward an optimized cladding design. This study assessed the pseudo-ductility of SiC-based cladding in comparison to the allowable embrittlement limit established for steam-oxidized zirconium-based alloy claddings.
Motivated to observe comparative mechanical behaviors under accident-relevant conditions, Ring Compression Tests (RCTs) were conducted on as-received triplex claddings (consisting of an inner monolith SiC layer, a middle SiCf/SiC composite layer, and an outer Environmental Barrier Coating <!-- Not Allowed Tag Filtered --><EBC>) at 135 ± 3 °C in compliance with the U.S. NRC protocols for Post-Quench Ductility (PQD) assessment. The pseudo-ductility of triplex SiC was then assessed through direct qualitative and quantitative comparisons with the residual ductility of steam-oxidized Zr-1.1Nb alloy cladding. Specimen lengths of 8 mm and 13 mm were selected for the comparative assessment: the 8 mm length conforms to the regulatory test requirements for zirconium-based alloy claddings, whereas the 13 mm length was chosen to examine how an increased gauge length influences toughness through the continuous fiber reinforced SiCf/SiC composite layer.
To ensure a consistent basis for comparison, some specimens of both materials were exposed to high-temperature steam under the same simulated Loss of Coolant Accident (LOCA) and Thermogravimetric Analyzer (TGA) conditions. The triplex SiCs exhibited negligible mass changes during oxidation, regardless of exposure duration, whereas the Zr-1.1Nb alloy showed continuous mass gain. After oxidation and quenching, RCTs at 135 ± 3 °C revealed gradual stress drops in the triplex SiC, indicating sustained pseudo-ductile deformation and a capability to maintain coolable geometry. Steam oxidation caused only minor mechanical degradation in the SiC-based cladding, in sharp contrast to the pronounced loss of ductility observed in the zirconium-based alloy. However, the triplex SiC did exhibit a considerable reduction in pseudo-ductility after 3 hours of high-temperature steam exposure under simulated LOCA conditions.
To translate qualitative behaviors into measurable parameters, comparative ductility was quantified using strain values at maximum stress, as well as strain and toughness at 0.8 times the maximum stress (post-peak location). The results show that the pseudo-ductility of both the as-received and oxidized triplex SiC specimens is comparable to the residual ductility of severely oxidized Zr-1.1Nb alloy claddings. The highest pseudo-ductile response was observed for the 13 mm triplex SiC specimens, comparable in magnitude to the residual ductility of Zr-1.1Nb alloy oxidized to more than 20% CP-ECR, even though the regulatory oxidation limit required to maintain acceptable ductility is 17% CP-ECR. According to weakest-link considerations, the apparent brittleness of full-length cladding may become more pronounced than that observed in small-scale specimens. In triplex SiC cladding, this effect is further influenced by pronounced structural heterogeneity and complex interlayer interactions. Thus, the pseudo-ductility range demonstrated by triplex SiC corresponds to that of oxidized zirconium-based alloy claddings that are already regarded as structurally brittle for fuel-rod applications, despite differing underlying deformation mechanisms.
Further qualitative examination was performed to investigate the distinct failure behaviors of the materials. Unlike severely oxidized Zr-1.1Nb, in which cracks initiate and directly propagate to the entire thickness and length, accompanied by sudden stress drops (>30%), the triplex SiC exhibited nondeterministic crack initiation and multistage propagation mechanisms under RCT. Cracks initiated in the brittle monolith layers, including the inner monolith and EBC, and propagated to the entire length, accompanied by localized stress drops at early stages before the maximum stress-carrying capacity was reached. This implies that the structural deterioration of triplex SiC primarily comes from the presence of brittle constituents, ultimately compromising gas tightness. Once the maximum stress was attained, localized stress drops were observed, caused by the extended propagation of radial cracks from the EBC layer to the composite layer. In the third stage, branched cracks within the composite layer were observed to gradually reconnect in a nearly radial pattern, progressively deteriorating the structural integrity of the triplex SiC. This delayed crack growth is by far the most important characteristic in the structural feasibility of triplex SiC, given its ceramic-matrix composite (SiCf/SiC) layer. All the aforementioned mechanisms induced a wide distribution of failure characteristics, which is reflected in the specimen-to-specimen variability. Therefore, the cracking, subsequent failure, and reliability of triplex SiC are largely influenced by the presence of inherently brittle components.
Overall, the minimal or delayed oxidation-induced ductility degradation observed in triplex SiC is overshadowed by its inherent statistical brittleness, which resulted in significant specimen-to-specimen variability. Moreover, its mechanical performance remains notably inferior compared to the allowable embrittlement limits established for steam-oxidized zirconium-based alloy claddings. These findings indicate that SiC-based claddings still require substantial improvements and strengthened design strategies to manage variability and ensure structural reliability before deployment can be considered. They also suggest that future implementation may warrant additional regulatory consideration due to the inherent brittleness observed in small-scale specimens.

목차 (Table of Contents)

• Abstract iii
• List of Tables vii
• List of Figures vii
• 1. Introduction 1
• 1.1. Background of the Study 1
• 1.1.1. Fuel Claddings 1
• 1.1.2. Limitations of Conventional Fuel Claddings 2
• 1.1.3. Accident Tolerant Fuel (ATF) Cladding Concepts 3
• 1.1.4. SiC-based ATF Claddings: Advantages, Challenges, and Research Motivation 4
• 1.2. Thesis Purpose, Objectives, and Organization 7
• 2. Experimental Setup and Procedures 9
• 2.1. Materials and Preparation 9
• 2.2. High Temperature Steam Oxidation in Thermogravimetric Analyzer (TGA) 12
• 2.3. High Temperature Steam Oxidation under Simulated Loss of Coolant Accident (LOCA) Conditions 13
• 2.4. Ring Compression Test (RCT) to Assess Ductility 15
• 3. Comparative Assessment of Residual Ductility and Brittleness 16
• 3.1. Mechanical Response of As-Received Triplex SiC under RCT 16
• 3.2. Comparison of the Impact of High-Temperature Steam Oxidation 16
• 3.3. Stress-strain-based Failure Mode Comparison 18
• 3.4. Strain and Toughness-based Ductility-to-Brittleness Quantification 20
• 3.5. Feasibility Discussion: Brittleness Level of Triplex SiC vs. Steam-Oxidized Zirconium-based Alloys 24
• 3.6. Conclusion 25
• 4. Comparison of Failure Modes based on Crack Propagation Mechanisms 26
• 4.1. Cracks in Oxidized Zirconium-based Alloys 26
• 4.2. Cracking Modes in Triplex SiC and Underlying Causes of High Statistical Variability 27
• 4.3. Conclusion 33
• 5. Summary of Conclusions 34
• Appendix A 36
• Appendix B 52
• Bibliography 54
• 국문 초록 60