Assessment of SCDAP Using the Full-Length High-Temperature FLHT-2 Test

FLHT-2 실험결과를 이용한 SCDAP코드 평가

This paper assesses the models in the SCDAP code using the results of the FLHT-2 test. Calculations show that the SCDAP correctly predicts Ire temperatures, oxidation front movement, overall hydrogen generation and peak generation rate, internal fuel rod pressure, and cladding rupture due to ballooning. A comparison of the calculated results with measured data shows that two phase level is underpredicted, and that radiation heat transfer and auto-catalytic reaction temperature of zircaloy are overpredicted. These models are recommended to be modified. The analysis also shows that the simulation of the gap in a fuel rod improves the code prediction on core damage progression.

FLHT-2 실험 결과를 사용하여 원자력발전소의 중대사고발생시 노심의 거동을 해석하기 위한 전산코드인 SCDAP코드를 평가하였다. 계산결과에 의하면 코드는 실험시 측정된 노심의 온도경향, 총수소발생량 및 순간최대수소발생율, 그리고 연료봉내압과 피복재파열시간을 잘 예측하는 것으로 평가되었다. 그러나 이상유체높이와 복사열전달 및 zircaloy의 급격한 산화 시작 온도에 대한 모델은 수정되어야 할 것으로 평가되었다. 또한 핵 연료봉에서의 gap을 고려하여주는 것은 노심손상현상의 정확한 예측에 커다란 도움을 줄 수 있다는 것이 밝혀졌다.