기존의 원자로 시설 설계는 주변수에 대한 검증이나 개별적인 주변수의 선택에 대한 방법들만이 개발되어져 왔다. 이들은 액체금속로의 경우에서 볼 때, 일차계통내의 온도와 노심의 설계가 분리되어진 상태에서 각각이 다른 개념하에서 개발되어졌다. 하지만 원자로 계통의 복잡성과 상호 연관성을 감안해 본다면 이러한 접근은 모순을 가짐을 알 수 있다.
이에 액체금속로를 위한 통합적이고도 상호 연관적인 개념설계의 방법론이 강구되어지고 그 소프트웨어의 필요성에 의해 본연구가 수행되어졌다. 이는 열수력 변수와 계통의 설계 및 이를 위한 노심 설계와 핵연료 수행 검증이 함께 이루어져야 한다. 주 근간은 Scale Law가 맡고 이에 부수적인 객체로 PRISM 노심 해석 코드와 핵연료 수행 검증 프로그램이 함께 수행된다. 즉, 초기 요구 출력값의 입력후 이에 적합한 노심의 거시 설계 상수를 Scale Law에 의해 유추한 뒤에 노심해석 코드가 노심 안전성을 유지시키는 한도내에서 반복계산에 의해 최적화된 Scale Law의 입력변수를 만든다. 이들 입력 변수는 곧바로 Scale Law에 의해 계통 설계와 열수력 변수의 책정에 이용된다. 또한 이 과정에서 핵연료 수행 코드를 통해 정상운전시의 정격 출력을 나타낼 수 있는 나트륨 수조내의 온도를 최적화 한다. 이로 각 계통과 설계 변수의 최적화가 끝난 뒤 일차계통의 전자기 펌프가 불능이고 중간 열교환기에 의한 정상 잔열제거가 불가능한 상태에서 RVACS의 잔열제거 능력에 관한 최종검증과 함께 결과가 만족스러울 경우 설계가 종료된다.
본 연구 과정에서는 중간열교환기를 포함한 일차계통의 설계를 기본으로 하되 PRISM Mod B를 모델로 하여 Mod A 에서 Mod D까지 150MWe 단위로 나누어 각각의 최적화 설계변수를 구하였고, 이에 의한 RVACS의 잔열제거 능력이 최종적으로 검증되었다. 이들의 결과는 대체적으로 합리적 수치와 거동을 보였으며, 특히 RVACS에 관한 COMMIX 코드를 이용한 검증은 상당한 확실성을 보이고 있으며, 기존의 GE사에서 개발해 놓은 Mod A와의 계통 비교나 Mod C의 RVACS 설계상태가 이를 뒷받침해 주고 있다.
