（２）大型再冠水効果実証試験
(実施機関:日本原子力研究所) 加圧水型軽水炉(PWR)100万キロワット級実規模の円筒炉心試験装置(直径は約1/5)等を用いて,冷却材喪失事故(LOCA)時に作動する非常用炉心冷却系による炉心冷却効果を実証するため,1976年度より試験を実施しており,1989年度は,ECC擬縮試験,二相流動試験,最適評価コードの整備等を実施した。 目次へ 第３章 第３節（３）へ
(実施機関:日本原子力研究所) 加圧水型軽水炉(PWR)100万キロワット級実規模の円筒炉心試験装置(直径は約1/5)等を用いて,冷却材喪失事故(LOCA)時に作動する非常用炉心冷却系による炉心冷却効果を実証するため,1976年度より試験を実施しており,1989年度は,ECC擬縮試験,二相流動試験,最適評価コードの整備等を実施した。