加圧水型原子炉(PWR)頂部の小破断冷却材喪失事故を模擬し、高圧注入系(HPI)不作動時のアクシデントマネジメント策の効果を調べるため、ROSA-V計画の大型非定常試験装置を用いて一連の破断サイズパラメータ実験(SB-PV-07, SB-PV-08)を実施した。本報では、破断サイズ1.0$\sim$0.1\%(コールドレグ破断相当)における頂部破断LOCA事象の特徴的現象、すなわち破断口蒸気流出と頂部水位の関係,1次系保有水量と炉心露出の関係,炉心過熱を検出する炉心出口温度計(CET)の特性及び炉心と出口部の3次元蒸気流れ等を明らかにした。炉心ボイルオフ過程で623KへのCET温度上昇により開始した1.0\%破断実験のHPI回復操作と、0.1\%破断実験の蒸気発生器減圧操作とは、ともに炉心冷却を直ちに回復する効果を示した。