本報は、核融合実験炉の圧力抑制システムが設計どおりの機能を有していることを実験的に調べたものである。試験は、核融合実験炉の構成要素(真空容器や圧力抑制システム等)を約1/1600のスケールで簡略モデル化した装置を使って、核融合実験炉の運転条件を模擬した条件下で真空容器内冷却材侵入時の圧力上昇挙動を調べた。一連の試験を行い、次の結論を得た。(1)3本のリリーフ配管を使用した場合には1本だけの場合に比べて真空容器内の最高到達圧力を約50kPa低下できる。(2)真空容器内の圧力上昇はリリーフ配管の断面積に大きく依存する。(3)最大水侵入時における真空容器内の圧力上昇速度は秒速100-200kPaである。(4)冷却材の温度,圧力,真空容器壁温,侵入水量等の広範囲な条件に対しても圧力抑制システムは設計どおりの性能を十分期待できる。