HTTR(高温工学試験研究炉: High Temperature Engineering Test Reactor)は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化を目的として、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに建設された日本初の高温ガス炉である。HTTRでは、高温ガス炉固有の安全性を実証すること等を目的として、原子炉の異常状態を模擬した安全性実証試験を実施している。安全性実証試験の一つである炉心冷却喪失試験では、炉容器冷却設備(VCS: Vessel Cooling System)を流れる冷却水の循環を停止させるため、VCSの水冷管パネルの温度が上昇するが、試験中に水冷管パネルが最高使用温度を超えないことを監視する必要がある。そこで、炉心冷却喪失試験時におけるVCSの温度の監視強化を目的として、既設の仮設熱電対を炉容器冷却設備側部パネル出口リングヘッダ及び原子炉圧力容器スタビライザを貫通する水冷管へ移設した。炉容器冷却水循環ポンプの起動に伴う温度変化の測定結果より、移設した仮設熱電対がVCSの温度変化を監視できることを確認した。