JSFRではコラム型の炉上部機構(UIS)が原子炉容器の上部プレナムに設置されている。UISの底部板(CIP)において燃料集合体からの高温ナトリウムが、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合し、高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。我々は、制御棒集合体周辺における熱流動現象の把握やCIPにおける有意な温度変動の対策を得るために、原子炉上部プレナムモデルを使用した水流動試験を実施している。試験装置は原子炉上部プレナムの1/3スケールで60$^{\circ}$セクタモデルである。実験によって、燃料集合体のハンドリングヘッドとCIP間の流体温度変動の特徴が計測され、流体の混合によって発生する有意な温度変動への対策が、ハンドリングヘッド出口からCIP下部表面との距離によって受ける影響について議論される。