Рассматриваются различные способы аварийного расхолаживания реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов) естественной конвекцией. Демонстрируется эффективность ее использования для этих целей. Поясняются принципы работы разных систем пассивного отвода остаточного тепла при расхолаживании реактора. Описываются российские экспериментальные исследования по обоснованию теплоотвода при расхолаживании быстрых реакторов, которые включают экспериментальные работы по изучению теплогидравлики в уменьшенных модельных установках, содержащих характерные компоненты реактора (элементы активной зоны, центральную колонну, погружной и промежуточный теплообменники, насосы и т.п.). Отмечается, что перспективной системой теплоотвода при расхолаживании быстрых реакторов является система, основанная на использовании межкассетных протечек теплоносителя. Рассматриваются зарубежные исследования по данной тематике, особо отмечены эксперименты на водяных моделях RAMONA и NEPTUN.
