Предложены средства прямодействующей аварийной защиты (ПАЗ) ядерных реакторов многоразового использования, реагирующие непосредственно на изменение плотности потока нейтронов в реакторе. Проведено компьютерное моделирование влияния скачка потока нейтронов на работу урансодержащих термобиметаллических приборов ПАЗ. Описаны схемы конструкций приборов ПАЗ, основанных на расширении гексафторида урана при увеличении потока облучающих нейтронов. Время гашения аварии средствами ПАЗ составляет 0,8 с.
