В целях создания надежной быстродействующей защиты ядерных реакторов созданы приборы прямодействующей аварийной защиты многоразового использования, реагирующие непосредственно на изменение плотности потока нейтронов в реакторе. Приведены принципиальные схемы, расчеты основных параметров, переходные характеристики реактора ВВЭР-1000.