Эта станция — пример использования реакторов, разработка которых велась в направлении возможного повышения КПД АЭС с применением в активной зоне нержавеющих сталей. Это направление разработок привело к решению проблемы так называемого ядерного перегрева пара.
В 1955 г. после успешного пуска Первой АЭС работы по ядерному перегреву были развернуты в широком плане в целях разработки и строительства уран-графитовых канальных реакторов электрической мощностью 100 — 200 Мвт с использованием пара от них в серийных турбоагрегатах. Ядерный перегрев пара позволял рассчитывать на применение и другого стандартного тепломеханического оборудования обычных ТЭС, на уменьшение удельного расхода ядерного горючего и снижение сброса тепла в конденсаторы турбины.
Канальный тип реактора оказался весьма подводящим для осуществления ядерного перегрева. Он допускает конструктивно удобное разделение активной зоны на испарительную и пароперегревательную части и позволяет обеспечить необходимую коммутацию трубопроводов между каналами различного назначения. Использование пароводяной смеси в качестве теплоносителя обеспечило возможность такого выбора физических свойств активной зоны, чтобы свести к минимуму эффекты реактивности, связанные с изменением плотности замедлителя при кипении воды в активной зоне, и сделать их управляемыми с помощью приемлемых конструктивных решений. В реакторах БАЭС были сохранены конструктивные принципы реактора Первой АЭС, а именно использование сменяемых топливных каналов и трубчатых твэлов с односторонним охлаждением. При проектировании реакторов с ядерным перегревом использование пара, производимого в реакторе, непосредственно в турбоагрегате, естественно, требовало принятия жестких мер, исключающих попадание продуктов деления в машинный зал. Последующий опыт эксплуатации БАЭС подтвердил обоснованность сохранения конструкции каналов и твэлов Первой АЭС в реакторах с ядерным перегревом.
В таблице 1 и на рисунке 6 приведены основные физические и конструкционные характеристики реакторов I и II блоков. Первый блок БАЭС был введен в действие в 1964 г., э второй — в 1967 г. Кроме уровня мощности энергоблоки различались теплотехническими схемами. Схема I блока двухконтурная, при этом в реакторе перегревается пар, полученный в парогенераторе от теплоносителя, циркулирующего в замкнутом испарительном контуре. Схема II блока одноконтурная, при этом в реакторе перегревается пар, полученный в испарительных каналах реактора и отсепарированный в барабанах-сепараторах.