Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 конструируется в двухконтурном исполнении (3-й контур — конечный поглотитель) с водяным паром докритических параметров в качестве рабочего тела. Тепловая мощность реактора 700 МВт, электрическая мощность 300 МВт, теплоноситель первого контура — свинец высокой чистоты.

Уровень мощности разрабатываемой реакторной установки определялся не только стремлением обеспечить конструктивную преемственность компоновочных решений и исполнения основного оборудования для будущих коммерческих реакторов, но и возможностью выйти на равновесный топливный режим работы в замкнутом ЯТЦ на собственном регенерированном топливе с подпиткой лишь обедненным ураном.

Оборудование 1-го контура размещено в железобетонном корпусе, разделенном на несколько сообщающихся полостей. В центральной части размещена активная зона, в периферийных — основное и вспомогательное оборудование. Центральная полость содержит корзину с активной зоной и перекрыта двумя эксцентричными поворотными пробками, обеспечивающими перегрузку ТВС активной зоны. Периферийные полости вместе с центральной образуют петли циркуляции. В состав каждой петли входят циркуляционные каналы, парогенератор, главный циркуляционный насосный агрегат, средства поддержания качества теплоносителя. В состав петли входят также каналы системы аварийного расхолаживания, расположенные параллельно опускному участку, и каналы системы нормального расхолаживания. Трубы системы разогрева и системы охлаждения, а также диагностические каналы контроля технического состояния включены в состав корпуса.

Схема циркуляции главного циркуляционного контура имеет следующие особенности: теплоноситель после активной зоны раздается на парогенераторы и, пройдя их, попадает на всас главного циркуляционного насоса, который выдает его на напорный уровень, откуда он поступает в опускной участок центральной полости и далее в активную зону. Такая схема способствует сепарации паровых и газовых пузырей, препятствует их попаданию в активную зону, исключает всплески реактивности при разгерметизации трубок парогенератора. Преимуществом выбранной схемы также является запасенная в напорном уровне потенциальная энергия теплоносителя, участвующая в продлении циркуляции при нарушениях ормальной эксплуатации, которые связаны с потерей принудительной циркуляции.

Активная зона набирается из 199 ТВС и окружается тремя рядами блоков выемного отражателя. В качестве топлива используется смешанный уран-плутониевый нитрид, плотность и состав которого обеспечивают необходимый запас реактивности и воспроизводство топлива (КВА > 1). Топливо содержится в твэлах контейнерного типа с оболочками из стали ферритно-мартенситного класса, заполненных гелием.

Управление реактивностью осуществляется регулирующими органами СУЗ, входящими в состав некоторых ТВС активной зоны. Совокупность регулирующих органов СУЗ разбита на две независимые системы останова реактора, одной из которых является система аварийной защиты. Мощность контролируется ионизационными камерами, расположенными вокруг центральной полости реакторного блока. СУЗ выполнена двухкомплектной и трехканальной по каждому измерению. У части рабочих органов аварийной защиты предусмотрены пассивные инициаторы срабатывания. Дополнительной системой воздействия на реактивность является система пассивной обратной связи, рабочие органы которой (вытесняемые столбы свинца) расположены в первом ряду отражателя и управляются расходом теплоносителя первого контура. Система пассивной обратной связи помогает управлять реактором при переходных процессах и обеспечивает безопасность при исходных событиях с нарушением циркуляции и задержкой или несрабатыванием аварийной защиты.

Парогенератор выбран прямоточный с витыми трубами, раздающая и приемная камеры расположены на уровне верхнего перекрытия. На одну петлю предусмотрено два парогенератора.

К системам безопасности относятся системы аварийного расхолаживания и локализации течи парогенератора. Каналы системы аварийного расхолаживания, размещенные в каждой периферийной полости корпуса и погруженные в теплоноситель, представляют собой трубы Фильда. Тепло к конечному поглотителю отводится с помощью естественной циркуляции.

Начало физического пуска реакторной установки планируется на конец 2026 года. Далее пойдут этапы освоения. Согласно генеральной схеме размещения объектов электроэнергетики до 2042 года системного оператора ЕЭС России ввод в эксплуатацию запланирован на 2028 год.

БРЕСТ-ОД-300 — ключевой элемент Опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), создающегося по проекту «Прорыв» на площадке Сибирского химического комбината в (АО «СХК», предприятие Топливной компании Росатома «ТВЭЛ» в г. Северск Томской обл. РФ). Помимо энергоблока, ОДЭК будет также включать объекты пристанционного ядерного топливного цикла — комплекс по производству смешанного уран-плутониевого нитридного топлива, а также модуль переработки облученного ядерного топлива.