Швидкий реактор, ядерний реактор, в якому ланцюгова реакція ділення ядерного пального здійснюється на швидких нейтронах . Нейтрони високих енергій обумовлюють відносно високий вихід нейтронів ділення. Поглинання частини швидких нейтронів ізотопами, що не діляться, з подальшим перетворенням їх в тих, що діляться (наприклад, 238 U в 239 Pu) приводить до відтворенню (утворенню вторинного) ядерного пального (коефіцієнт відтворення може досягати 1,6). «Зона відтворення» оточує активну зону в корпусі реактора ( мал. ). У енергетичному Б. р. теплоносій (головним чином рідкий натрій), нагріваючись в цих зонах, віддає тепло в теплообмінниках робочому пароводяному середовищу. В разі натрієвого теплоносія реакторний і парогенерірующий контури розділяються проміжним, також натрієвим, контуром в цілях запобігання попаданню радіоактивного натрію в контур турбіни. Застосовуються і інші варіанти відведення тепла. Розширене відтворення ядерного пального в Би. р. принципово дозволяє використовувати все наявні уранові ресурси, у тому числі 238 U, що залишається в значних кількостях невикористаним в реакторах, що працюють на теплових нейтронах. У СРСР побудована серія експериментальних Би. р. і будується електростанція на базі Б. р. в р. Шевченко (Казахська РСР).
