реактор-розмножувач, бридер, ядерний реактор, в якому витрата ядерного палива (ядерного пального) супроводиться його розширеним відтворенням у вигляді вторинного ядерного палива. Як правило, в Р.-р. палива, що витрачаються і відтворне, є одним і тим же хімічним елементом (плутоній або уран). Відтворення палива здійснюється в результаті взаємодії нейтронів, ядер вихідного палива, що звільняються в процесі ділення, з ядрами речовини, що поміщається в реактор, називається сировинним матеріалом. У плутонієвому для урану Р.-р. на швидких нейтронах вихідним паливом служить 239 Pu, а сировинним матеріалом — 238 U. В результаті захвату ядрами урану вільних нейтронів утворюється вторинне паливо — 239 Pu. У торієвому для урану Р.-р. на швидких або повільних нейтронах вихідним паливом служить 233 U, сировинним матеріалом — 232 Th; відтворним паливом є 233 U. Істотною величиною, що характеризує роботу Р.-р., є час подвоєння маси палива (час, за який маса накопиченого палива стає удвічі більше маси палива, спочатку завантаженого в реактор).
Єдиним природним ядерним паливом є 235 U вміст якого в природній суміші ізотопів урану складає всього лише 0,71%. Використання Р.-р. створює принципову можливість розширення паливної бази ядерної енергетики в десятки разів за рахунок речовин, які самі по собі не можуть підтримувати реакцію ділення. Тому проблемі створення надійних і економічних Р.-р. приділяється вельми велика увага у всіх промислово розвинених країнах. У СРСР відповідні роботи були початі в 1949 під керівництвом А. І. Лейпунського. Після створення серії експериментальних Р.-р. у 1973 здійснений пуск першого в світі крупного Р.-р. БН-350 (р. Шевченка, Казахська РСР) на АЕС(атомна електростанція) потужністю 150 Мвт ; споруджується Р.-р. БН-600 для АЕС(атомна електростанція) потужністю 600 Мвт.
