Реактор-размножитель, бридер, ядерный реактор, в котором расход ядерного топлива (ядерного горючего) сопровождается его расширенным воспроизводством в виде вторичного ядерного топлива. Как правило, в Реактор-размножитель расходуемое и воспроизводимое топлива являются одним и тем же химическим элементом (плутоний либо уран). Воспроизводство топлива осуществляется в результате взаимодействия нейтронов, освобождающихся в процессе деления ядер исходного топлива, с ядрами помещаемого в реактор вещества, называется сырьевым материалом. В уран-плутониевом Реактор-размножитель на быстрых нейтронах исходным топливом служит ²³⁹Pu, а сырьевым материалом — ²³⁸U. В результате захвата ядрами урана свободных нейтронов образуется вторичное топливо — ²³⁹ Pu. В уран-ториевом Реактор-размножитель на быстрых или медленных нейтронах исходным топливом служит ²³³U, сырьевым материалом — ²³²Th; воспроизводимым топливом является ²³³U. Существенной величиной, характеризующей работу Реактор-размножитель, является время удвоения массы топлива (время, за которое масса накопленного топлива становится вдвое больше массы топлива, первоначально загруженного в реактор).

  Единственным природным ядерным топливом является ²³⁵U, содержание которого в природной смеси изотопов урана составляет всего лишь 0,71%. Использование Реактор-размножитель создаёт принципиальную возможность расширения топливной базы ядерной энергетики в десятки раз за счёт веществ, которые сами по себе не могут поддерживать реакцию деления. Поэтому проблеме создания надёжных и экономичных Реактор-размножитель уделяется весьма большое внимание во всех промышленно развитых странах. В СССР соответствующие работы были начаты в 1949 под руководством А. И. Лейпунского. После создания серии экспериментальных Реактор-размножитель в 1973 осуществлен пуск первого в мире крупного Реактор-размножитель БН-350 (г. Шевченко, Казахская ССР) на АЭС мощностью 150 Мвт; сооружается Реактор-размножитель БН-600 для АЭС мощностью 600 Мвт.

  С. А. Скворцов.