Работы по быстрым реакторам (реакторы на быстрых нейтронах) были начаты в 1948 году, когда А.И. Лейпунский указал на возможность расширенного воспроизводства ядерного топлива в реакторах с жестким спектром нейтронов.

В 1955 г. была пущена первая критическая сборка на быстрых нейтронах БР-1 – реактор «нулевой» мощности на металлическом плутонии максимальной мощностью 100 Вт.

Реактор БР-1 имеет компактную активную зону высотой и диаметром 13 см, набранную из плутониевых стержней, очехлованных нержавеющей сталью. Критическая загрузка реактора около 12 кг. В качестве материалов сменных экранов в реакторе использовались уран, торий, медь, никель, железо и другие материалы. Вывод реактора на критику и поддержание заданного режима осуществляется как вручную, так и автоматически.

Исследования, проведенные на реакторе БР-1, показали очень высокое значение коэффициента воспроизводства КВ=2,4÷2,5.

На реакторе БР-1 был выполнен большой комплекс фундаментальных и прикладных работ:

• была экспериментально доказана возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего;
• впервые в Европе в 1956 г. осуществлена цепная реакция деления плутония на быстрых нейтронах;
• отработаны методики экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик быстрого реактора;

В настоящее время этот реактор используется в качестве источника нейтронов и гамма-лучей переменной интенсивности для метрологической аттестации и проверки работоспособности средств измерений.