Бы́стрый реа́ктор — ядерный реактор, в котором для цепной реакции деления ядерного топлива используются быстрые нейтроны. В быстром реакторе может осуществляться расширенное воспроизводство ядерного топлива.
В активную зону и отражатель реактора входят в основном тяжелые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана, двуокись плутония и др.) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как легкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжелыми ядрами лишь до энергий 0, 1-0, 4 МэВ.
Отражатели быстрых реакторов изготовляют из тяжелых материалов: 238U, 232Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0, 1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.
Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы. В течение последующих 30 лет в США, СССР и ряде европейских стран активно велись работы по созданию промышленных реакторов этого типа. К началу 1990-х гг. большинство проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат. В настоящее время в промышленном режиме работают два быстрых реактора: в России и во Франции.