14 февраля 1956 года в Лаборатории «В» был пущен экспериментальный реактор на быстрых нейтронах БР-2
Реактор БР-2 был предназначен для проведения физических исследований, требующих больших потоков быстрых нейтронов, и для экспериментального подтверждения величины КВ более 1,0.
Руководителем работ по всему циклу, от разработки до пуска и эксплуатации БР-2, был назначен Олег Казачковский. Принятые при создании БР-2 принципиальные решения по конструкции реактора, системе органов регулирования, компоновке технологической схемы аварийного расхолаживания, структуре радиационной защиты и другому были оригинальными и не имели аналогов в отечественной и мировой практике реакторостроения.
Физическая схема реактора была близка к схеме реактора БР-1; активная зона состояла из плутониевых стержней. Тепловая мощность проектируемого реактора была сравнительно невелика – 100 кВт, объем активной зоны был менее 2 л.
Основные отличия заключались в следующем: а) органы регулирования, образующие внутренний слой экрана, были изготовлены из сплава меди с никелем; б) экран толщиной ~25 см состоял из урановых блочков, заключенных в оболочку из нержавеющей стали. Урановый экран окружался слоем меди толщиной 15 см.
Когда началось проектирование реактора БР-2, было недостаточно данных по поведению натрия при высокой температуре под воздействием интенсивного облучения, поэтому руководство лаборатории приняло решение в качестве охлаждающей жидкости реактора использовать ртуть, за рубежом был накоплен определенный опыт ее применения в экспериментальной ядерной установке «Клементина» (США, 1946-1953 гг.).
Однако, в ходе эксплуатации БР-2 были обнаружены коррозионные повреждения оболочек тепловыделяющих элементов, через которые плутоний попадал в теплоноситель; в результате коррозии были утечки ртути из первого контура и повреждения теплопередающих труб опытного парогенератора. По этим причинам работа реактора БР-2 была прекращена, а ртутный теплоноситель был признан непригодным для быстрых реакторов.
Опыт с реактором БР-2 содействовал созданию реактора БР-5 (пущен в 1959 году) – новым перспективным и надёжным решением для будущей быстрой программы в нашей стране, но уже с металлическим щелочным теплоносителем (сначала эвтектический сплав NaK, а затем Na).
За участие в создании проекта радиационной защиты быстрого реактора БР-2 и его экспериментальных устройств Почетной грамотой Президента Российской Федерации был награжден главный научный сотрудник ГНЦ РФ – ФЭИ, профессор М.Н. Николаев. Разработанная им защита успешно послужила и следующему быстрому реактору БР-10.