БАЯУ НЕЙТРОНДЫ РЕАКТОР – тізбекті ядролық реакциялар кезінде бөлініп шығатын нейтрондардың энергиясы 0,01 эВ-тан аспайтын ядролық реактор. Реакторлардың көпшілігінің жұмыс істеу принципі баяу нейтрондар арқылы жүзеге асатын, өзін-өзі сүйемелдеуші тізбекті ядролық реакцияларға негізделген. Ол тек
235 уранның U изотопымен ғана жүзеге асырылады. Табиғи уранның құрамындағы
92 бұл изотоптың мөлшері 0,75%-ға жуық. Сондықтан табиғи уран пайдаланылатын реакторлардың көлемі өте үлкен болады. Ал ядролық отын ретінде байытылған уранды пайдалану реактордың көлемін ықшамдауға мүмкіндік береді. Байытылған уранның активті аймағында орналасуына орай, гомогенді және гетерогенді болып бөлінеді. Гомогенді реакторларда байытылған уран мен баяулатқыш (су, ауыр су, т.б.) біркелкі ерітінді не біркелкі қоспа түрінде пайдаланылады. Гетерогенді реакторларда байытылған уран шыбықтары баяулатқыштың (графит, су, бериллий) ішіне орналасады. 1967 ж. 30 қазанда Қазақ КСР ҒА-ның Ядролық физика институтында баяу нейтронды реактор іске қосылды. Ондағы уранның байытылу дәрежесі 36% болып жоспарланған болатын.