Реактор БР-2 был предназначен для проведения физических исследований, требующих больших потоков быстрых нейтронов. Активная зона реактора охлаждалась ртутью. Максимальная мощность реактора составляла 200 кВт.
Физическая схема реактора была близка к схеме реактора БР-1; активная зона состояла из плутониевых стержней. 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.
В ходе эксплуатации БР-2 были обнаружены коррозионные повреждения оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов), 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.
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.