Спектр энергий нейтронов, устанавливающийся в активной зоне ядерного реактора, определяется ядерно-физическими свойствами примененных материалов, их объемным соотношением в активной зоне и геометрическим расположением. Наиболее важное влияние нейтронный спектр оказывает на ядерно-экономические характеристики энергетических реакторов, определяющие объемное энерговыделение, эффективность использования природного урана, полноту конверсии и темп накопления воспроизводящего ядерного топлива. Как известно, конверсия плутония на ядрах 238U, реализующаяся в реакторах на тепловых нейтронах, характеризуется коэффициентом воспроизводства (КВ), принципиально не достигающим значения единицы. Хотя указанный процесс вносит существенный вклад в эффективность использования природного урана в таких реакторах, все же в этом случае более 97 % добываемого урана не может быть вовлечено в топливный цикл ядерной энергетики для производства энергии.
Иная картина возникает при использовании реакторов на быстрых нейтронах. Реакторы этого типа требуют применения в активной зоне минимального количества малопоглощающих, малорассеивающих (слабо замедляющих) нейтроны веществ и высокой концентрации делящихся ядер. При упомянутых выше условиях в активной зоне устанавливается спектр энергий нейтронов, приближающийся к спектру мгновенных нейтронов деления и характеризуемому присутствием максимального количества нейтронов с энергиями в области от 0,1 до 3 МэВ при среднем значении энергий, близким к 2 МэВ, практически для всех делящихся нуклидов. В реальном реакторе на быстрых нейтронах максимальное количество нейтронов может быть с энергиями в 2-5 раз ниже этого значения, что определяется свойствами примененных в активной зоне материалов, конструкционными решениями активной зоны, включая системы безопасности и регулирования. Это же относится и к составу нейтронов по энергиям, формирующим нейтронный спектр. Таким образом, каждый индивидуальный реактор на быстрых нейтронах, каждая новая модификация активной зоны характеризуются своими, только им присущими нейтронными характеристиками, в силу чего переносить результаты исследования поведения материалов в одном типе быстрого реактора на другой тип следует с большой степенью осторожности.