Я́дерный реа́ктор, устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления. Первый в мире ядерный реактор сконструирован и запущен в 1942 г. в Чикаго (США) под руководством Э. Ферми. В СССР первый ядерный реактор построен в 1946 г. под руководством И. В. Курчатова.

Цепная ядерная реакция в ядерном реакторе идёт под действием нейтронов. Для осуществления управляемой реакции необходимы следующие компоненты: ядерное топливо, замедлитель нейтронов (уменьшающий энергию нейтронов до необходимых для реакции деления значений) и теплоноситель для отвода теплоты из активной зоны реактора. Ядро $^{235}\text{U}$ под действием нейтрона делится, испуская 2–3 нейтрона и выделяя тепловую энергию. Испущенные нейтроны в свою очередь вызывают деление следующих ядер $^{235}\text{U}$. Выделенная теплота отводится теплоносителем, в теплообменных аппаратах генерируется пар, поступающий на турбину. При работе ядерного реактора образуются также сопутствующие $\alpha-$, $\beta -$, $\gamma -$излучения, защитой от которых служит шахта реактора.

По типу активной зоны ядерные реакторы подразделяют на гетерогенные реакторы и гомогенные реакторы; по назначению – на энергетические, промышленные и исследовательские; по типу теплоносителя – на водяные, газовые и жидкометаллические; по энергии нейтронов – на реакторы на тепловых нейтронах, реакторы на промежуточных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах; по количеству контуров теплоносителя – на одно-, двух- и трёхконтурные. Некоторые ядерные реакторы (реакторы-размножители) в процессе работы способны сами воспроизводить вторичное ядерное топливо, которое может быть использовано впоследствии; к таким ядерным реакторам относятся реакторы на быстрых нейтронах БН-600, БН-800.

Основное применение ядерного реактора – выработка электроэнергии. Коэффициент полезного действия ядерного реактора достигает 31,7% (водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000). Первая в мире АЭС мощностью 5 МВт была запущена в СССР в 1954 г. (Обнинская атомная электростанция). Оборудование контура генерации электроэнергии АЭС аналогично оборудованию типовой ТЭС. Тепловая энергия утилизируется в атмосферу посредством водохранилищ, прудов-охладителей, градирен и др.

Схема ядерного реактора ВВЭР-1000: 1 – привод системы управления и защиты; 2 – крышка реактора; 3 – корпус реактора; 4 – блок защитных труб; 5 – шахта; 6 – выгородка активной зоны, 7 – ТВС и регулирующие стержни. Иллюстрация: Владимир Давыдов. БРЭ. Т. 35.Схема ядерного реактора ВВЭР-1000: 1 – привод системы управления и защиты; 2 – крышка реактора; 3 – корпус реактора; 4 – блок защитных труб; 5 – шахта; 6 – выгородка активной зоны, 7 – ТВС и регулирующие стержни. Иллюстрация: Владимир Давыдов. БРЭ. Т. 35.Тепловыделяющие элементы (твэл) ядерного реактора различают по типам: трубчатые, стержневые, пластинчатые, шаровые и др. Для различных типов твэлов используют ядерное топливо разного обогащения: от 2 до 90%. Обычно твэлы собирают в особые конструкции – тепловыделяющие сборки (ТВС). Главной частью ядерного реактора служит активная зона, в которой протекает управляемая реакция деления. Активная зона состоит из ТВС, установленных в соответствующих ячейках или каналах, и располагается в корпусе, помещаемом в шахту из «тяжёлого» бетона. Основное оборудование реактора размещается в герметичном сооружении, предотвращающем выход радиоактивных веществ в окружающую среду при нарушении нормальной эксплуатации или в аварийных ситуациях (рис.). Теплоотвод осуществляется главными циркуляционными насосами. В процессе работы ядерного реактора отработанное топливо необходимо периодически извлекать и загружать свежее. Для различных типов реакторов существуют разные способы перегрузки ТВС: периодический (1 раз в год) и непрерывный.

Управление цепной ядерной реакцией обеспечивают стержни, наполненные поглотителем нейтронов (карбид бора, кадмий, европий и др.). Стержни обычно располагаются в верхней части ядерного реактора и вводятся в активную зону сверху вниз, хотя бывает и горизонтальная компоновка стержней. Иногда стержни изготавливают в виде тонких изделий и размещают прямо внутри ТВС. В дополнение к стержням для выравнивания поля нейтронного потока, а также для уменьшения количества поглощающих стержней может быть использован жидкий поглотитель нейтронов (например, раствор борной кислоты), который выводится из контура в процессе работы ядерного реактора. В некоторых типах реакторов используются выгорающие поглотители, устанавливаемые в ячейках активной зоны вместо штатных ТВС.

В ядерных реакторах предусмотрена аварийная защита, также обеспечиваемая поглощающими стержнями. Иногда допускается совмещение функций стержней управления и аварийной защиты. Время погружений стержней в активную зону ректора составляет несколько секунд (3–4 с для ВВЭР-1000). При опускании стержней в активную зону реакция деления ядер прекращается, и реактор останавливается, после чего необходимо снять остаточное энерговыделение из активной зоны, которое в момент останова составляет около 6% от номинального уровня мощности и затем экспоненциально уменьшается.

При работе ядерного реактора образуются жидкие, твёрдые и газообразные продукты деления, требующие утилизации. Газы после фильтрования (в основном от $^{131}\text{I}$) выбрасываются в окружающую среду через вентиляционную трубу; жидкости кондиционируют и отправляют на специальные предприятия для подготовки к длительному хранению. Твёрдые радиоактивные отходы сортируют по степени активности для последующей отправки на длительное хранение. Отработанное ядерное топливо выдерживают в хранилищах для спада радиоактивности и затем передают на регенерацию. Из ТВС извлекают невыгоревшее топливо, которое служит сырьём для изготовления новых ТВС.

Ядерные реакторы используют также для производства радионуклидов медицинского ($^{99}\text{Mo}$, $^{131}\text{I}$ и др.) и технического ($^{60}\text{Co}$, $^{192}\text{Ir}$ и др.) назначения. В медицине радионуклиды, доставляемые с реакторов, применяют для диагностики и лечения онкологических заболеваний.