Кана́льный реа́ктор, гетерогенный реактор, активная зона которого состоит из системы отдельных каналов (обычно цилиндрических полостей), пространство между которыми заполнено замедлителем нейтронов (как правило, графитом). Тепловыделяющие элементы с ядерным топливом размещаются внутри каждого канала и охлаждаются индивидуальным потоком теплоносителя (главным образом вода). Подвод и отвод теплоносителя в канале осуществляются по трубопроводам. Конструктивная особенность канального реактора – отсутствие прочного корпуса, что отличает его от корпусного реактора. В канальном реакторе наличие активной зоны, состоящей из отдельных каналов, позволяет без остановки и расхолаживания реактора производить (в случае повреждения) поканальную перегрузку (замену) топлива, что улучшает экономические показатели энергетической установки.

Первый в мире канальный реактор (уранграфитовый, с водяным теплоносителем, электрической мощностью 5 МВт) пущен в 1954 г. (Обнинская АЭС). Канальные реакторы различных типов получили широкое распространение во многих странах мира; в частности, созданный в Канаде реактор CANDU (CANada Deuterium Uranium) – тяжеловодный водо-водяной канальный реактор электрической мощностью 200 МВт; в качестве ядерного топлива обычно используется $^{235}U$ или $^{239}Pu$; основная особенность реактора – использование тяжёлой (дейтериевой) воды.

Широкое развитие в СССР (России) получили канальные реакторы типа РБМК (реактор большой мощности канальный), в котором замедлителем является графит, а теплоносителем обычная вода (т. н. графитоводный реактор). В России в основном установлены реакторы РБМК-1000 (электрическая мощность 1000 МВт, тепловая – 3200 МВт); размещаются в бетонной шахте (21,6 × 21,6 × 25,6 м); топливные элементы – трубки из циркониевого сплава с таблетками из диоксида урана $UO_2$, с обогащением 2,4 % по изотопу $^{235}U$ – находятся в отдельных канальных трубах, в которые подаётся теплоноситель – вода. Эти трубы проходят через отверстия в графитовой кладке (замедлитель нейтронов). Реактор одноконтурный (образование пара происходит непосредственно в самом реакторе), с кипением теплоносителя в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины. Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 пущен в 1973г. на Ленинградской АЭС. На Игналинской АЭС (Литва) установлен графитоводный канальный реактор РБМК-1500 (тепловая мощность 4800 МВт, электрическая – 1500 МВт). Первый энергоблок функционировал в 1984–2004 гг., второй энергоблок запущен в 1987 г., на 2007 г. его мощность составляла 1360 МВт. В 1974 г. появились уранграфитовые реакторы малой мощности типа ЭГП-6 (энергетический графитовый паропроизводительный; тепловая мощность 62 МВт, электрическая – 12 МВт). В России эксплуатируются 15 энергоблоков канальных кипящих реакторов (11 РБМК-1000 и 4 ЭГП-6), а также реактор на быстрых нейтронах БН-600 (Белоярская АЭС), которые в 2006 г. выработали 71,5 млрд кВт·ч электроэнергии.