Корпусно́й реа́ктор, ядерный реактор, активная зона которого заключена в прочный корпус, способный выдержать давление теплоносителя и тепловые нагрузки. Для охлаждения тепловыделяющих сборок активной зоны применяют однофазный (вода, жидкий металл, газ) или двухфазный (пароводяная смесь) теплоноситель. Корпусной реактор предназначен для нагрева однофазного теплоносителя с целью его подачи в парогенератор, промежуточный теплообменник или в газовую турбину либо для нагрева и частичного испарения двухфазного теплоносителя с подачей полученного пара в турбину.

Корпусные реакторы получили широкое распространение. К ним относятся: водо-водяные реакторы (ВВЭР или PWR – Power Water Reactor), корпусные кипящие реакторы (BWR – Boiling Water Reactor), высокотемпературные реакторы с газовым теплоносителем (He, CO₂), реакторы на быстрых нейтронах и др.

Корпус реактора представляет собой прочный цилиндрический сосуд с крышкой и днищем. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны. Отвод нагретого теплоносителя осуществляется через патрубки в верхней части корпуса. Приводы механических органов системы управления и защиты расположены на верхней съёмной крышке корпуса. Корпусной реактор размещается в бетонной шахте. Корпус выполняют обычно из низколегированной углеродистой стали (толщина стенок корпуса водо-водяных и кипящих реакторов 170–180 мм), с внутренней стороны корпус имеет антикоррозионную наплавку (плакировку) толщиной 10 мм.