Высокотемперату́рный реа́ктор (ВТР), ядерный реактор, у которого рабочая температура в активной зоне свыше 750–800 °C. Высокотемпературный реактор позволяет создать энергетическую установку с прямым циклом, в которой реактор и турбина связаны непосредственно. Различают высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) и ядерные реакторы, предназначенные в качестве источника энергии для ракетных двигателей (ЯРД).

В высокотемпературном газоохлаждаемом реакторе съём тепла в активной зоне (АЗ) осуществляется с помощью прокачки газообразного теплоносителя – гелия. Температура выхода теплоносителя из активной зоны достигает 850 °C, что определяет необходимость применения жаропрочных материалов (графит, карбиды, керамические композиции и другие). Использование высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов позволяет получить высокопотенциальное технологичное тепло (например, для регенерации тяжёлых фракций нефти, её рафинирования, газификации бурого угля, паровой конверсии метана, восстановления железной руды, термохимического разложения воды).

В ядерных ракетных двигателях используется теплота, выделяющаяся в реакторе в результате цепной реакции деления, или энергия радиоактивного распада. Активная зона реактора представляет собой гетерогенную (неоднородную) структуру: цилиндрический твёрдый замедлитель (гидрид циркония), в котором имеются каналы для размещения цилиндрических тепловыделяющих сборок (ТВС), выполненных из карбида или дикарбида урана. Теплоноситель охлаждает сначала кладку твёрдого замедлителя, а затем попадает в ТВС, где нагревается до высоких температур.