Канальний реактор, ядерний реактор, що складається з системи окремих каналів, простір між якими заповнений сповільнювачем нейтронів. Тепловиділяючі елементи з ядерним паливом розміщуються усередині кожного каналу і охолоджуються індивідуальним потоком теплоносія. Підведення і відведення теплоносія в каналі здійснюється по трубопроводах. До. р. із-за конструктивних особливостей принципово не мають обмежень розмірів активної зони, що при тенденції збільшення одиничних потужностей реакторів, що намічається, вигідно відрізняє їх від корпусних реакторів, для яких збільшення потужності і відповідно розмірів активної зони зв'язано з труднощами у виготовленні, транспортуванні і монтажі великих корпусів. Розділення теплоносія і сповільнювача в До. р. забезпечує хороший баланс нейтронів і ефективний теплос'ем в активній зоні. Це досягається відповідним підбором речовини сповільнювача і теплоносія. Широкий розвиток отримали До. р., в яких сповільнювачем є графіт, що має задовільні ядерні характеристики, а теплоносієм — звичайна вода з її хорошими теплофізичними властивостями.
В До. р. за допомогою спеціальних машин можливий перевантаження палива на ходу, тобто без зупинка і розхолоджування реактора, що покращує економічні показники енергетичної установки і забезпечує безперебійне постачання споживачів електроенергією. Наявність активної зони, що складається з окремих каналів, дозволяє організувати індивідуальний контроль за станом кожної паливної збірки і в разі пошкодження виробити її негайну заміну. Проте, зважаючи на значні розміри активної зони До. р., її питоме навантаження у декілька разів нижче, ніж, наприклад, в корпусних реакторах, і зазвичай не перевищує в середньому 15 квт на 1 л активною зони. Наявність розгалуженої мережі трубопроводів, що підводять і відводять теплоносій до каналів реактора, ускладнює його компоновку і обслуговування і збільшує вірогідність виникнення нещільності і течі.
До. р. різних типів отримали широке поширення в багатьох країнах світу. Наприклад, реактор SGHWR з важководним сповільнювачем, охолоджуваний киплячою легкою водою (Великобританія), графітовий для урану реактор NPR з водяним теплоносієм (США) графітовий для урану реактор AGR з газовим охолоджуванням (Великобританія), До. р. типа CANDU з важководним сповільнювачем і теплоносієм (Канада), важководний реактор КС-150 з газовим охолоджуванням (Чехословакія) і так далі У СРСР накопичений великий досвід створення і експлуатації До. р. Це дослідницькі реактори і енергетичні реактори, розмножувачі-реактори і реактори, що є їх комбінацією (двоцільові реактори ) . Як сповільнювач нейтронів в До. р. використовується графіт, важка вода, берилій, як теплоносій — звичайна вода, пароводяна суміш, перегріта пара, вуглекислий газ і так далі
Хороші економічні характеристики і відсутність обмежень по збільшенню одиничної потужності До. р., не дивлячись на невелику енергонапруженість їх активної зони, сприяють подальшому розвитку До. р. В СРСР передбачено спорудження декількох атомних електростанцій з серійними графітовими для урану киплячими До. р. типа РБМ-до потужністю 1000 Мвт. Перша з цих двохреакторних атомних електростанцій — Ленінградська — знаходиться у стадії монтажного устаткування.
