Киплячий реактор, ядерний реактор, охолоджування активної зони якого здійснюється киплячим теплоносієм. У ДО. р. як теплоносій застосовується, як правило, кипляча вода. До. р. можна використовувати в одноконтурній схемі атомній електростанції, де пара, що виробляється в реакторі, прямує безпосередньо в турбіну . Хороші умови теплопередачі, які забезпечуються в активній зоні при кипінні води, дозволяють отримати високі питомі навантаження активної зони. Чинниками, що обмежують збільшення питомої потужності До. р., є тепловий потік з одиниці довжини паливного елементу, при якому відбувається розплавлення ядерного палива, а також потік тепла з одиниці поверхні, при якому настає криза теплообміну, тобто закутування поверхні паровою плівкою різке погіршення тепловіддачі і, як наслідок, перепал оболонки паливного елементу (див. Кипіння ) .
Відомі До. р. корпусного і канального типів. У корпусних реакторах кипляча вода є і сповільнювачем, в канальних реакторах кипіння води відбувається усередині каналів, розміщених в блоках сповільнювача. Розділення пароводяної суміші відбувається усередині корпусу реактора або у виносних барабанах-сепараторах. Відсепарована вода після змішення з менш нагрітою живильною водою поступає у випарну частину активної зони, де доводиться до кипіння і частково випаровується.
В СРСР на Белоярськой АЕС(атомна електростанція) імені І. В. Курчатова успішно експлуатуються 2 канальних До. р. потужністю 100 і 200 Мвт, в яких вперше в світі здійснений ядерний перегрів пари в промисловому масштабі. У реакторі 1-го блоку, пущеному в 1964, тепло киплячої води випарних каналів використовується для здобуття в парогенераторах вторинної пари, яка потім перегрівається в реакторних каналах 2-го контура. Підтверджена експлуатацією радіаційна безпека обох контурів теплоносія дозволила застосувати в 2-м-коді блоці, введеному в експлуатацію в 1967, одноконтурну схему циркуляції киплячої води і перегрітої пари, що відрізняється більшою простотою і економічністю. З 1965 в р. Дімітровграде працює енергетична установка з дослідним корпусним До. р. ВК-50 потужністю 50 Мвт з природною циркуляцією теплоносія.
В різних країнах світу створена велика кількість До. р., наприклад корпусним До. р. «Ойстер Крик» (США) потужністю 515 Мвт, в якому пристрої для сепарації пара і контур багатократної циркуляції теплоносія розміщені усередині корпусу. Позитивний досвід експлуатації До. р., можливість забезпечення високої потужності в одному агрегаті і вживання перегріву пари, а також простота і економічність АЕС(атомна електростанція) з До. р. роблять цей тип реакторів вельми перспективним в світовій ядерній енергетиці. У СРСР будується Ленінградська, Курська, Чорнобильська блокові АЕС(атомна електростанція) з графітовими для урану канальними До. р. потужністю по 1000 Мвт кожен.
