Тепловий реактор, ядерний реактор, в якому переважне число ділень ядер речовини, що ділиться, відбувається при взаємодії їх з тепловими нейтронами .
Для уповільнення нейтронів до теплових енергій (середня енергія нейтронів ділення складає близько 2 Мев ) у активній зоні реактора розміщують сповільнювач — речовину, що містить легкі ядра і що слабо поглинає нейтрони. Як сповільнювачі можуть бути використані водень (протій і дейтерій), берилій, вуглець або їх з'єднання — звичайна важка вода, вуглеводні, окисел берилія. Найчастіше сповільнювачем в Т. р. служить вода або графіт.
Як ядерне паливо в Т. р. використовують ізотопи урану і плутонію ( 233 U, 235 U, 239 Pu, 241 Pu), що діляться, які володіють великими перетинами захвату нейтронів малих енергій. Це дає можливість створення Т. р. з відносно малої критичною масою і, отже, відносно малою кількістю того, що завантажуваного ділиться речовини. Основний вигляд ядерного палива, використовуваного в Т. р., — природний уран або уран, декілька збагачений ізотопом 235 U. В процесі ділення 235 U звільняється ~2,5 нейтрона на ядро; при цьому в середньому 1 нейтрон витрачається на підтримку ядерній реакції, а частина тих, що залишилися (до 0,9 нейтрона) взаємодіє з тим, що міститься в паливі 238 U (званим інколи сировинним матеріалом), утворюючи вторинне ядерне паливо — 239 Pu. Доля нейтронів, що взаємодіють з сировинним матеріалом, визначається вибором сповільнювача і кількістю самого сировинного матеріалу в активній зоні. У Т. р. з торієвим для урану циклом (ядерне паливо — 233 U, сировинний матеріал — 232 Th, див.(дивися) Торієвий реактор ) число таких нейтронів може перевершувати число ядер, що розділилися, в 1,05—1,1 разу, що дає можливість здійснювати розширене відтворення ядерного палива.
Регулювання роботи Т. р. (при необхідності ослабити або підсилити інтенсивність процесу ділення) зазвичай здійснюється регулюючим стрижнем реактора (у активну зону вводять або з неї виводять речовини, інтенсивно поглинаючі нейтрони). Хороші поглиначі — кадмій, бор, рідкоземельні елементи. Найчастіше використовують з'єднання бору (наприклад, карбід бору) або борну сталь; у водо-водяних реакторах часткове регулювання виробляють зміною концентрації борсодержащих речовин (наприклад, борної кислоти) в теплоносії (воді). Характеризують робочий стан Т. р. так званим ефективним коефіцієнтом розмноження К е — відношенням числа поглинених в реакторі нейтронів одного покоління до поглинених нейтронів попереднього покоління. При К е = 1 реактор знаходиться в критичному стаціонарному стані, при К е > 1 потужність реактора зростає, при К е <1 — падає.
Як теплоносій, що відводить з реактора тепло, яке виділяється в процесі ділення, використовують рідини і гази, слабо поглинаючі нейтрони і здатні здійснювати ефективний теплообмін (звичайну і важку воду, органічні рідини, двоокис вуглецю, гелій). В окремих випадках застосовують рідкі метали і солі. Вода і органічні рідини зазвичай виконують в Т. р. функції сповільнювача і теплоносія одночасно.
Як конструкційні матеріали активної зони Т. р. використовують Al (при t = 200—250 °С), Zr (250 < t < 400 °C) і сталь ( t > 400 °С). Al і Zr порівняно мало впливають на інтенсивність поглинання нейтронів в реакторі; сталь же володіє великим перетином поглинання нейтронів, тому у відповідних Т. р. необхідно використовувати збагачене паливо.
В сучасній (середина 70-х рр.) ядерній техніці Т. р. є основним виглядом реакторів і знаходять найрізноманітніше вживання. Т. р. використовують для виробництва електроенергії, опріснення води, здобуття штучних речовин, що діляться, і радіоактивних ізотопів, при технічних випробуваннях матеріалів і конструкцій, вивченні фізичних процесів і явищ і т. д.
