Теплово́й реа́ктор — ядерный реактор, в котором подавляющее число делений ядер делящегося вещества происходит при их взаимодействии с тепловыми нейтронами. Тепловой реактор используют для производства электроэнергии, опреснения воды, искусственного получения радиоактивных веществ, при технических испытаниях материалов и конструкций. Для замедления нейтронов до тепловых энергий (средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 Мэв) в активной зоне реактора размещают замедлитель — вещество, содержащее легкие ядра и слабо поглощающее нейтроны. В качестве замедлителей могут быть использованы водород (протий и дейтерий), бериллий, углерод или их соединения — обычная тяжелая вода, углеводороды, окись бериллия. Чаще всего замедлителем в тепловом реакторе служит вода или графит.
В качестве ядерного топлива в топливном реакторе используют делящиеся изотопы урана и плутония (уран-233, уран-235, плутоний-239, плутоний-241), которые обладают большими сечениями захвата нейтронов малых энергий. Это дает возможность создания топливного реактора с относительно малой критической массой и, следовательно, относительно малым количеством загружаемого делящегося вещества. Основной вид ядерного топлива, используемого в топливном реакторе, — природный уран или уран, обогащенный изотопом урана-235. В процессе деления урана-235 освобождается 2, 5 нейтрона на ядро; при этом в среднем один нейтрон расходуется на поддержание ядерной реакции, а часть оставшихся взаимодействует с содержащимся в топливе ураном-238 (называемым иногда сырьевым материалом), образуя вторичное ядерное топливо — плутоний-239. Доля нейтронов, взаимодействующих с сырьевым материалом, определяется выбором замедлителя и количеством самого сырьевого материала в активной зоне. В топливном реакторе с уран-ториевым циклом (ядерное топливо — уран-233, сырьевой материал — торий-232) число таких нейтронов может превосходить число разделившихся ядер в 1, 05-1, 1 раза, что дает возможность осуществлять расширенное воспроизводство ядерного топлива.