Кипя́щий реа́ктор, ядерный реактор, охлаждение активной зоны которого осуществляется кипящим теплоносителем (обычно водой); предназначен для генерации пара, подаваемого в турбину атомной электростанции.

Кипение воды происходит непосредственно в активной зоне реактора. Различают кипящий реактор канального и корпуснóго типа. В канальных реакторах теплоноситель (вода), проходя через технологические каналы, нагревается и частично испаряется.

На АЭС РФ работают различные модификации кипящих канальных уранграфитовых реакторов, например РБМК-1000. В данном типе реакторов замедлителем нейтронов является графит, теплоносителем – вода (она обеспечивает также до 15 % замедления). Давление теплоносителя воспринимается стенками каналов. Основная конструктивная часть канального кипящего реактора – графитовая кладка, через которую проходят вертикальные каналы из циркониевого сплава с размещёнными в них тепловыделяющими сборками (ТВС), содержащими тепловыделяющие элементы (твэлы). Топливная загрузка твэла – диоксид урана с обогащением 2,4 % по изотопу $^{235}U$. В твэлах протекает цепная ядерная реакция, что приводит к их нагреву. В технологические каналы реактора циркуляционными насосами подаётся вода (под давлением 8 МПа), которая, омывая нагретые твэлы, постепенно догревается и закипает. На выходе из технологических каналов объёмное паросодержание воды составляет около 70 %. Пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы, в которых пар отделяется от воды и под давлением 7 МПа направляется в паровую турбину. Вода возвращается в контур циркуляции, в котором она смешивается с питательной водой и вновь подаётся насосами на вход технологических каналов. Паропроизводительность реактора РБМК-1000 составляет 5400 т/ч.

В корпусных реакторах кипящая вода является одновременно теплоносителем и замедлителем нейтронов. В данных реакторах пар также генерируется в активной зоне. Широкое распространение в мире получили водо-водяные корпусные кипящие реакторы (Boiling Water Reaktor, BWR). Реактор представляет собой прочный толстостенный металлический корпус с размещённой в нём активной зоной. Давление теплоносителя воспринимают стенки корпуса. Активная зона BWR состоит из ТВС. В качестве топлива используется диоксид урана с обогащением по изотопу $^{235}U$ от 2,4 до 3 %. Приводы системы управления и защиты расположены ниже активной зоны, а выше активной зоны размещена система сепарации пара. Направленную принудительную циркуляцию воды через активную зону реактора BWR обеспечивают встроенные в объём корпуса струйные насосы, в которые под напором подаётся вода от внешних циркуляционных насосов. Температура воды на входе в ТВС активной зоны составляет 216 °C при давлении 6,8 МПа. При подъёмном движении по ТВС вода нагревается и частично испаряется, температура пароводяной смеси на выходе из активной зоны – 286 °C. Пароводяная смесь из активной зоны поступает в систему турбосепараторов, а далее – в блок жалюзийных сепараторов, где происходит разделение на воду и пар. Вода возвращается в водяной объём реактора, а пар направляется в турбину. При номинальном расходе теплоносителя в контуре циркуляции 47 тыс. т/ч паропроизводительность BWR составляет 7200 т/ч.

Первые кипящие реакторы внедрены в конце 1950-х – начале 1960-х гг. Первые уранграфитовые канальные кипящие реакторы мощностью 100 и 200 МВт эксплуатировались соответственно в 1964–1981 и 1967–1989 гг. на Белоярской АЭС имени И. В. Курчатова; 4 энергоблока с водографитовыми канальными кипящими реакторами малой мощности (12 МВт) введены в строй в 1973–1976 гг. на атомной ТЭЦ в Билибино. Первый корпусной кипящий реактор (BWR) мощностью 180 МВт введён в 1960-х гг. на АЭС «Дрезден» (США).