Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах, ядерный реактор, использующий тепловые нейтроны для поддержания цепной реакции деления ядер топлива. В таких реакторах в качестве ядерного топлива применяют природный или слабообогащённый уран либо ²³²Th.

Реакторы на тепловых нейтронах различаются по веществам, используемым в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя, с помощью которого выполняется отвод теплоты от активной зоны реактора. Наиболее часто на атомной электростанции (АЭС) применяют водо-водяные реакторы, графито-водные реакторы, графито-газовые реакторы и тяжеловодные реакторы – как правило, с водяным (иногда тяжеловодным) теплоносителем и тяжеловодным замедлителем.

Графито-водные и водо-водяные реакторы на тепловых нейтронах эксплуатируются на АЭС России, водо-водяные – США (Вогтль, Грэнд-Галф и др.), графито-газовые – Великобритании, тяжеловодные – Канады (Пикеринг, Дарлингтон и др.). В США работает уран-ториевый реактор, в котором в качестве теплоносителя используются расплавы солей, а в Индии работает реактор с ториевым топливом. Проведены эксперименты по применению легководных реакторов с торий-плутониевым топливом в Германии и Норвегии, а также с торий-плутониевым оксидным топливом в России.