Во́до-водяно́й реа́ктор (ВВР), ядерный реактор, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит вода. Различают ВВР энергетические (ВВЭР) – для применения на АЭС и атомных теплофикационных станциях (АСТ); ядерные паропроизводящие установки (ЯППУ) транспортного назначения – судовые и корабельные; исследовательские. Конструктивно ВВР представляет собой резервуар, заполненный водой, в которую погружены тепловыделяющие элементы (твэлы). Проходящий через них поток воды, создаваемый циркуляционными насосами, отводит выделяющееся тепло. ВВР состоит из активной зоны (АЗ), отражателя, систем охлаждения, управления, регулирования и контроля, корпуса реактора и биологической защиты. Ядерное топливо размещается в виде твэлов в АЗ, где непосредственно происходят ядерная реакция и выделение тепла. Для удобства монтажа и перегрузки топлива твэлы комплектуются группами в единую конструкцию – тепловыделяющую сборку (ТВС), в которой предусматриваются каналы для теплоносителя, осуществляющего съём тепла с поверхности твэлов. Движение теплоносителя в АЗ может осуществляться по одно-, двух- и многоконтурной схеме.

Наибольшее распространение в атомной энергетике получили ВВЭР. Например, ВВЭР-1000 (РФ) имеет тепловую мощность 3000 МВт, давление в корпусе реактора 16 МПа, температуру воды на входе в АЗ 289 °С, на выходе 322 °С, расход воды через АЗ 76 000 м3/ч; высота АЗ 3,5 м, масса сухого ВВЭР 468,2 т. Существует технологическая возможность создания теплофикационной станции, ориентированной только на выработку тепловой энергии (без комбинирования выработки электроэнергии и тепла, как на атомных ТЭЦ). Например, установка АСТ-500, где АЗ ВВЭР объединена с парогенератором в один корпус (интегральная компоновка), обеспечивает нагрев сетевой воды.

В ВВР в составе ЯППУ транспортного назначения (для атомных ледоколов, лихтеровозов, гражданских судов, атомных подводных лодок, надводных военных кораблей и др.) для уменьшения массогабаритных характеристик применяется обогащённое топливо, существенно превосходящее обогащение обычных ВВЭР.

Исследовательские ВВР предназначены для разработок перспективных топливных композиций, конструктивных материалов для различных типов реакторов. С этой целью в АЗ предусматривается возможность имитации различных параметров ВВР (по температурным полям, уровню нейтронных потоков и др.).