Составная часть атомной энергетической установки (АЭУ), в которой внутриядерная энергия ядерного горючего преобразуется в тепловую. Впервые ядерный реактор, обеспечивающий тепловой энергией СЭУ, был создан в СССР для ледокола "Ленин" в 1959 г., в США для грузопассажирского судна "Саванна" в 1962 г. Принцип действия ядерного реактора заключается в осуществлении управляемой цепной реакции деления энергия, называется активной зоной. Она окружается отражателями, препятствующими утечке нейтронов. Тепло от ТВЭЛов отводится теплоносителем (водой, газом и др.), циркулирующим через корпус и системы ядерной перепроизводящей или газогенераторной установки. Регулирование мощности ядерного реактора, необходимое для управления работой СЭУ, осуществляется при помощи стержней из материала, хорошо поглощающего нейтроны (кадмий, бор и др.). Введением и выведением этих стержней из активной зоны регулируются интенсивность цепной реакции и выделение энергии. Для аварийной остановки реактора предусматриваются стержни аварийной защиты. В процессе работы реактора ядерное горючее "выгорает" и уменьшается коэффициент размножения нейтронов, что приводит к замедлению цепной реакции. Для обеспечения работы реактора с постоянным количеством выделяемой энергии в течении заданного срока (кампания ядерного реактора) в реактор загружают топливо в количестве, превышающем необходимое для первоначального выделения потребной энергии. Для компенсации избыточной надкритичности служат компенсирующие устройствава (металлические стержни, пластины, поглощающие нейтроны) и выгорающий поглотитель (бор). Компенсирующие стержни располагаются между технологическими каналами и по мере выгорания ядерного горючего выдвигаются из активной зоны. Выгорающие поглотители располагаются внутри технологических каналов и "выгорают" совместно с ядерным горючим, за счет чего повышается коэффициент размножения нейтронов. В процессе деления ядер урана происходят нейтронное и гамма-излучения, обладающие высокой проникающей способностью и оказывающие вредное воздействие на живые организмы. Поэтому корпус ядерного реактора ограждается биологической защитой (сочетание свинца, железа, воды и др. материалов, поглощающих радиоактивные излучения). Биологическая защита составляет основную массу АЭУ. Дальнейшее совершенствование ядерного реактора идет в направлении повышения срока службы активных зон ядерного реактора, интенсификации теплообмена в активной зоне, снижения массы биологической защиты.