具体地讲，在核反应堆中，要先将铀制成一定形状的燃料元件。通常是作成细棒状或套管状，而后将它们排成有规则的堆芯。堆芯多为圆柱状，并安置在一个坚固的钢制容器中。
在铀-235工作时，它在慢中子轰击下发生裂变，并释放中子。反应堆中的慢化剂可使中子的速度减慢(但不吸收)，这些慢中子去碰撞其他铀核，使之发生裂变。所以，这种反应堆称作热中子反应堆。除了热中子反应堆，随着现代核技术的发展，快中子反应堆技术也逐渐发展起来。这种反应堆中不用慢化剂，用快中子打击铀核，并使之产生链式反应。反应堆中还设有控制棒，这是由吸收中子十分强烈的物质(如镉、硼等)构成的。提起控制棒，核反应速度会加快；插入控制棒，由于它吸收一些中子，就使核反应变缓。所以，控制棒起调节反应速度和输出功率的作用。
核裂变产生的热会不断加热冷却剂。冷却剂不断循环地流过核燃料元件外壁。冷却剂是流体的，它可以由气体(如氦气、二氧化碳气等)承担，也可以由液体(如水或液态钠等)承担。由于冷却剂是带有放射性的，它产生的蒸汽是不能直接用于推动汽轮机的叶片的。所以，被加热的冷却剂在热交换器中将热传递给另一个循环系统。在这个循环系统中，利用核反应产生的热再加热水，以产生水蒸汽，进而推动叶片，再带动汽轮机和发电机发电。
核电站的发展
1954年，世界第一座并入电网的实验性核电站在前苏联建成，它的电功率为5兆瓦。接着，英国的核电站考尔德·霍尔工厂也建设成功，其发电功率为92兆瓦。世界上第一座真正工业规模的民用核电站是1958年在美国宾夕法尼亚州的希平波特建成的，电功率为90兆瓦。
经过40余年的发展，核电技术已经成熟，在经济上也具有了很强竞争力，在工业上得到了大规模的推广和应用。核电站已建成几百座。到1996年，全世界建成的发电机组已达435座，核电总装机容量已达370吉瓦。其中美国为第一，总装机数为108座，总装机容量达10.7万兆瓦。其次是法国、日本、俄罗斯、加拿大、英国、乌克兰、瑞典。中国有9个核电机组和近7000兆瓦的装机容量。不但发达国家重视建立核电站，许多发展中国家也相继建立了自己的核电事业。甚至有一些国家在电力事业发展中，以发展核电为主，例如法国、意大利、日本等国就主要以建核电站来满足电力的需求。为什么核电受到如此重视呢？
从经济上讲，核电的成本已低于火电，使用核电是很合算的。对于一座1000兆瓦的(压水堆)核电站，一年需要铀燃料30吨。而一座功率相同的火电站一年则要烧煤350万吨，需要1000列火车运输；每天还要运走烧剩下的上千吨灰渣；核电站占地也只是火电站的1／10-1／8。
当然，核电站的设计、建造和运转是一项综合性很强的系统工程，牵涉到多种学科和工业部门，反映着一个国家科学技术发展的水平。早在20世纪60年代，我国已研制成功原子弹、氢弹和核潜艇，并达到了一定的水平。20世纪80年代，我国又在民用核技术上进行了广泛的开发。特别是关于核电站的建设，我国老一辈核科学家提出自力更生建立核电站的主张。1991年12月15日，我国自行研究、设计和建造的位于浙江海盐城的秦山核电站并网发电，虽然只有300兆瓦，但从核电站的建设来看，我国已形成一个从核电站的设计、科学试验，核燃料开采、冶炼、加工制作，乏燃料处理，各种大型设备的加工制造，到电站的施工、安装、调试等完整的核电工业体系。
1992年，我国在广东大亚湾建成了从法国引进的2座900兆瓦发电机组的核电站。到目前为止，我国已具有建立300-600兆瓦商用核电站的能力。还有后来兴建的秦山核电站第二期工程(2座600兆瓦发电机组)，广东岭澳核电站(从法国引进2座1000兆瓦发电机组)，江苏连云港核电站(从俄国引进发电机组)，秦山核电站第三期工程(从加拿大引进2座700兆瓦发电机组)，必将大大提高我国核电利用的比例。此外，我国还向巴基斯坦出口了一座300兆瓦压水堆商用核电站。
在我国的能源结构中，供热消耗占了很大的比例。从1985年的数字可以看出，当年消耗8.14亿吨标准煤中，用于供热的达6亿吨，为发电的3倍多。这使煤炭和石油的供应非常紧张，为此科学家提出用核能供热。20世纪90年代，我国率先自力更生地开发出世界上第一座低温核供热堆。从长远的能源发展来看，低温核供热堆在我国北方供热和南方制冷技术上具有重要的意义。
转换堆型
核反应堆在利用燃料上可以分为两种：转换堆和增殖堆。转换堆是指消耗一个裂变燃料原子只能生产出不到一个新的裂变燃料原子的反应堆。现在流行的热中子反应堆就属于这种类型的堆。
核电站的种类很多，主要的区别是各电站采用了不同的反应堆堆型。
石墨气冷堆这种堆型主要分为3种堆型，即天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。它们用石墨作慢化剂，以二氧化碳或氦气作冷却剂，用蒸发发生器产生蒸汽，进而推动汽轮发电机发电。
石墨气冷堆的优点主要是节省中子，节省燃料，热效率较高，核技术发展的早期，为了取得钚，美国和前苏联采用石墨水冷堆，而英国和法国采用石墨气冷堆。
英国在20世纪40年代建成2座天然铀石墨气冷堆，主要是生产钚；50年代建成8座，将生产钚和发电兼顾。到1970年，差不多生产了8吨军用钚，此后这些堆就以发电为主了。法国的核研究以本国力量为主，独立地发展核技术。20世纪50年代才建成石墨气冷堆，也主要是为了生产钚。
20世纪70年代，英国发展起低浓铀石墨气冷堆，这就是改进型石墨气冷堆。70年代中期建成2座核电站，每座电站2座堆，单堆功率为660兆瓦。
在石墨气冷堆的基础上，美国、英国、前苏联和德国还发展起来一种先进的高温气冷堆。它用石墨作堆芯材料和慢化剂，氦气作冷却剂。所以称作“高温”，是由于它的堆芯出口温度通常在850℃以上。
早在20世纪40年代，美国为发展宇宙火箭曾设想了高温气冷堆，但由于军用价值不大而放慢了开发的速度。到60年代中期，英国建成了一座名为“龙”的高温气冷试验堆(热功率为20兆瓦)，美国建成了一座名为“桃花谷”的高温气冷试验堆(热功率为55兆瓦)，德国建成了一座名为“球床”的高温气冷试验堆(热功率为15兆瓦)。其中“球床”的出口温度最高，达850℃，为3堆之冠。
在试验的同时，美国、英国和德国都有庞大的发展计划，准备大力发展高温气冷堆。将它看作最有发展前途的堆型，是从热中子反应堆过渡到快中子反应堆的过渡堆型。德国尤其重视这种堆型，因为德国的褐煤蕴藏量极大，利用高温气冷堆为气化煤供热。日本则有计划利用高温气冷堆供热来炼钢。20世纪70年代，美国、英国和德国都投巨资进行研究，只是由于发生石油危机使资金受到影响，研究与开发的进度受到极大的影响。但是专家普遍认为，高温气冷堆是一种非常有前途的堆型。20世纪90年代，我国也进行了高温气冷堆的实验研究，为未来的应用做基础研究。
高温气冷堆的应用有很好的前景。由于目前多数运营的核电站都采用中温反应堆，反应堆所产生的热能只有1／3被转换为电能。除了个别堆将余热用于淡化海水或供暖，大多数的余热都白白地排放掉了。由于高温气冷堆的发电热效率可达40％，冷却剂的出口温度能达到1000℃以上。人们将邀“高温”视为未来海水淡化、炼钢、煤的气化和焦化、为化工企业供热的理想热源。
轻水反应堆轻水就是普通水。它在反应堆中用作冷却剂和慢化剂。这就是将这种堆称作轻水堆的原因了。目前在世界上运行的核电机组多数为轻水堆。轻水堆分为2种，即压水堆和沸水堆。
压水堆内的压强和温度很高，堆内的压强可达150个大气压，温度达300℃。由于压强很高，这时的水是不沸腾的。沸水堆则允许在反应堆中产生一定的沸腾。
20世纪50年代，美国在发展核潜艇时，开始研究和建造压水堆。1957年，美国在希平波特建成世界上第一座压水堆试验电站。60年代初，由于这种堆型的技术逐渐成熟，从60年代中期开始逐渐被多数国家所接受。
沸水堆的资格比压水堆要老一些。1944年，美国洛斯阿拉墨斯实验室建成世界上第一座沸水堆实验装置，并且也是世界上第一座液体燃料反应堆。这座堆并非为了发电，而是供原子弹研究之用。后来，美国阿贡实验室继续研制沸水堆。由于沸水堆可以产生蒸汽，特别是由于后来技术上的改进，可以利用蒸汽直接推动汽轮机，因此大大提高了蒸汽利用的效率。
重水反应堆重水在堆中做慢化剂，冷却剂可由重水、轻水、有机溶剂或气体充当。世界上第一座试验性重水堆是在加拿大于1962年建成的。它以天然铀做燃料。为了节省重水，人们又提出沸腾轻水冷却重水堆。重水堆还使钚产量得到提高，并将钚放入堆中去“烧”，可以实现钚的自持循环。
自从重水堆建成后，它已发展到工业应用阶段，并且主要是加拿大对此作重点研究。重水堆在选择冷却剂上具有较大灵活性，特别是选择有机溶剂做冷却剂，可以将地球上大量的钍-232(贮量为铀的3-5倍)转变为可裂变的铀-233，更加有效地利用核燃料。遗憾的是，有机溶剂的毒性较大，使技术上存在一定的困难。但可以想见，一旦研究取得重大的突破，对利用天然核物质具有重大的意义。
固增殖堆
转换堆只能利用占天然铀中的0．7％的铀-235和从铀-238转换为少量的钚-239。这个过程差不多消耗一个铀-235原子只能产生0．6-0．7个钚-239原子。这样只能利用天然铀能量的1％-2％。由于地球上铀资源是有限的，按现在的发展来看，在不长的时间内就会出现铀短缺的现象。为此要在提高核燃料的有效利用率上下功夫，这就是为什么要研究增殖堆的意义所在。
增殖堆是指消耗掉一个裂变原子可以产生一个以上的新裂变原子．这种堆把不能直接作为裂变燃料的铀-238和钍-232变成新的裂变燃料钚-239和铀-233。
这样，利用增殖堆可以使天然铀能量的利用率达到60％-70％，使贮量丰富的钍资源利用起来。
增殖堆可分为热中子增殖堆和快中子增殖堆。
热中子增殖堆1828年，着名化学家贝齐里乌斯在挪威的钍石矿石中发现了钍。钍是根据斯堪的那维亚神话中的雷神名字命名的。它是一种天然的放射性元素，但不能直接作为核燃料。如果把钍放入核反应堆中，经中子照射就可以转变为铀-233。铀-233是一种品质很好的核燃料。因此，钍是一种可增殖材料或称作可再生材料。
热中子增殖堆有两种堆型，即轻水堆和熔盐堆。轻水增殖堆是在压水堆基础上发展起来的，并且也是一种压水堆。1974年，美国将希平波特的民用压水堆改装成轻水增殖堆，并且用铀-233作燃料，用钍-232作增殖材料。增殖堆的特点是尽可能使中子损失减少，以便利用更多的中子使钍-232转变为铀-233。
由此可见，轻水增殖堆是以钍-铀循环为基础的增殖堆，它为热中子堆增殖核燃料开辟了新的且经济的途径。轻水增殖堆为核潜艇的技术改造也提供了一些好的经验。因为核潜艇堆芯寿命是4年左右，即4年要大修一次，每次大修需时1年左右。这使核潜艇的利用率大为降低，即每5艘核潜艇只能当4艘使用。况且大修时也易被敌方发现。核潜艇安装了轻水增殖堆可以使其寿命延长。
熔盐增殖堆也是一种新型的热中子增殖堆，它的核燃料是一种熔融的(低熔点)氟化盐。氟化盐既是核燃料、又是冷却剂。这种熔盐增殖堆还可以在运行过程中连续进行燃料的后处理，并及时除掉裂变毒物。因此可以在发电的同时生产新的核燃料。
熔盐增殖堆是1954年在美国建成的。最初的热功率只有2．5兆瓦。主要是用于研究核动力飞机，为飞机提供一种新型的动力源。现在的研究也注意开发其发电设施，甚至有人提出将聚变堆与熔盐堆结合起来，以提高燃料的利用率。
快中子增殖堆快中子增殖堆可简称为快堆。这是一种很理想的反应堆，因此受到极大的重视。
说到利用核能的发电装置，快堆的资格比热堆的资格还要老一些。1951年8月，美国研制成功第一座钠冷快中子反应堆，科学家将它与发电机连接起来，由核能转变的电能竟使一排房子的电灯点亮。由于它只有200千瓦，所以未将这快堆发的电并入电网。
快堆与热堆的根本区别在于，引起裂变反应的中子能量。快中子的能量超过1兆电子伏特，所以快堆烧掉核燃料的速度远大于热堆。必须要用浓缩铀(浓度为20％-30％)或钚-239，因此，在没有大量钚-239积累的条件下，热堆便被首先发展起来了。此外，快堆还有一个特点是，核反应堆工作时所产生的核燃料比消耗的多。它的增殖材料主要是铀-238，使之变为钚-239。在快堆中消耗掉一个钚-239原子可以产生1．1-1．4个新裂变原子。
根据不同的冷却方案，快堆可以分为钠冷快堆和气冷快堆两类。
钠冷快堆是以液态钠作冷却剂，以铀-钚混合氧化物作燃料，堆内没有慢化剂。核燃料在快中子的打击下产生核裂变反应，放出大量的热能被钠带出去，并产生大量蒸汽推动汽轮机。
在快堆技术研究中，法国的发展最快。最有代表性的是“凤凰”模式快堆。它于1973年8月31日建成，是世界上最早实现满功率运行的模式快堆。它的电功率为250兆瓦，采用的是钠冷却技术。为什么法国的快堆要叫“凤凰”呢？凤凰是中国古代传说的神鸟，在西方凤凰也是神鸟。西方人认为，凤凰是永生的。它的永生方法是很特别的。凤凰到1000岁时，它感到自己要死了。这时它要投入火堆，烈火的烧炼使它得以升华，并变得年轻漂亮。
气冷快堆使用气体冷却剂，压力很高，解决高压容器的问题很不容易，因此发展较慢。20世纪70年代曾根据高温气冷堆的经验和工艺，科学家提出直接建造气冷快堆。