石墨堆：以石墨作慢化劑材料，以水(輕水)作為冷卻劑。切爾諾貝利事故后，即廢止此堆型的建設。

壓水堆：最初是美國為核潛艇設計的一種熱中子堆堆型。使用水(輕水)作為慢化劑和冷卻劑。它主要由核島和常規島組成。在核島中的系統設備主要有壓水堆本體，一回路系統，以及為支持一回路系統正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統。常規島主要包括汽輪機組及二回等系統，其形式與常規火電廠類似。一環路、燃料包殼、安全殼構成壓水堆的三道安全屏障。壓水堆經過一系列的重大改進，已經成為技術上最成熟的一種堆型。壓水堆最顯著的特點是結構緊湊，堆型的功率密度大。同時與其他核電堆型比，經濟上基建費用低、建設周期短、輕水價格便宜。三里島核事故中發生堆芯損壞的為壓水堆。目前我國已運行和在建的核電機組大部分為壓水堆。

沸水堆：使用水(輕水)作為慢化劑和冷卻劑。沸水堆只有一個回路。水通過反應堆堆芯，轉化為蒸汽后直接到汽輪機廠房做功。因此，沸水堆具有直接循環、工作壓力低、堆型出現空泡安全系數高等特點。由于減少了一個回路，雖然與壓水堆相比減少了大量的設備降低了成本，但也帶來不足，如導致汽輪機帶有放射性，輻射防護和廢物處理復雜。福島核事故中發生事故的均為沸水堆。

重水堆：用重水(D2O)作為慢化劑的反應堆。目前重水堆主要以加拿大CANDU為代表。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑。重水堆的主要優點是可以利用天然鈾作為核燃料，同時實現不停堆換料。但基礎投資比重大、堆芯體積大。我國秦山三期為兩臺加拿大技術的重水堆。

高溫氣冷堆：一種用高富集度鈾的包敷顆粒作核燃料、石墨作中子慢化劑、高溫氦氣作為冷卻劑的先進熱中子轉化堆核電站。高溫氣冷堆的核燃料經復雜的工藝加工制成直徑達60毫米的球形燃料元件。球形元件重疊時，彼此間有空隙可供高溫氦氣流過。在氦循環風機的驅動下，氦氣不斷通過堆芯將裂變熱帶出，進行閉式循環。目前高溫氣冷堆有直接循環、間接循環和特高溫冷堆三種形式。高溫氣冷堆具有選址靈活且熱效率高、高轉化比、安全性高、對環境污染小、有綜合利用的廣闊前景等優點。在燃料制造、工藝技術和后處理等方面存在困難。目前我國在建的石島灣核電站為高溫氣冷堆。

快中子堆：是快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。快堆中沒有慢化劑，主要的冷卻劑是液態金屬鈉或氦氣。快堆在運行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多于所耗，能實現核裂變材料的增殖。從某種意義上說，其他核電堆型是小號核燃料產生電能的工廠，而快堆核電站則是可以同時產生核燃料和電能的工程。但是實際中還有一些技術問題正在克服。隨著快堆技術的日臻完善，將來在反應堆中將逐漸占主導地位。目前我國的試驗快堆項目已經臨界并投入運行。

在當前以發電為目的的核能動力領域，世界上應用比較普遍或具有良好發展前景的主要有壓水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、高溫氣冷堆(HTGR)和快中子堆(LMFBR)等五種堆型。在運行的核電站中，壓水堆占67.2%，沸水堆占21.1%，重水堆占6.3%，氣冷堆2.8%，快堆0.2%，其他堆型2.4%。