通常称反应堆中每代中子平均存在的时间为堆中子寿命。裂变过程中直接放出的中子占中子总数99％以上，在一般堆内寿命为10-4—10-3s量级的中子，称为瞬发中子；另外一部分不到1％的中子是一些裂变碎片核放出来的，这些核称为缓发中子先驱核，它们以几分之一秒到几十秒的半衰期放出中子，这些中子称为缓发中子。启动反应堆，先要使堆进入超临界状态（即中子增殖系数大于1），堆内中子数才能开始按指数规律增长。中子增殖系数超过1的部分称为剩余中子增殖系数。如堆内瞬发中子寿命为10-4s，剩余中子增殖系数数值超过了缓发中子份额，例如为0.01，反应堆不依靠缓发中子就可以维持超临界状态，则其功率增长将难以控制。如果剩余中子增殖系数小于缓发中子份额，反应堆要依靠缓发中子才能维持超临界状态，则由于决定于先驱核半衰期的缓发中子寿命较长，平均说来可使全堆中子寿命延长两个星级以上，堆内中子数就会以缓慢的速度增长，也就可能对它加以控制了。所以控制反应堆的关键在于保持剩余中子增殖系数不大于缓发中子份额。在用铀-235作燃料的反应堆中，缓发中子份额约为0.007。在反应堆的控制中经常不用剩余中子增殖系数而用反应性这个概念，常用符号ρ表示，其定义为ρ=（κ-1）/κ。由定义可见，在中子增殖系数κ接近于1时，剩余中子增殖系数同反应性的数值是很接近的。
为了实现对反应堆的控制，主要方法是向堆内增加或减少能强烈吸收中子的材料来改变堆的反应性。硼、铪、镉及其化合物都可以用作控制材料，通常把它们做成棒状或片状应用，称为控制棒。控制材料也可以用液体形式，例如，把硼酸水溶液加到用作慢化剂和冷却剂的水中，就可以起控制作用，但这一方法只能在反应性变化较慢的条件下应用。中子增殖系数不仅同中子在堆内的生成和吸收有关，还同中子由堆内往外的泄漏有关。因此，在用液体作为慢化剂或冷却剂和反射层的堆中，调节液态反射层水位，从而改变中子的泄漏份额也可以用作控制反应堆的方法。
控制棒可以分为安全棒、补偿棒和调节棒三种。安全棒的作用是当反应堆发生意外或事故时，它可以依靠重力或弹簧装置迅速进入堆芯使反应堆停闭，从而保证安全；补偿棒用来补偿堆内反应性的缓慢变化；调节棒的作用在于用以调整反应堆的功率，使之达到并维持给定水平。对控制材料的要求是，吸收中子的能力强，热稳定性和辐照稳定性好，同冷却剂的相容性好，有一定机械强度并易于加工制造。
4．裂变反应堆的屏蔽
反应堆运行过程中产生大量中子，同时裂变产物具有极强的放射性。为使反应堆的操作人员身体健康不受各种放射线的伤害，反应堆的外部设有很厚的屏蔽层。快中子有很强的穿透力，慢中子比较容易被一般材料吸收，用一定的慢化材料把快中子慢化下来，着重对慢中子屏蔽，就实现了中子屏蔽。γ射线也具有强穿透力，要用含有重元素的材料才能有效地屏蔽γ射线。铅对γ射线的屏蔽性能很好，但价格较贵，不能广泛使用。一般是用混凝土中加入铁矿石或用较厚的混凝土层作屏蔽层。屏蔽层的厚度决定于反应堆的功率，有时达3—4m以上。
5．裂变反应堆的类型
可以从不同角度划分反应堆的类型，用途、堆芯结构、采用的核燃料、冷却剂和慢化剂、堆内中子能最、中子在堆内能否使核燃料增殖等因素都可以作为分类标准。按照用途可以把反应堆大致分为生产堆、研究试验堆和动力堆（包括供热堆）三大类；也可以分为军用和民用两大类。
（1）生产堆主要用来生产核武器装料用的钚-239和氚，也可附带生产一点别的放射性核素。只有发展核武器的核大国才建造这种堆。
（2）研究试验堆用途很广，可以用它做基础研究，也可以用它进行工程研究，还可以用它生产同位素。研究堆可以用于核物理、中子物理、凝聚态物理、辐射化学、生物学、医学、材料科学等许多学科基础研究的实验的中子源。所以有人把研究堆称为中子源用堆。工程研究堆大致可分成两类：①功率极低（一般在100W以下）的堆叫做零功率堆或零功率装置。零功率堆的大部分物理性能不随堆的功率高低发生显著变化，结构简单灵活，放射性极低，工作人员易于接近操作，改变条件就可以进行各种实验研究。有一时期，在中子数据不齐全、电子计算机性能也不够好的条件下常用零功率堆模拟研究新型堆的物理性能，以所得的资料作为新堆的设计基础。随着堆技术的进展，这种堆大部分已停止使用，只有少数研究先进堆型的堆还在运行，②功率为几万到十几万千瓦的工程研究堆，主要用来研究新型堆的燃料元件和各种堆用材料的辐照性能。
（3）动力堆用来发电或提供动力，单纯提供热能的堆也可归入这一类型。这类堆有军用民用之分。军用动力堆主要用来生产军舰汽轮机用的蒸汽，特别在潜艇上用得最多。民用动力堆（以下简称动力堆）主要用在核电站中，它起着火电站中锅炉的作用。民用堆又可以分为快中子堆、慢中子堆。到20世纪70年代前期为止，慢中子堆技术已进入成熟阶段，其特征是大型慢中子堆核电站的发电成本显著地低于火电站。技术比较成熟的慢中子动力堆有压水堆、沸水堆、重水堆和石墨气冷堆四种。
①压水堆。用普通水作慢化剂和冷却剂，用浓缩氧化铀为燃料，锆合金或不锈钢作包壳。堆芯装在压力壳中，堆匀的压力约为150atm，堆芯出口处温度可达330℃左右。这种堆通过蒸汽发生器来产生发电用的蒸汽，堆芯体积较小，功率密度较大。压水堆是目前国际上最多的堆型（军用动力堆也是用的这种堆型），已有30多年的历史。堆的热效率由28％提高到34％，功率密度由52kw/1提高到100kw/1，平均燃耗由7800MW·d/t提高到了38000MW·d/t。相对其它堆型，它的比投资和发电成本同沸水堆差不多而低于重水堆和石墨气冷堆。
②沸水堆。是同压水堆相近的一种慢中子堆，同压水堆的主要区别是沸水堆中容许水在堆芯内沸腾产生蒸汽，并把蒸汽直接送去推动汽轮机，堆内温度和压力都比压水堆低些。它不用蒸汽发生器，但功率密度只有压水堆的一半左右，堆芯体积和压力壳比压力堆大得多，所以造价同压水堆相当。安全性能较好是沸水堆的一个重要优点。沸水堆的功率意外升高时堆芯中的水加速沸腾，气泡增多，水所占的体积降低，慢化能力减小，反应性就下降，功率随之下降。
⑧重水堆。用重水为慢化剂，冷却剂可以用重水，也可以用普通水、有机物或气体，但以用重水冷却的最多。熏水堆的最大优点是可以用天然铀为燃料。管式重水堆可以不停堆更换燃料元件，用这种堆的核电站负载因子较高也是重水堆的重要优点。重水堆的缺点是（重水）价格昂贵，重水回路密封要求高。重水堆的发电成本比其它水堆略高，运动维修也要复杂一些。
④石墨气冷堆。用天然铀或浓缩铀作燃料，二氧化碳为冷却剂。用这种堆发电，成本也低于燃煤发电，但堆的体积比水堆大得多，所用设备也较笨重，单位功率的投资比水堆约高20％，发电成本也比水堆高不少。因此，虽然这种堆型的技术也已成熟，目前除英国外，其它国家都已不再建造这种堆。
6．核裂变发电站
1954年，前苏联建成了世界上第一座热中子核电站，而后被世界各国广泛推广。目前世界上已经投入运行的热中子核电站已有428座，在建的有61座，遍布各大洲34个国家和地区，总装机容量已达4亿多千瓦，约占世界发电总量的1/5。其中从已运行的装机容昔来看，美国占首位约占世界的1/3，其次为法国、日本、德国和俄罗斯。法国已有57座核电站在运行，发电罱占其全国总发电量的77％，为世界之最。我国大陆核电发展较晚，目前仅有秦山核电站和大亚湾核电站两座，装机容量仅占总装机容量的1％左右。
核电虽然造价较高，但运行成本低于火电，环境污染也比火电小得多，作为一种极好的能源，将来会在全世界广泛推广使用。
受控热核聚变
受控热核聚变是轻等离子体核加热到很高的温度，以克服原子核之间的库仑排斥力，使在可控制的条件下发生大量的原子核聚变反应而释放出能量的一种核反应过程。1952年到1953年，美国、前苏联相继试验了氢弹，实现了非受控的即爆炸式的热核聚变。从那时以来，人们一直研究如何实现受控热核聚变，用来解决人类的能源问题。以下分别说明受控热核聚变这项开发性研究的一些特点。
1．聚变能源
目前，全世界每年新探明的石油储量小于当年的开采量，呈现了石油的总危机。煤的储量比石油丰富。然而这类化石燃料的资源终究是很有限的。目前已知可利用的化石燃料热值估约100Q（1Q=1.05×1021焦耳），设全球每年消费能量1Q，只敷百年之用。
自从20世纪中叶开始建立裂变原子能电站以来，至今它已发展为成熟的技术。虽然核裂变燃料（铀）的热值比碳氢燃料高得多，但是对于有开采价值的铀矿来说，日前的估计，即使应用增殖堆来增殖燃料，其可利用的热值总数200Q，也只够两个世纪的需要。
因此，有必要发展受控热核聚变以弥补化石燃料与核裂变燃料将来的短缺。受控热核聚变的燃料是重氢——氘，它普遍地存在于自然界的水中。重水（D2O）约占水分子数的七千分之一。聚变燃料具有很高的热值，1公斤氘相当于4公斤的铀（235U）、8600吨汽油或11000吨煤，也就是1桶水的聚变能抵400桶汽油。全地球水的总聚变潜能为1.5×1010Q，足供人类使用百亿年，超过迄今为止的地球的历史年代。就拿较易实现的氘氚聚变来说，再生氚所需要的锂（6Li）也足够用千年。因此可以说，受控热核聚变的实现将为人类提供取之不尽的新能源。目前就燃料成本来说，氘比煤便宜干倍，比石油便宜万倍。
核聚变与核裂变相比较，除了其燃料无比丰富与价廉之外，还有放射性污染相对少的优点。聚变过程中的氚虽是放射性元素，但其半衰期比较短（12年），且其放射性低，生物效应也较弱，比起裂变碎片的放射性处理要简单得多。但经中子撞击而激活的结构物质，聚变堆与裂变堆中都有，同样要设置屏蔽。
除了纯聚变反应堆以外，也有可能使用聚变裂变混合堆，它利用聚变产生的强大的中子流，使裂变堆中的238U或232Th转换为239Pu或233U，成为有用的裂变燃料。并且14MeV中子也能引起238U裂变的能量输出倍增效应。它使聚变有增益的条件放宽，较易实现。
2．热核聚变
几种典型的聚变反应为：
D＋D→T（1.01MeV）＋p（3.03MeV）
或D＋D→3He（0.82MeV）＋n（2.45MeV）
D＋T→4He（3.52MeV）＋n（14.06MeV）
D＋3He→3He（3.67MeV）＋p（14.67MeV）这里D即氘，T即氚，p即质子，n即中子。D-D的两种反应的几率相等。以纯氘为燃料的反应，如果温度足够高，上述反应都可发生，则3D→4He（3.59MeV）＋p（8.85MeV）＋n（8．25MeV）＋0.915MeV即每烧掉1个氘核得7.2MeV的能最，其中38％为中子所携带，其余属于荷电粒子。氘-氚聚变反应的能量的80％由中子携带，20％为α粒子（4He核）所携带。
由于这些轻核都是带正电的，相互之间存在库仑斥力，要使它们能够相互靠拢，然后依靠短程的核力来实现融合，就必须让它们具有足够的动能，电就是说要为它们提供足够高的温度。两个轻核发生聚变的几率（也就是聚变反应截面）除了取决于温度外也与轻核介质的密度有关，因为介质密度愈大轻核之间发生碰撞的机会也愈大。
与核裂变能的应用需要实现链式反应一样，对于核聚变能的应用也必须实现自持的聚变，也就是说从核聚变释放出来的能量，除去各种损失后，剩余的能量能在足够长的时间内维持能使核聚变反应继续进行的温度和密度。1957年，英国物理学家劳森把列聚变反应的科学可行性条件归结为：D-D堆neτE≥1015s/cm3，T≈50keVD-D堆neτE≥6×1013s/cm，T≈10keV科学可行性条件也常称为劳森判据。它考虑将等离子体加热至温度T，轻核的粒子数密度ne，约束时间τE，反应释放的聚变能与热能发电（效率为η）以供加热，故η（3neκT/τ＋Pei＋Pce＋Pn）=3neκT/τ＋Pei＋Pce所得的ne值和上述neτE条件差不多（略高）。
3．受控热核聚变研究
上述热核聚变条件表明加热与约束等离子体是受控聚变研究的两大课题。此研究可划分为磁约束与惯性约束两类途径。磁约束热核聚变途径靠欧姆电流加热或中性束注入与各种射频波加热。其高温高压等离子体的粒子受到磁场所施的洛伦兹力的作用而绕力线回旋，从而受到约束，使之与容器壁分隔开来。惯性约束聚变途径则依靠激光束、电子束或离子束等加热氘氚靶丸，利用粒子的惯性，在未严重飞散之前能进行适度的热核燃烧。以往30多年的研究已使人们接近于走完前述实现受控热核聚变的第一步，即磁约束途径将实现科学上达到的能量得失相当，惯性约束途径也有可能在21世纪初叶达到这一目标。
（1）惯性约束聚变
惯性约束聚变可以说是受控制的微型核爆炸，自20世纪60年代初激光问世以来，人们一直设法使用激光束，中国上海光机所的“神光”激光器用于核聚变实验的六路真空靶室。70年代后又考虑用强流相对论性电子束或离子束等高功率短脉冲的射束，集射到球形氘氚靶丸上，使之加热，表面消融为高温等离子体，并且高速喷射产生强大的反冲力，使之向心爆聚，压缩到超高密度（为固体的千倍），同时使中心温度高达点火，由于聚变产生的α粒子对等离子体的自加热作用使之自持，利用粒子的惯性，在靶丸未严重飞散（以声速）之前的短暂时间（10-10—10-11秒）内达到足够高的热核燃烧。