Ядерные реакторы бывают двух видов – на медленных и быстрых нейтронах. Большинство выделяющихся при делении нейтронов имеют энергию порядка 1-2 МэВ, и скорости около 107м/с. Такие нейтроны называются быстрыми, и одинаково эффективно поглощаются как ураном-235, так и ураном-238, а т.к. тяжелого изотопа больше, а он не делится, то цепная реакция не развивается. Нейтроны, движущиеся со скоростям около 2×103м/с, называют тепловыми. Такие нейтроны активнее, чем быстрые, поглощаются ураном-235. Таким образом, для осуществления управляемой ядерной реакции, необходимо замедлить нейтроны до тепловых скоростей. Наиболее распространенными замедлителями в реакторах являются графит, обычная и тяжелая вода. Для того, чтобы коэффициент деления поддерживался на уровне единицы, используются поглотители и отражатели. Поглотителями являются стержни из кадмия и бора, захватывающие тепловые нейтроны, отражателем – бериллий.

Если в качестве горючего использовать уран, обогащенный изотопом с массой 235, то реактор может работать и без замедлителя на быстрых нейтронах. В таком реакторе большинство нейтронов поглощаются ураном-238, который в результате двух бета-распадов становится плутонием-239, также являющимся ядерным топливом и исходным материалом для ядерного оружия . Таким образом, реактор на быстрых нейтронах является не только энергетической установкой, но и размножителем горючего для реактора. Недостаток – необходимость обогащения урана легким изотопом.

Энергия в ядерных реакциях выделяется не только за счет деления тяжелых ядер, но и за счет соединения легких. Для соединения ядер необходимо преодолеть кулоновскую силу отталкивания, что возможно при температуре плазмы около 107–108 К. Примером термоядерной реакции служит синтез гелия из дейтерия и трития или . При синтезе 1 грамма гелия выделяется энергия, эквивалентная сжиганию 10 тонн дизельного топлива. Управляемая термоядерная реакция возможна при нагревании ее до соответствующей температуры путем пропускания через нее электрического тока или с помощью лазера.