Většinou se používají tlakovodní reaktory PWR (65 %), co do četnosti jsou na druhém místě reaktory varné BWR (22 %). Následují reaktory těžkovodní, grafitové, plynem chlazené, rychlé, popř. další typy.

PWR, VVER je v současnosti nejpoužívanější typ. Jedná se o tepelný tlakový reaktor, moderovaný i chlazený obyčejnou vodou. I v Temelíně a v Dukovanech pracují reaktory tohoto typu. Stejné reaktory jsou pro svou vysokou bezpečnost používány kromě jaderných elektráren i k pohonu jaderných ponorek. Model tohoto reaktoru je na obr. 28.

V aktivní zóně jsou palivové články z pravidelně uspořádaných palivových proutků. Palivem je slabě obohacený U²³⁵ ve formě oxidu UO₂.

Voda pod vysokým tlakem proudí aktivní zónou kolem palivových proutků, ohřívá se a je vedena potrubím do parogenerátoru, ve kterém předává teplo vodě v sekundárním okruhu bloku a mění ji na páru. Vzniklá pára pohání turbínu spojenou s generátorem elektrického proudu. Sekundární okruh je dále ochlazován tzv. terciálním okruhem jehož dominantou bývají často vysoké chladicí věže.

Teplota vody na výstupu z reaktoru je obvykle kolem 320 °C, tlak vody v reaktoru okolo 15 MPa. Teplota páry přicházející do turbíny bývá kolem 270 °C. Turbína na rozdíl od parní turbíny v TE mívá jen dva díly, vysokotlaký a středotlaký.

BWR je tepelný varný reaktor, moderovaný i chlazený obyčejnou vodou, je druhým nejrozšířenějším typem jaderného reaktoru.

Aktivní zónu tvoří obvykle opět svazky pravidelně uspořádaných palivových článků. Ty se skládají z palivových proutků v zirkoniových trubkách, ve kterých jsou naskládané a hermeticky uzavřené malé válečky z UO₂ (slabě obohacený uran). Aktivní zóna je uzavřena uvnitř tlakové nádoby reaktoru. Aktivní zóna reaktorů BWR se svým řešením podobá klasickým tlakovodním reaktorům.

Rozdíl oproti typu PWR je v tom, že voda se ohřívá v aktivní zóně až do varu a přímo v tlakové nádobě reaktoru tak vzniká pára. Ta je v horní části reaktoru zbavena kapek (vysušena) a odtud jde přímo na turbínu, která je spojena s generátorem elektrického napětí, viz obr. 29. Toto zjednodušení oproti tlakovodnímu reaktoru PWR s sebou ale nese tu nevýhodu, že pára pohánějící turbínu je radioaktivní (viz kap. 3.4).

Tlak vody v reaktoru bývá jen 7 MPa, teplota na výstupu z reaktoru 286 °C.

Reaktory BWR jsou v provozu např. v některých německých JE.

CANDU je označení pro tepelný, těžkou vodou moderovaný reaktor kanadské konstrukce. Kanada se tak chtěla vyhnout potřebě energeticky náročného obohacování uranu, takže vyvinula tento reaktor, který využívá štěpení přírodního uranu. Postupně se reaktor rozšířil i mimo Kanadu. Dnes ho využívají též např. Jižní Korea, Čína, Indie. Jedná se o 3. nejpoužívanější typ reaktoru.

Základem konstrukce aktivní zóny je nádoba tvaru ležícího válce (tzv. Calandria), která má v sobě vodorovné průduchy pro umístění tlakových trubek ze zirkoniové slitiny. Do nádoby je napuštěna těžká voda (moderátor). Ta ale musí být stále chlazena speciálním okruhem, aby její teplota zůstávala nízká (30 °C), protože moderační schopnost se snižuje s vyšší teplotou. V tlakových trubkách jsou zasunuty palivové články a kolem nich proudí chladicí těžká voda. Palivové články tvoří válečky z UO₂ (přírodní neobohacený), které jsou v krátkých trubkách ze slitiny zirkonia.

Chladicí těžká voda proudí kanály kolem palivových tyčí, ohřívá se, je vedena do parogenerátoru, kde předává své teplo vodě sekundárního okruhu, ze které vzniká pára. Tlak chladicí těžké vody na výstupu z reaktoru je 9,3 MPa, teplota 305 °C.

Schéma reaktoru je na obr. 30.

Nelze se též nezmínit o reaktoru RBMK, což je smutně proslulý černobylský typ reaktoru. Jedná se o tepelný, obyčejnou vodou chlazený a grafitem moderovaný reaktor. Již první jaderná elektrárna na světě využívala tento typ reaktoru. Po černobylské havárii byla jejich výstavba pozastavena a v dnešní době je jich v provozu pouze několik v Rusku.

Palivové pruty mají tvar štíhlých trubek a jsou ze slitiny zirkonia a niobu. Uvnitř jsou naskládány válečky z UO₂ (slabě obohacený – 1,8 %). Palivové pruty jsou umístěny ve svislých tlakových kanálech v grafitovém válcovém bloku.

Do tlakových kanálů se čerpá voda a ohřívá se tam až k bodu varu. Teplota vody na výstupu z reaktoru je 284 °C. Směs vody a páry proudí do separátorů, kde se oddělí voda, a nasycená pára je vedena na turbínu spojenou s generátorem. Elektrárna je tedy jednookruhová, do turbíny proudí radioaktivní pára.

GCR Magnox je tepelný, plynem chlazený (CO₂) a grafitem moderovaný reaktor. V dnešní době se nejedná o rozšířený reaktor. Nejvíce ho provozovala Velká Británie. Palivem byl přírodní uran, moderátor grafit.

Za jeho nástupce lze považovat pokročilý reaktor AGR (Advanced Gas Cooled Grafit Moderated Reactor), který se používá ve Velké Británii. Palivem je obohacený uran (UO₂), moderátorem grafit a chladivem CO₂. Jedná se opět o dvouokruhovou JE.

FBR je rychlý množivý reaktor, nepoužívá se v něm moderátor. Využívá rychlé neutrony. Umožňuje lepší využití paliva, protože během provozu vyprodukuje více plutonia, než sám spálí. Palivem je směs oxidu plutoničitého (PuO₂) a oxidu uraničitého (UO₂). Obohacení paliva plutoniem na 20 %. Aktivní zóna je obklopena „plodícím“ pláštěm z uranu. Chlazení zajišťuje tekutý sodík, teplota sodíku na výstupu z reaktoru je 545 °C. Elektrárna s tímto reaktorem je tříokruhová, viz kap. 3.6.

Schéma je na obr. 31.