反應堆釋熱 研究核反應堆內熱能的釋放和分布的規律。在反應堆內釋放的核裂變能主要以裂變碎片動能、中子動能，裂變產物和中子俘獲產物的放射性衰變產生的各種射線的形式出現。堆芯內功率的空間分布和熱中子注量率分布有關，是反應堆物理和熱工過程耦合的結果。裂變能的釋放亦與時間有關。反應堆關閉之後一段時間內，緩發中子仍能引起少量裂變，裂變產物和中子俘獲產物的放射性衰變能也在不斷地釋放。這些發熱通稱之為反應堆剩餘發熱。反應堆剩餘發熱的冷卻對保證反應堆的安全起至關重要的作用 。
反應堆傳熱 研究核裂變能從反應堆內傳出的過程。熱量傳遞的機制是熱傳導、熱對流和熱輻射。反應堆內熱量傳遞過程中，通常熱傳導和熱對流起主導作用。反應堆燃料元件和堆內構件中產生的熱量通過熱傳導、元件壁面和冷卻劑之間的對流換熱傳給冷卻劑，並通過冷卻劑的流動將熱量載出反應堆。
燃料元件和堆內構件中的熱傳導是具有內熱源的熱傳導過程。表征某種材料熱傳導能力大小的熱導率通常是溫度的函式，有的和受到的中子輻照劑量有關。
對流換熱是指固體表面與冷卻劑直接接觸時的熱傳遞過程。對流換熱係數是表示對流換熱的能力，它不僅依賴於反應堆冷卻劑的種類(水、氦或鈉等)，而且強烈地依賴於冷卻劑的狀態和流動方式。反應堆冷卻劑流道中可能涉及的對流換熱過程有單相換熱和兩相換熱(沸騰、冷凝、再淹沒及再濕換熱)等。
反應堆流體力學 研究與反應堆冷卻劑運行和平衡有關的流體動力學現象。包括在正常工況下反應堆內冷卻劑流量的分配，流動壓降、流動狀態的變化、流動穩定性及事故工況下的流體流動特性。
反應堆冷卻劑通道中可能存在不同的流動狀態。水冷反應堆和液態金屬冷卻反應堆中出現的氣—液兩相流狀態，是反應堆流體力學中集中研究的現象。在垂直向上流動的輕水反應堆冷卻劑流道中出現的流動型式有單相流、泡狀流、彈狀流、環狀流。冷卻劑流動的流型與壓力、流道結構、流動方向、質量含汽率及壁面熱流密度等因素有關，它對壁面熱量的傳遞能力影響很大。反應堆冷卻劑流動過程中兩相流動的穩定性與反應堆的安全運行密切相關。
反應堆熱工水力設計 通盤協調反應堆物理、結構、材料、機械製造與熱工等方面的要求，確定最佳化的反應堆熱傳輸系統，是保證反應堆具有良好的安全性和經濟性的重要一環 。
在反應堆熱工設計中，要確定熱工設計準則，平衡協調反應堆有關參數，進行反應堆熱工—水力穩態設計和瞬態分析。
反應堆熱工實驗 通過實驗，研究反應堆運行及事故過程中出現的傳熱和流體動力學現象，建立和發展描述複雜物理過程的數學模型，確定換熱基本關係式和經驗常數，校核和改進反應堆熱工設計和安全分析的數值模擬程式，對程式做出廣泛而系統的評價，提高程式分析的可信度。
反應堆熱工實驗包括單項物理過程實驗研究及反應堆系統整體綜合實驗。研究傳熱及流體動力學的單項實驗，包括加熱元件壁面汽泡的產生、長大及躍離和子通道間橫向流動交混等現象的研究。系統綜合實驗指涉及整個反應堆系統的複雜物理過程。如反應堆失水事故全尺寸的模擬實驗，研究反應堆在管道斷裂時發生的欠熱噴放、飽和噴放、乾涸，直至再淹沒等整個進程中出現的物理現象。
反應堆是一個複雜而龐大的裝置。反應堆熱工與反應堆物理、結構、材料、工藝及輻射防護等學科緊密聯繫。反應堆熱工水力學和反應堆物理間的關係尤為密切。反應堆熱工水力設計需要反應堆物理計算提供堆芯區的功率分布。堆芯內燃料、冷卻劑的溫度和密度分布又強烈地影響堆內的功率分布。反應堆熱工水力設計中必須考慮結構設計及加工製造的現實性，保證燃料元件的冷卻，防止元件的熔化、燒毀、避免燃料和冷卻劑之間的化學反應，以保持燃料元件的完整，從而將燃料核裂變產生的放射性限制在燃料元件內。核反應堆熱工學是隨著核電事業的發展，在傳熱學和流體力學的基礎上逐漸形成的一門涉及熱工水力設計技術、理論分析、實驗研究和數值模擬的綜合性學科。反應堆熱工學因與核電安全性及經濟性密切相關而對核電事業的發展有重大影響。核電事業的發展必將進一步推動本學科的發展 。
