核燃料級品位：包含易裂變核素、在核反應堆內可以實現自持核裂變鏈式反應的材料。核燃料在反應堆內使用時，應滿足以下的要求：①與包殼材料相容，與冷卻劑無強烈的化學作用；②具有較高的熔點和熱導率；③輻照穩定性好；④製造容易，再處理簡單。根據不同的堆型，可以選用不同類型的核燃料：金屬（包括合金）燃料，陶瓷燃料，彌散體燃料和流體（液態）燃料等。
金屬燃料
鈾是目前普遍使用的核燃料。天然鈾中只含0.7％的U,其餘為238U。天然鈾的這個濃度正好能使核反應堆實現自持核裂變鏈式反應，因而成為最早的核燃料，目前仍在使用。但核電站（特別是核潛艇）用的反應堆要求結構緊湊和高的功率密度,一般要用235U含量大於0.7％的濃縮鈾。這可以通過氣體擴散法或離心法來獲得。金屬鈾在堆內使用的主要缺點為：有同質異晶轉變；熔點低；存在尺寸不穩定性；最常見的是核裂變產物使其體積膨脹（稱為腫脹）；加工時形成的織構使鈾棒在輻照時沿軸向伸長（稱為輻照生長），雖然不伴隨體積變化，但伸長量有時可達原長的4倍。此外,輻照還使金屬鈾的蠕變速度增加（50～100倍）。這些問題通過鈾的合金化雖有所改善,但遠不如採用UO2陶瓷燃料為佳。
鈽(239Pu)是人工易裂變材料，臨界質量比鈾小，在有水的情況下,650克的鈽即可發生臨界事故。鈽的熔點很低(640℃),一般都以氧化物與UO2混合使用。鈽與238U組合可以實現快中子增殖，因而使鈽成為著重研究的核燃料。
釷吸收中子後可以轉換為易裂變的233U,它在地殼中的儲量很豐富，所能提供的能量大約相當於鈾、煤和石油全部儲量的總和。釷的熔點較高，直至1400℃才發生相變，且相變前後均為各向同性結構，所以輻照穩定性較好，這是它優於鈾、鈽之處。釷在使用中的主要限制為輻照下蠕變強度很低。一般以氧化物或碳化物的形式使用。在熱中子反應堆中利用233U-232Th循環可得到接近於1的轉換比,從而實現“近似增殖”。但這種循環比較複雜，後處理也比較困難，因此尚未獲得廣泛套用。
陶瓷燃料包括鈾、鈽等的氧化物、碳化物和氮化物，其中UO2是最常用的陶瓷燃料。UO2的熔點很高(2865℃)，高溫穩定性好。輻照時UO2燃料芯塊內可保留大量裂變氣體，所以燃耗（指燃耗份額，即消耗的易裂變核素的量占初始裝載量的百分比值）達10％也無明顯的尺寸變化。它與包殼材料鋯或不鏽鋼之間的相容性很好，與水也幾乎沒有化學反應,因此普遍用於輕水堆中。但是UO2的熱導率較低，核燃料的密度低，限制了反應堆參數進一步提高。在這方面，碳化鈾(UC)則具有明顯的優越性。UC的熱導率比UO2高几倍,單位體積內的含鈾量也高得多。它的主要缺點是會與水發生反應，一般用於高溫氣冷堆。
彌散體燃料
彌散體燃料這種材料是將核燃料彌散地分布在非裂變材料中。在實際套用中，廣泛採用由陶瓷燃料顆粒和金屬基體組成的彌散體系。這樣可以把陶瓷的高熔點和輻照穩定性與金屬的較好的強度、塑性和熱導率結合起來。細小的陶瓷燃料顆粒減輕了溫差造成的熱應力，連續的金屬基體又大大減少了裂變產物的外泄。由裂變碎片所引起的輻照損傷基本上集中在燃料顆粒內，而基體主要是處在中子的作用下，所受損傷相對較輕，從而可達到很深的燃耗。這種燃料在研究堆中獲得廣泛套用。除陶瓷燃料顆粒外，由鈾、鋁的金屬間化合物和鋁合金（或鋁粉）所組成的體系，效果也較好。在彌散體燃料中由於基體對中子的吸收和對燃料相的稀釋，必須使用濃縮鈾。
包覆顆粒燃料也是一種彌散體系。在高溫氣冷堆中，採用鈾、釷的氧化物或碳化物作為核燃料，並把它彌散在石墨中。由於石墨基體不夠緻密，因而要在燃料顆粒外面包上耐高溫的、堅固而氣密性好的多層外殼，以防止裂變產物的外泄和燃料顆粒的膨脹。外殼是由不同密度的熱解碳和碳化矽(SiC)組成的,其總厚度應大於反衝原子的自由程，一般在100～300微米之間。整個燃料顆粒的直徑為1毫米。使用包覆顆粒燃料不僅可達到很深的燃耗，而且大大提高了反應堆的工作溫度，是一種很有前途的核燃料類型。
