Первая в мире АЭС была введена в эксплуатацию в г. Обнинске (СССР) 27 июня 1954 г., о чем сообщило Московское радио. Затем сообщение об успешно завершенных работах по созданию первой промышленной электростанции на атомной энергии было передано зарубежными информационными агентствами, прокомментировано радио и прессой, воспринято как сенсация.
На АЭС энергия, получаемая в результате деления ядер урана на осколки, превращается в тепловую энергию пара или газа, затем в электрическую энергию, т. е. в энергию движения электронов в проводнике. Деление ядер урана происходит при бомбардировке их нейтронами, в результате чего получаются осколки ядер, обычно неодинаковые по массе, - нейтроны и другие продукты деления, которые разлетаются в разные стороны с огромными скоростями и имеют, следовательно, большие кинетические энергии. Получаемая при делении ядер энергия почти полностью превращается в теплоту. Установка, в которой происходит управляемая цепная ядерная реакция деления ядерного топлива - 235U., называется ядерным реактором. Ядерное топливо обладает высокой теплотворной способностью – 1 кг 235U заменяет 2900 т угля.
На рис. 3.23 представлен общий вид АЭС.
Рис. 3.23. Общий вид атомной электростанции: 1 - хранилища топлива; 2 - реакторные здания; 3 - машинный зал; 4 - электрическая подстанция,
5 - хранилище жидких отходов
Обычные ТЭС принципиально отличаются от АЭС только тем, что рабочее тело на них получает теплоту в парогенераторах при сжигании органического топлива, а на АЭС - в ядерных реакторах. Для подогревания воды и превращения ее в пар на ТЭС используется теплота, получаемая при сжигании угля, а на АЭС - теплота, получаемая с помощью управляемой ядерной реакции деления.
Основной элемент станции - ядерный реактор, который состоит из активной зоны, отражателя, системы охлаждения, системы управления, регулирования и контроля, корпуса и биологической защиты.
В рабочие каналы активной зоны помещают ядерное топливо в виде урановых или плутониевых стержней, покрытых герметичной металлической оболочкой. В этих стержнях и происходит ядерная реакция, сопровождаемая выделением большого количества тепловой энергии. Поэтому стержни с ядерным топливом называют тепловыделяющими элементами или сокращенно твэлами. Количество твэлов в активной зоне доходит до нескольких тысяч. В активную зону помещают замедлитель нейтронов, через нее также проходит теплоноситель, под которым понимают вещество, служащее для отвода теплоты. В качестве теплоносителя используется обычная вода, тяжелая вода, водяной пар, жидкие металлы, некоторые инертные газы (углекислый газ, гелий). Теплоноситель с помощью принудительной циркуляции омывает в рабочих каналах поверхности твэлов, нагревается и уносит теплоту для дальнейшего использования. Активная зона окружена отражателем, который возвращает в нее вылетающие нейтроны.
Мощность энергетического реактора определяется возможностями быстрого отвода теплоты из активной зоны.
Основная часть энергии, выделяющейся при ядерной реакции в твэлах, идет на нагревание ядерного топлива, а небольшая часть - на нагревание замедлителя. Поскольку отвод теплоты происходит за счет конвективного теплообмена, то для повышения его интенсивности следует увеличивать скорость движения теплоносителя. Так, скорость движения воды в активной зоне составляет примерно 3-7 м/с, а скорость газов 30 - 80 м/с.
Управление реактором производится с помощью специальных стержней, поглощающих нейтроны. Стержни вводятся в активную зону и изменяют поток нейтронов, а следовательно, и интенсивность ядерной реакции.
Теплота, выделяемая в реакторе, может передаваться рабочему телу теплового двигателя (турбины) по одноконтурной (рис. 3.24 б), двухконтурной (рис. 3.24 в) и трехконтурной (рис. 3.24 г) схемам.
Каждый контур представляет собой замкнутую систему. Многоконтурная схема обеспечивает радиационную безопасность и создает удобства для обслуживания оборудования. Выбор числа контуров определяется в зависимости от типа реактора, вида теплоносителя и замедлителя, характеризующих его пригодность для использования в качестве рабочего тела в турбине.
При работе АЭС по двухконтурной схеме нагретый в реакторе теплоноситель отдает теплоту рабочему телу в парогенераторе. Если в качестве теплоносителя используется вода, то она охлаждается в парогенераторе на 15 - 40 °С. Теплоносители в виде жидкостей и газов охлаждаются в парогенераторах значительнее, иногда на несколько сотен градусов.
Первый контур радиоактивен и поэтому целиком находится внутри биологической защиты. Во втором контуре рабочее тело (вода и пар) нигде не соприкасается с радиоактивным теплоносителем первого контура, поэтому с ним можно обращаться так же, как и на обычных ГЭС.
Рис. 3.24. Схемы работы одно-, двух-, трехконтурных АЭС:
1 - реактор с первичной биологической защитой; 2 - вторичная биологическая защита; 3 - турбина; 4 - электрический генератор;
5 - конденсатор или газоохладитель; 6 - насос или компрессор;
7 - регенеративный теплообменник; 8 - циркуляционный насос; 9 - парогенератор; 10 - промежуточный теплообменник
На рис. 3.25 приведена схема первой АЭС, где в качестве теплоносителя используется вода. Чтобы в парогенераторе вода первого контура нагревала воду второго контура, превращала ее в пар и при этом не испарялась, в этом контуре используется повышенное давление, так как при этом температура кипения воды также повышается. С увеличением давления температура кипения воды изменяется следующим образом: при р = 101,3 кПа значение Ткип = 100 °С, при р = 1013 кПа значение Ткип = 180°С. В графитовый замедлитель помещены подвижные кадмиевые стержни-поглотители, которые автоматически регулируют процесс распада путем большего или меньшего погружения. В теплообменнике используется противоток, что дает возможность нагревать рабочее тело второго контура до 260 °С и охлаждать воду первого контура до 130 °С.
Рис. 3.25. Схема первой АЭС: 1 - графитовый замедлитель; 2 - стержни реактора; 3 - кольцевой коллектор; 4 - подогреватель; 5 - парогенератор; 6 - пароперегреватель; 7 - турбина; 8 - конденсатор; 9 - насос второго контура; 10 - компенсатор; 11 - насос первого контура; 12 - стальной кожух; 13 - графитовый отражатель; 14 - бетонная защита
Биологическая защита выполняет функции изоляции реактора от окружающего пространства, т.е. от проникновения за пределы реактора мощных потоков нейтронов, 
и осколков деления. Защита реактора выполняется в виде толстого слоя (до нескольких метров) бетона с внутренними каналами, по которым циркулирует вода или воздух для отвода теплоты.
Количество этой теплоты равно 3 - 5 % от всей выделенной в реакторе энергии.
Защита должна ограничивать уровни излучений до значений, не превышающих допустимых доз как при работе реактора, так и при его останове.
Биологическая защита, в первую очередь, предназначается для создания безопасных условий работы обслуживающего персонала. Поэтому все излучающие устройства (первый контур) помещаются внутри защитной оболочки.