Al momento sono attive circa 440 centrali, che contribuiscono al fabbisogno energetico mondiale per il 6-7 % sul totale e per il 18% sul fabbisogno elettrico. Paesi come la Francia hanno quasi l'80% dell'energia elettrica nucleare, moltissimi paesi occidentali si aggirano sul 18-20%.

 Esiste in tutto il mondo una gran varietà di reattori per la produzione di energia nucleare, che differiscono l'uno dall'altro per il tipo di combustibile, il moderatore o il sistema di raffreddamento. Nei reattori moderati e refrigerati ad acqua, viene generalmente usata acqua naturale (non pesante) e questo richiede l'impiego, come combustibile, di uranio arricchito.

La grande maggioranza delle centrali nucleari è del tipo PWR (Pressurized Water Reactor, cioè, reattore ad acqua in pressione). Questo tipo di reattore è molto diffuso perché costituisce quello tecnologicamente più semplice, non pone particolari problemi di reperibilità né dei materiali né del combustibile, ed offre ottime garanzie di sicurezza. Nel nocciolo avvengono le reazioni nucleari, che riscaldano a temperature anche notevoli gli elementi di combustibile, (l'uranio) che è impilato in cilindri molto lunghi e stretti. Questo sono lambiti dall'acqua di raffreddamento del circuito primario, che raffreddandoli asporta il calore e si riscalda. L'acqua si trova a circa 300-330°, ma non evapora, perché viene tenuta a una pressione di circa 155 bar (155 volte la pressione atmosferica).

Proseguendo nel suo cammino l'acqua scambia calore con altra acqua in un secondo circuito, a una pressione inferiore. Questa evapora, e il vapore arriva, ad una pressione di circa 55 bar e ad una temperatura di circa 280°, e investe una turbina, collegata a un alternatore che dà energia alla rete elettrica.

Il vapore a bassa pressione in uscita dalla turbina viene raffreddato da acqua che scorre in un terzo circuito che viene poi alla fine raffreddato ad aria in torri di raffreddamento. Se la centrale si trova nelle vicinanze di un fiume l'acqua del circuito di condensazione (il terzo), che non ha avuto il minimo contatto con zone contaminate viene presa e scaricata dal fiume, ovviamente con portate e temperature tali da non influire sull'ecosistema.

Schema di funzionamento di un reattore PWR (reattore ad acqua in pressione).

 Nel reattore ad acqua bollente (Boiling Water Reactor, BWR), l'acqua refrigerante è mantenuta a una pressione inferiore, e portata all'ebollizione nel nocciolo. Il vapore prodotto viene mandato direttamente nel generatore a turbina, condensato, e quindi ripompato nel reattore. Sebbene il vapore sia radioattivo, non c'è bisogno di alcuno scambiatore di calore intermedio tra reattore e turbina, con il conseguente guadagno in efficienza. Come nel PWR, l'acqua di raffreddamento del condensatore proviene da un'altra fonte, come un fiume o un lago.

 Il livello di potenza di un reattore in funzione viene costantemente controllato da una serie di strumenti di vario genere. La potenza in uscita viene regolata mediante l'inserimento o la rimozione dal nocciolo del reattore di barre di controllo, cioè di elementi costituiti da un materiale capace di assorbire neutroni molto efficientemente. La posizione delle barre viene determinata in modo che la reazione a catena proceda a ritmo costante.

Durante il funzionamento, e anche dopo l'interruzione, un grosso reattore da 1000 Mw ha una radioattività di miliardi di curie (Il Curie un’unità di misura della radioattività definita come quella quantità di sostanza nella quale si disintegrano 37 miliardi di atomi al secondo). Le radiazioni emesse dal materiale radioattivo vengono assorbite da opportune schermature poste intorno al reattore e al circuito di raffreddamento primario. Altre strutture di sicurezza sono un sistema di raffreddamento del nucleo, che evita che quest'ultimo raggiunga temperature pericolosamente elevate in caso di avaria dei sistemi di raffreddamento principali, e, nella maggior parte dei casi, una struttura di contenimento di tutto il materiale radioattivo che eviti qualunque fuga radioattiva in caso di rottura.

 Sebbene all'inizio degli anni Ottanta fossero già operanti negli Stati Uniti più di 100 impianti per la produzione di energia nucleare, in seguito all'incidente di Three Miles Island le preoccupazioni per la sicurezza e vari fattori di tipo economico hanno bloccato ogni ulteriore sviluppo nel campo dell'energia nucleare. Dal 1978 in poi non sono stati messi in cantiere altri impianti nucleari, e alcuni di quelli completati dopo quella data non sono stati resi operativi. Nei primi anni Cinquanta, quando iniziò lo sfruttamento dell'energia nucleare, l'uranio arricchito era disponibile solo negli Stati Uniti e nell'allora Unione Sovietica; di conseguenza i primi programmi di produzione di energia nucleare di Canada, Francia e Gran Bretagna prevedevano l'impiego di uranio naturale. Questo tipo di combustibile, meno efficace dell'uranio arricchito, richiede l'uso di ossido di deuterio (D₂O), o acqua pesante; l'acqua naturale, infatti, ha la caratteristica di catturare un numero eccessivo di neutroni che d'altra parte sono necessari in elevate quantità a causa del basso rendimento del combustibile.

 I primi reattori, alimentati con barre di uranio naturale, moderati a grafite e refrigerati con ossido di deuterio, furono in seguito soppiantati da reattori a uranio arricchito, e dai più avanzati AGR (Advanced Gas-cooled Reactor, Reattore avanzato raffreddato a gas). In Francia, in seguito alla costruzione di impianti per l'arricchimento di uranio, sono stati costruiti reattori del tipo PWR. La Russia e gli altri stati dell'ex Unione Sovietica hanno un programma molto ampio di sfruttamento dell'energia nucleare, che prevede sia il sistema PWR sia quello moderato a grafite. All'inizio degli anni Novanta erano in costruzione in tutto il mondo più di 120 nuovi impianti per la produzione di energia nucleare.

In sottofondo: J. S. Bach, Invenzione a due voci n.1 in Do min., BWV 773