Ни одна отрасль техники не развивалась так быстро, как Я. э.: в 1954 в СССР вступила в строй первая в мире АЭС (г. Обнинск), а в 1978 в СССР, США, Великобритании, Франции, Канаде, Италии, ФРГ, Японии, Швеции, ГДР, ЧССР, НРБ, Швейцарии, Испании, Индии, Пакистане, Аргентине и других странах уже дали ток свыше 200 АЭС, установленная мощность которых превысила 100 Гвт . Доля Я. э. в общем производстве электроэнергии непрерывно растет, и, по некоторым прогнозам, к 2000 году не менее 40% всей электроэнергии будет вырабатываться на АЭС. В программе энергетического строительства СССР также предусматривается опережающее развитие Я. э., особенно на Европейской части территории СССР.
Все АЭС основаны на ядерных реакторах двух типов: на тепловых и быстрых нейтронах. Реакторы на тепловых нейтронах, как более простые, получили во всём мире, в том числе и в СССР, наибольшее распространение. К моменту создания первой АЭС в СССР уже были разработаны физические основы цепной реакции деления ядер урана в реакторах на тепловых нейтронах; был выбран тип реактора — канальный, гетерогенный, уран-графитовый (теплоноситель — обычная вода). Такой реактор надёжен в эксплуатации и обеспечивает высокую степень безопасности, в частности за счёт дробления контура циркуляции теплоносителя. Перегрузку топлива можно производить «на ходу», во время работы реактора. Тепловая мощность реактора первой АЭС составила 30 Мвт , номинальная электрическая мощность АЭС — 5 Мвт . Пуском Обнинской АЭС была доказана возможность использования нового источника энергии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации этой АЭС, использован при строительстве других АЭС в СССР.
В 1964 была включена в Свердловскую энергосистему Белоярская атомная электростанция им. И. В. Курчатова с реактором на тепловых нейтронах электрической мощностью 100 Мвт , реактор которой существенно отличался от своего предшественника более высокими тепловыми характеристиками за счёт перегрева пара, осуществляемого в активной зоне реактора (т. н. ядерный перегрев). Второй блок Белоярской АЭС усовершенствованной конструкции и более мощный (200 Мвт ) был введён в эксплуатацию в 1967. Реактор имеет одноконтурную систему охлаждения. Основной недостаток ядерного перегрева — повышение температуры в активной зоне реактора, что приводит к необходимости применять температуростойкие материалы (например, нержавеющую сталь) для оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), а это в большинстве случаев ведёт к снижению общей эффективности использования ядерного топлива.
Установленные на первых АЭС уран-графитовые реакторы канального типа не имеют тяжёлого, громоздкого стального корпуса. строительство АЭС с такими реакторами представляется весьма заманчивым, поскольку оно освобождает заводы тяжёлого машиностроения от изготовления стальных изделий больших габаритов (корпус водо-водяного реактора имеет форму цилиндра диаметром 3—5 м , высотой 11—13 м при толщине стенок 100—250 мм ) с массой 200—500 т . Опыт эксплуатации первых уран-графитовых реакторов, работавших по одноконтурной схеме с кипящей водой в качестве теплоносителя, способствовал созданию одноконтурного уран-графитового кипящего реактора большой мощности — РБМК. Первый такой реактор электрической мощностью 1000 Мвт (РБМК-1000) был установлен в сентябре 1973 на Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина (ЛАЭС), а в декабре 1973 первый блок ЛАЭС дал промышленный ток в электрическую сеть Ленэнерго. Второй блок также мощностью 1000 Мвт сдан в эксплуатацию в конце 1975. За 1977 ЛАЭС выработала 12,5 млрд. квт ×ч электроэнергии. Строительство ЛАЭС продолжается, она будет состоять из 4 блоков общей мощностью 4000 Мвт . Тепловая мощность каждого из 4 блоков ЛАЭС 3200 Мвт , 70 Гкал/ч (335 Гдж/ч ) тепла будет отбираться для нужд теплофикации. ЛАЭС является головной из строящихся АЭС в Европейской части СССР.