Первый блок АЭС "Фукусима-1" был запущен в 1970 году Токийской энергетической компанией (ТЕРСО), в промышленную эксплуатацию введен в 1971 году, к февралю 2011 года станция имела 6 энергоблоков суммарной мощностью 4,7 ГВт и являлась одной из 25 крупнейших в мире. Все реакторы были спроектированы американской корпорацией General Electric, три из шести работающих были ею же и построены. Два реактора были сооружены компанией Toshiba (3-й и 5-й), один - Hitachi (4-й).
За полвека развития ядерной энергетики в мире разработано множество типов реакторов. В зависимости от методики классификации различают 5-7 основных типов, с учетом конкретных особенностей конструкции - гораздо больше. Все энергоблоки "Фукусимы-1" являются одноконтурными легководными кипящими реакторами.
Легководный реактор — ядерный реактор, в котором для замедления нейтронов и в качестве теплоносителя используется обычная вода H2O. Его следует отличать от тяжеловодного реактора, в котором используется тяжелая вода D2O. В тяжелой воде оба атома водорода заменены на атом тяжелого водорода - дейтерия.
В одноконтурном кипящем реакторе теплоноситель (вода) закипает в активной зоне, образуя пароводяную смесь. Далее этот пар непосредственно вращает турбину электрогенератора (схема двухконтурных реакторов сложнее). На реакторах "Фукусимы-1" давление внутри контура достигает 70 атмосфер, кипение воды и парообразование при этом давлении происходит при температуре 280°C.
Ядерное топливо используется в виде таблеток размером в несколько сантиметров, которые располагается в герметично закрытых капсулах - тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Для удобства использования ТВЭЛы объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые также могут называться топливными или урановыми стержнями.
Отработавшее топливо после выгрузки из активной зоны помещают бассейн выдержки, обычно расположенный рядом с реактором. Поскольку в использованных ТВС содержится большое количество продуктов деления ядерного топлива, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем выделяет энергию около 100 КВт и имеет свойство разогреваться до высоких температур. Поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах под слоем воды, естественного замедлителя нейтронов. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива, и когда его саморазогрев падает до 50-60°C, оно извлекается из бассейна и отправляется для захоронения или переработки.
В основе работы теплового ядерного реактора лежит распад радиоактивного вещества с выделением элементарных частиц — нейтронов. Рождающиеся нейтроны после нахождения в свободном состоянии либо теряются, либо, сталкиваясь с другими ядрами, вызывают новые распады и появление новых нейтронов. Полученные быстрые нейтроны с высокой кинетической энергией далее замедляются до тепловых энергий. Замедление происходит в результате многократных столкновений с атомными ядрами вещества-замедлителя. К числу замедлителей, используемых в ядерной энергетике для превращения быстрых нейтронов в тепловые, относятся вода, тяжелая вода, бериллий, графит.
Критичность состояния реактора определяется коэффициентом размножения нейтронов. Упрощенно: для стабильной работы этот коэффициент должен равняться единице. Если он меньше единицы, то состояние делящегося вещества называется подкритическим, и цепная реакция затухает. Если выше единицы, то состояние надкритическое, и цепная реакция нарастает.
Скорость течения цепной реакции регулируется перемещением в активной зоне, то есть в зоне действия топливных элементов, стержней, содержащих поглотитель нейтронов - обычно это бор, кадмий, гафний. При выдвижении такого стержня из реактора коэффициент размножения нейтронов увеличивается, что приводит к нарастанию скорости ядерной реакции. Обратное движение ведет к затуханию реактора, что и используется для аварийной остановки энергетического блока.
Ядерным топливом - теоретически - может быть любое радиоактивное вещество, в котором самопроизвольно происходит распад с выделением нейтронов, если интенсивность этого распада возможно эффективно регулировать. Практически топливом для АЭС являются различные изотопы урана и плутония или их смеси. Чистый плутоний используется в ядерном оружии и на атомных станциях не применяется. Однако его использование в смеси с ураном (мокс-топливо - Mixed-oxide fuel - смесь оксидов урана и плутония) позволяет утилизовать излишки оружейного плутония, которые в противном случае будут ядерными отходами. Именно такой вид топлива использовался на "Фукусиме".