[拼音]：yashuidui
[外文]：pressurized water reactor，缩写PWR
使用加压轻水(即普通水)作冷却剂和慢化剂，并且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为加浓铀（约含30％235U）。80年代，是世界上公认技术最成熟、运行安全、经济实用的反应堆堆型。总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60％以上。最早是用于核潜艇的军用反应堆。1961年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。压水堆由反应堆压力容器、堆心、堆内构件及控制棒组件等组成。其工作循环示意如图。
压力容器采用锻焊结构，由可拆卸的半球形顶盖、O形密封环和筒体组合件组成。筒体组合件由大直径厚壁圆柱形筒体段、法兰接管段以及半球形底封头焊接而成。顶盖和筒体组合件通常用52个直径约 165毫米的大螺栓连接。镀银的O形密封环起密封作用。压力容器的主要作用是装载反应堆堆心，密封高温高压冷却剂，防止放射性物质外逸以及屏蔽部分放射性辐射等。在安全等级上属安全一级设备，是反应堆冷却剂压力边界的一个重要组成部分。反应堆压力容器的寿期为40年。
堆心设有121或157个燃料组件，燃料棒成17×17或18×18排列。燃料组件的数量和燃料棒的排列方式，各个国家的设计略有不同。美国、法国和日本等国，通常为15×15或17×17排列，德国通常为16×16或18×18排列。60万千瓦压水堆核电站堆心的铀燃料总装载量为56吨，90万千瓦压水堆约为72吨。燃料棒的直径目前国际通用标准为9.5毫米，锆-4合金的包壳管壁厚为0.57毫米或0.64毫米，各国标准略有不同。包壳管内装有小圆柱状的二氧化铀心块，这就是核燃料，链式裂变反应在此发生。裂变产生的核能由流过燃料棒的冷却剂(水)带走。用因科镍合金或锆合金制的定位格架将燃料棒夹紧和定位，同时允许燃料棒轴向膨胀，但要抑制燃料棒的振动磨蚀。
堆心的四周用26毫米厚的围板围住，燃料组件的下部由堆心下板定位，上部由堆心上板定位，整个堆心的重量由吊篮部件把堆心悬挂在压力容器筒身法兰的内凸缘上。由堆心上板压紧燃料组件上管座的弹簧压紧燃料组件，防止燃料组件由于水力冲击而移动。
整个堆心在压力容器中位于冷却剂进、出口接管的下方，接管中心线离堆心距离约2米，以保证堆心浸没在含硼的高温、高压冷却剂中。
控制棒组件用以补偿反应堆功率变化时的反应性变化，并执行热态停堆、调节反应性的瞬时变化、维持功率在一定水平以及对冷态停堆起补偿作用等。反应堆正常运行时，控制棒组件在控制棒驱动机构的带动下在导向筒和燃料组件导向管中运动自如，在紧急停堆时能在2.5秒内连同驱动轴依靠重力迅速降落。
核电站换料一般每年一次，每次换料三分之一。换料时，控制棒驱动机构和反应堆压力容器的半球形顶盖作为一个组件吊出，并吊出位于堆心吊篮内侧以及堆心上格板以上的所有内部构件。换料操作的通常程序是反应堆停堆，打开反应堆压力容器的顶盖，拆装堆内构件，装卸或倒换燃料(为了提高核燃料的燃耗深度以充分利用核燃料，需把燃料组件从内到外或从外到内倒换)和控制棒组件，然后封闭顶盖，重新启动反应堆。
换料前反应堆应先停堆，并降压、冷却至40℃左右，一回路（反应堆冷却剂回路）水位降至反应堆压力容器法兰面以下，在反应堆附近进行剂量检查，并检查换料系统各设备的性能，做好换料前的各项准备工作。
堆内构件及其他堆内构件是反应堆压力容器内使堆心定位的构件，主要作用是支承和精确定位燃料组件，构成适当的反应堆冷却剂通道，合理分配流量，支承和固定压力容器辐照监督管等。它由吊篮部件、压紧部件和辐照监督管部件等组成。
冷却剂进入压力容器，沿堆心吊篮和压力容器壁之间的环形通道向下流动，然后，冷却剂在反应堆的堆腔下部转向上流，通过燃料组件，带走核裂变产生的热量，再由压力容器流出，进入蒸汽发生器。水既是冷却剂又是慢化剂。
反应堆装、换核燃料由反应堆大厅环行吊车和装卸料机来完成。环行吊车用来吊装反应堆压力容器顶盖、压紧组件、堆内构件等设备。装卸料机用来装卸和倒换核燃料。