压水堆（PWR）
最常见的核反应堆类型，高压水冷却堆芯而不沸腾，并把热量传给独立的蒸汽回路。
压水堆的一回路保持在约 155 bar，堆芯出口温度 315–330°C 时水仍是液态。稳压器控制压力；主泵驱动冷却剂流过蒸汽发生器，热量在那里传给二回路，产生约 60–70 bar 的蒸汽推动汽轮机。带放射性的一回路水从不进入汽轮机。
压水堆（含俄罗斯的 VVER 系列）约占全球在运反应堆数量和装机容量的 70%。燃料是富集到 3–5% U-235 的二氧化铀芯块，装在锆合金包壳的燃料棒里，再组成燃料组件；每 12–24 个月换料一次，每次更换约三分之一堆芯。水既是冷却剂又是慢化剂，因此空泡系数为负：水流失或沸腾时反应性下降，这是一项重要的固有安全特性。
三代+设计包括西屋 AP1000（无需操作员干预即可非能动冷却 72 小时；美国 Vogtle 3、4 号机组，中国三门和海阳）、EPR（1,600–1,650 MWe；台山、Olkiluoto 3、Flamanville 3、Hinkley Point C）、韩国 APR-1400、中国华龙一号和俄罗斯 VVER-1200。典型容量系数为 80–93%。多数轻水小型模块化反应堆是缩小版的一体化压水堆。
相关术语
全部术语 →- 沸水堆（BWR）
冷却剂在堆芯内沸腾、产生的蒸汽直接驱动汽轮机的轻水核反应堆，没有蒸汽发生器。
- 核裂变
铀-235 或钚-239 等重原子核吸收一个中子后分裂成较轻的原子核，释放约 200 MeV 能量和更多中子。
- 铀浓缩
把铀中易裂变的 U-235 比例从天然的 0.711% 提高，用于制造反应堆燃料，浓缩度极高时可用于武器。
- SMR（小型模块化反应堆）
单个模块电功率最高约 300 MWe 的核反应堆，设计上在工厂制造、模块化部署，以缩短工期、降低融资风险。
- 燃耗
单位初始重金属质量的核燃料释放的热能，通常以每吨重金属吉瓦日（GWd/tHM）表示。
- 增容改造
经许可提高现有电厂（最常见的是核反应堆）最大出力，通过更精确的测量或设备升级实现。