重水堆氖化和除氖系統因為管式重水堆的冷卻劑不受限制，可用重水、輕水、氣體或有機化合物。它的尺寸也不受限制，雖然壓力管帶來了伴生吸收中子損失，但由於堆芯大，可使中子的泄漏損失減小。此外，這種堆便於實行不停堆裝卸和連續換料，可省去補償燃耗的控制棒。
壓力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷卻和重水慢化、沸騰輕水冷卻兩種反應堆。這兩種堆的結構大致相同。
(1)重水慢化，重水冷卻堆核電站這種反應堆的反應堆容器不承受壓力。重水慢化劑充滿反應堆容器，有許多容器管貫穿反應堆容器，並與其成為一體。在容器管中，放有鋯合金制的壓力管。用天然二氧化鈾製成的芯塊，被裝到燃料棒的鋯合金包殼管中，然後再組成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在壓力管中，它藉助支承墊可在水平的壓力管中來回滑動。在反應堆的兩端，各設定有一座遙控定位的裝卸料機，可在反應堆運行期間連續地裝卸燃料元件。
這種核電站的發電原理是：既作慢化劑又作冷卻劑的重水，在壓力管中流動，冷卻燃料。像壓水堆那樣，為了不使重水沸騰，必須保持在高壓（約90大氣壓）狀態下。這樣，流過壓力管的高溫（約300℃）高壓的重水，把裂變產生的熱量帶出堆芯，在蒸汽發生器內傳給二迴路的輕水，以產生蒸汽，帶動汽輪發電機組發電。
（2）重水慢化、沸騰輕水冷卻堆核電站這種堆是英國在壩杜堆（重水慢化、重水冷卻堆）的基礎上發展起來的。加拿大所設計的重水慢化重水冷卻反應堆的容器和壓力管都是水平布置的。而重水慢化沸騰輕水冷卻反應堆都是垂直布置的。它的燃料管道內流動的輕水冷卻劑，在堆芯內上升的過程中，引起沸騰，所產生的蒸汽直接送進汽輪機，並帶動發電機。
因為輕水比重水吸收中子多，堆芯用天然鈾作燃料就很難維持穩定的核反應，所以，大多數設計都在燃料中加入了低濃度的鈾－235或鈽－239。
重水堆的突出優點是能最有效地利用天然鈾。由於重水慢化性能好，吸收中子少，這不僅可直接用天然鈾作燃料，而且燃料燒得比較透。重水堆比輕水堆消耗天然鈾的量要少，如果採用低濃度鈾，可節省天然鈾38%。在各種熱中子堆中，重水堆需要的天然鈾量最小。此外，重水堆對燃料的適應性強，能很容易地改用另一種核燃料。它的主要缺點是，體積比輕水堆大。建造費用高，重水昂貴，發電成本也比較高。
