ядерный реактор, в к-ром в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя используется обычная вода. Активная зона такого реактора представляет собой резервуар, заполненный водой, в к-рую погружены тепловыделяющие сборки (комплекты твэлов); проходящий через зону поток воды, создаваемый циркуляц. насосами, отводит выделяющуюся теплоту из активной зоны реактора. Из-за высоких замедляющих свойств воды активная зона В.-в. р. довольно компактна; её уд. энергонапряжённость может достигать 100 - 200 МВт/м³. Ядерным топливом в энергетич. В.-в. р. является слабообогащённый уран (2 - 5% ²³⁵U, остальное ²³⁸U). В энергетике применяются корпусные реакторы водо-водяного типа (в СССР, напр., ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 электрич. мощностью соответственно 440 и 1000 МВт).