瞬態事件往往都是以反應爐保護系統發出的緊急停機指令後停機而結束。在事故事件發生時，反應爐保護系統也會根據各癥狀訊號超標，立刻發出緊急停機指令而使反應爐停機。同時，ECCS系統則立刻對失水事故（LOCA）所引起的爐心失水，進行爐心冷卻水灌注彌補，保護燃料溫度不致過高，並同時進行爐心餘熱排除。
通過RPS和ECCS系統等各類和安全相關系統的多樣性和兀餘性的設計考量，無論在這些系統機械設備方面，和數字電子電路及電氣設備方面，ABWR都充分達到最安全的設計考量。這是為什麽ABWR的爐心熔毀概率可以達到每爐年1.6 X 10-7。這比目前在運行的各型核電廠要安全達60倍或更高。因此我們可以說：從所公佈已知的安全數據來看，ABWR是屬於目前在運行中或建造中最為安全的核電廠。這個結果是完全基於與整個核電廠安全有關的諸多安全系統的多樣性、兀餘性、及可靠性的充分設計考量所達到的。此外，美國核能管制當局（NRC）的安全分析標凖，是世界上累積最多經驗的輕水反應爐核電廠安全分析標凖和要求。日本的核電安全分析標凖基本上是參照美國的安全標凖。日本是走輕水反應爐技術路缐，其核電技術完全是由60年代後期通過美國技術轉讓而逐步建立的（由美國GE公司和西屋公司引入日本）。台灣的核電管制法規和整套管制程序內容，也是在核一廠（金山）建造時期從美國引進的。從此台灣一直參照並使用美國NRC的法規標凖，直到ABWR核四廠的審批。目前ABWR已取得美國核能管制當局的全部批准。
12.嚴重事故的防護和事故危險性或然率分析（Probability Risk Analysis）。美國NRC對核電廠的「嚴重事故」（severe accident）的考慮和分析，最早是在1979年美國三哩島（Three Miles Island）事件後，為了充分瞭解三哩島核電廠反應爐內核燃料損毀和爐心熔毀程度而開始做深入分析。「嚴重事故」是比「設計基凖事故」級別更為嚴重的事故，即主要是會引起爐心損毀的事故。（三哩島事件發生了燃料束的熔毀，但並沒有引起反應爐不銹鋼壓力容器鋼殼的熔毀和破裂，因此也沒有造成安全圍阻體的損壞，避免了大量放射性物質洩漏到廠外。）隨後美國NRC在分析美國運行中的核電廠已有的安全設備後，結論是：當代核電廠設計基凖事故分析下的設計安全餘度，已經可以應付一系列的「嚴重事故」，而不會引起對公衆健康和公衆安全的顧慮。美國NRC在1985年和1988年分別發佈對嚴重事故的研究結論和政策建議，以及對新建輕水反應爐核電廠防止和緩解嚴重事故的建議要求。其中一項就是進行事故危險性或然率分析（Probability Risk Analysis, PRA）。此一分析可得出核電廠的最嚴重的爐心熔毀概率的量化計算值。
