綜合而言，ABWR設計的綜合安全性可從其爐心熔毀概率（Core Melt Probability）來理解。爐心熔毀概率是目前核電工程工業界，在評估核電廠安全性的一個最全面和科學的統計計算方式和數據。爐心熔毀概率是對特定核電廠核子反應爐，在所有可能發生的最嚴重的安全事故情況下，並且同時考慮當時各種設備的可能産生失效狀況下，所計算的反應爐內因失去冷卻水，而遭致核燃料熔毀的或然率。這是一個最為科學的把一座核電廠的綜合安全性量化的數據。核四（ABWR）的爐心熔毀概率為每爐年1.6 X 10 -7 (即1.6 乘10的負七次方)。相比之前的BWR/6機型，此一爐心熔毀概率要更為安全約一個數量級，也就是低了大約20倍到30倍。ABWR的安全性，相比在目前運行中的大多數核電廠，可達約60倍或更高。核四（ABWR）的爐心熔毀概率和諸多有代表性的主要運行中核電廠相比，其數值是最低的。核四（ABWR）的安全性能夠比目前運行的BWR/6和新型壓水反應爐（PWR,如系統80+）優越這麽多，是因為ABWR各個與安全有關的系統設計都得到了大量改進，進而形成了一個綜合而言更為安全的核電廠。
論到關於ABWR的安全性，我們就必須從核電廠設計的工程原理來理解。要瞭解核四（ABWR）核電廠安全性，主要可以從以下這些和安全相關的ABWR反應爐電廠設計各方面來認識：
1.反應爐壓力容器與爐心水再循環系統的一體化。在BWR/6和之前較近期的BWR，爐心水再循環（recirculation）系統是由位於壓力容器之外的，兩個再循環水泵和相連結的大口徑再循環水管道所構成。這個系統有兩個獨立的管道廻路。大口徑再循環水管道的斷裂會造成爐心水大量流失。這就會構成極嚴重的爐心失水事故。但是ABWR不再使用外部再循環廻路，而是在壓力容器內部下方，沿著底部周邉，裝置了十個使壓力容器上方的爐心水再循環回流通過核燃料的水泵，稱為內置泵（internal pump）。這個內置泵完全取代了BWR/6和之前BWR機型的兩個外部再循環水泵，也因此完全取消了所有外部再循環水管道。因此，ABWR也就完全不用考慮因這些管道斷裂而引起的嚴重失水事故。同時，因為在反應爐下方已經沒有再循環大管道出水口，所以ABWR不用再考慮早期BWR發生再循環水路管道破裂時，爐心的水會通過這管道流失。也因此，在任何反應爐廠房管道破裂而産生失水事故時，ABWR都不會造成爐心燃料會曝露在爐心水位以上的狀態。ABWR內置泵的改進，是ABWR比先前的BWR機型更為安全的一個重要原因。
