Al igual que en el reactor de agua a presión, el núcleo de los reactores BWR, una vez detenida la reacción nuclear, tiene un calor residual presente en el agua de refrigeración que ha de ser eliminado mediante refrigeración de parada. En caso de gran desastre, con situación de "blackout" mantenido (falta de suministro eléctrico durante más de 2 horas, habiendo ya usado los generadores diésel de emergencia y las baterías de emergencia), como el que se produjo en el accidente de Fukushima de 2011, podía producir la fusión total o parcial del núcleo en el caso de que todos los sistemas de seguridad fallaran y el núcleo no recibiera refrigerante. Como el PWR, el reactor de agua en ebullición posee un coeficiente de vacío (o de huecos) negativo, esto es, la potencia generada disminuye a medida que la proporción de vapor con respecto a la de agua en el núcleo del reactor aumenta. No obstante, al contrario de lo que ocurre en el PWR, que no posee una fase de vapor en el núcleo del reactor, un incremento en la presión del vapor (causada, por ejemplo, por la obstrucción de la circulación de vapor desde el reactor) tendrá como resultado una disminución súbita de la proporción de vapor con respecto al agua en el interior del reactor. Este aumento de agua llevará a una mayor moderación de neutrones y, en consecuencia, a un aumento de la potencia de salida del reactor. A causa de este efecto en los BWR, los componentes de trabajo y sistemas de seguridad están diseñados para que ningún posible fallo pueda causar un aumento de presión y potencia más allá de la capacidad de los sistemas de seguridad para parar el reactor antes de que se puedan provocar daños al combustible o a los componentes que contienen el refrigerante.