建立事件树即进行功能模化，继始发事件之后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级展开，就能得到一系列后果不同的事件序列。作为一个例子，图1给出了压水堆核电厂失水事故的事件树，用以说明事件树的构造和用途。始发事件是一回路系统的主管道破裂，其发生频率为F₁，此事故进程中可能涉及到的系统或设备的电源、应急堆芯冷却系统、放射性裂变产物去除系统和安全壳等。假定每个系统或设备有有效与失效两个状态，对事件树的展开取双树叉状，上、下树叉分别代表有效及失效(失效概率分别为P₂、P₃、P₄及P₅)。按此例可产生16种潜在的事故序列，但根据事件树所涉及的各种功能的工程性质及各个功能间的依赖关系，可简化成为图1的形状。有些功能也可再细分，如，对应急堆芯冷却系统，也可再分为初期的注入阶段及后期的再循环阶段两种功能。考虑到各项失效概率值很小，在计算事故频率时可省去(1-P₂)、(1-P₃)等因子。

有：①主系统（包括反应堆）；②蒸汽-给水系统；③反应堆辅助系统，其中包括应急堆芯冷却系统；④放射性废物处理系统；⑤检测和控制系统；⑥厂用电系统。其中蒸汽-给水系统、放射性废物处理系统、厂用电系统以及反应堆辅助系统中的设备冷却水系统、余热排出系统、厂用水系统等都与压水堆核电厂有关系统类似。

沸水堆反应堆堆芯与压水堆有相似之处，也用由细长形燃料棒组成的正方形燃料组件，但沸水堆组件为有盒组件。在每盒组件中若干选定的燃料棒芯块内加Gd203可燃毒物，以展平组件内中子通量密度分布并补偿燃耗反应性亏损。组件内除燃料棒外有拉紧棒（结构需要）和水棒（棒内无芯块，充水以增加局部区域的慢化剂）。燃料棒包壳材料为Zr-2合金，组件盒材料为Zr-4合金，换料时组件盒可复用。

沸水堆用十字形控制棒，插在四个相邻燃料组件间的水隙中。十字形的每个翼中排列有18根不锈钢细管，管内装有压实的B4C细粉。

与压水堆不同，沸水堆的源量程、中间量程和功率量程中子探测器都设置在堆芯内，但前两者在功率运行时用驱动机构抽出堆芯，后者则固定装设在堆芯内，并用可移动电离室定期进行检定，中子探测器也由堆底引入。

沸水堆反应堆压力容器虽与压水堆的类似，但由于堆功率密度低，堆芯大，容器内尚有喷射泵、汽水分离器和干燥器，故体积较后者大得多。

应急堆芯冷却系统用于在堆芯失水时直接向堆内注入冷却水以防止堆芯熔化。系统又分为四个分系统：①自动卸压系统：由若干安全-卸压阀和大容量抑压水池组成。大容量抑压水池是沸水堆核电厂设计中的一大特点，位于安全壳内，容量约4000m³，其作用是在主系统发生破裂时使汽水混合物直接经排汽管进入水池而被迅速冷凝，从而防止反应堆厂房超压；或在系统超压时使蒸汽经安全-卸压阀排入水池，从而防止主系统压力边界受损。设置大容量抑压水池也是滞留放射性物质的有效手段，在发生失水事故时可减少放射性物质对环境的释放。此系统虽然不直接向堆内注水，但可使反应堆迅速卸压，以利于其他分系统的注水。②高压堆芯喷淋系统：在发生失水事故时，该系统通过喷淋环管直接向堆芯喷淋注水。它能在整个运行压力区间工作。此系统先从冷凝水箱取水，水用完后再从抑压水池取水。除正常电源外，此系统尚有单独的柴油发电机供电。③低压堆芯喷淋系统：此系统是在堆压力降低而其他系统不足以保持反应堆容器内水位时投入工作，也通过环管向堆芯直接喷淋注水，防止堆芯裸露。系统从抑压水池取水。④低压冷却剂注入系统：这是余热排出系统的一种运行方式，用于在失水事故时向反应堆容器内环形空间注水，使堆芯浸没而不外露。

液体毒物注入系统用于在控制棒失效时使反应堆从满功率下降到冷停堆状态。此系统由运行人员在控制室内手动操作。毒物为硼酸钠溶液。