設計
沸水反應爐工作原理示意圖： 1. 反應爐壓力槽 2. 核燃料棒 3. 控制棒 4. 循環泵 5. 控制棒電動機 6. 蒸汽 7. 飼水 8. 高壓渦輪機 9. 低壓渦輪機 10. 發電機 11. 激磁機 12. 冷凝器 13. 冷卻劑 14. 預熱器 15. 給水泵 16. 冷水泵 17. 混凝土圍阻體 18. 連線至電網象壓水堆一樣，沸水堆的燃料也是濃縮度僅為2％的氧化鈾，它在高溫高壓下被燒結成圓柱形芯塊，裝入鋯合金管中．這些燃料棒被組裝成比在壓水堆中較為鬆散的組件。燃料棒基本方形排列包括6*6、7*7或8*8，而壓水堆燃料組件為15X15或17X17。鈾的濃縮度也不相同，棒中濃縮鈾的數量與詼棒在陣列中所處的位置有關。這種排列能糾正沸水堆中由毗鄰組件之間水空間引起的畸變。某些棒不含鈾，而僅有水。十字形碳化硼控制棒在四個相鄰燃料組件之間從堆芯底部插入。其抽插依靠液壓系統或電磁螺鏇驅動系統。遇有緊急情況，氮氣覆蓋層之下充滿水的蓄壓箱驅動液壓缸，把控制棒彈入堆芯。
原理
沸水反應堆以輕水（普通水H2O）作為冷卻劑和中子慢化劑。反應堆冷卻系統內壓強保持在70個大氣壓。在這裡，來自汽輪機的給水進入壓力容器後，在280℃左右沸騰。汽水混合物經過堆芯上方的汽水分離器和蒸汽乾燥器過濾掉液態水後直接送到汽輪機。離開汽輪機的蒸汽經過冷凝器凝結為液態水（給水）後，回流至反應堆，完成一個循環。
因沸水堆中一次蒸汽直接通往汽輪機，故該系統被稱為「直接循環系統」。由於此時堆芯的傳熱速度直接由系統中水的循環速度所決定，因此大型的沸水堆的堆芯圍筒（core shroud）外均裝有噴射泵（jet pump），以加快循環速度。
與壓水反應堆相比，沸水反應堆的構造更為簡單，且大大降低了反應堆的工作壓力和堆芯溫度，因此顯著提高了反應堆的安全性，降低了造價。但由於沸水堆的循環系統直接連線了堆芯和汽輪機，因此可能造成汽輪機受到放射性污染，給設計和維修帶來麻煩。
特徵
這種反應堆最顯著的特徵是，允許冷卻劑水在堆芯內沸騰。離開堆芯的蒸汽必須經過去濕，這個過程在反應堆容器上部進行。象在壓水堆蒸汽發生器中一樣，蒸汽要經過汽水分離器(在鏇流葉片中，作用於蒸汽流的離心力迫使水滴甩在外壁上)和人字型乾燥器，然後被傳輸到汽輪機，再驅動發電機產生電力。蒸汽在給水廠房冷凝後，形成凝結水，經過再加熱後返回反應堆容器。
為確保穩定運行，反應堆容器上接有若干條再循環環路，每條環路設一台泵，該泵從反應堆容器出口接管吸水並排水至人口接管。泵的流量變化可以改變平均水溫和蒸汽泡形成的水平。用這種方法能夠控制中子的慢化條件(密度低的蒸汽替代水或相反)，從而控制反應堆的功率水平。
安全性
與壓水反應堆相比，沸水反應堆的構造更為簡單，且大大降低了反應堆的工作壓力低和堆芯溫度，因此顯著提高了反應堆的安全性，降低了造價。但由於沸水堆的循環系統直接連線了堆芯和汽輪機，因此可能造成汽輪機受到放射性污染，給設計和維修帶來麻煩。
先進沸水堆
2011年11月2日，美國的安全監管部門已經認證了一個先進沸水堆（ABWR）的修改版本。
ABWR最初由通用電力（GE）和東芝合作開發，之後與日立公司合作在日本建造。該反應堆設計在1997年獲取美國核管會（NRC）的設計認證，包括屬於GE-日立合資公司的特殊專用工程。
東芝公司後來為現有的STP場址建造3號和4號機組，開發了其自己的基於已批准的ABWR設計的修改版本。該設計於2009年6月提交NRC，它必須滿足在當年3月份制定的新的飛機撞擊規則。
11月1日通過的認證意味著東芝版的ABWR即使在被一個大型民用飛機撞擊後仍將被認為是安全的。在這樣的撞擊後，為了保持反應堆堆芯冷卻，維持乏燃料水池的完整性和冷卻，應該證明必需的僅僅是最低限度的操作人員介入。
