RBMK-1000核电机组采用的是前苏联独特设计的大型石墨沸水反应堆，用石墨作慢化剂，石墨砌体直径12米，高7米，重约1700吨，沸腾轻水作冷却剂，轻水在压力管内穿过堆芯而被加热沸腾。堆芯石墨砌体中间孔道内可装1680根燃料管。反应堆是双环路冷却，每个环路与堆芯840根燃料管的平行垂直耐压管相连，堆芯入口处冷却剂温度为270 ℃进入燃料管道，向上流动，被加热局部沸腾，汇流到一边两个的四个汽包中，汽包中的蒸气直接进入汽轮机厂房，两环路各对一台汽轮发电机组（一堆两机）各发额定功率一半的电功率（4号堆供汽给7号和8号汽轮发电机组）。切尔诺贝利核电站RBMK反应堆堆芯堆体结构，与苏式石墨生产堆的结构极为类似。从照片中可以看出反应堆厂房只不过是一个普通工厂的大车间，至多只是一个没有门窗的“密封厂房”而已，根本没有“安全壳”。同时反应堆是压力管式，由压力管承压，石墨砌体直径很大，所以也没有压力壳。1986年4月26日发生灾难性事故的是核电站4号机组，该机组建成、投入运行是在1983年12月。1986年4月25日前，它一直稳定运行在额定满功率下，按计划4月25日停堆检修。

RBMK石墨沸水堆设计本身存在着安全隐患，是堆设计中留下的缺陷，也是这次事故的内在原因。不安全因素是：

1、低功率下堆处于不安全工况，因为这种堆冷却水可沸腾产生空泡，而堆芯设计成有正的空泡反应性系数，即空泡增加，反应性（功率）增加，又导致空泡数增加，堆就会失控非常危险，好在在高功率情况反应性燃料温度系数是负的，在满功率下功率系数是负的、堆是安全的，但在20%满功率运行时，功率系数会变成正值。因此，运行规程中不允许堆在低于700兆瓦热功率下运行；

2、冷却剂泵功能扰动或泵气蚀，空泡增加，在正空泡系数的情况下，会放大其效应，燃料通道的损坏会引起局部闪蒸，引入局部正反应性，并会在堆芯中快速扩展；

3、大量的在700 ℃左右运行的石墨，遇水将起激烈的化学反应。