Але не всі нейтрони беруть участь у ланцюговій реакції. Деякі з них поглинаються матеріалами конструкції чи реактора виходять за межі активної зони. Ланцюгова реакція починається тільки тоді, коли хоча б один з нейтронів, що утворилися, бере участь у наступному розподілі атомних ядер. Ця умова характеризується коефіцієнтом ефективності розмноження (Кеф), що визначається як відношення числа нейтронів даного покоління до числа нейтронів попереднього покоління. При значенні цього коефіцієнта рівному 1 у реакторі відбувається ланцюгова реакція розподілу, що самопідтримується, постійної інтенсивності. Такий стан реактора називається критичним. При значенні Кеф менше 1 процес розподілу ядер урану буде загасаючим (підкритичний стан), а при Кеф більше 1 інтенсивність розподілу і потужність реактора будуть наростати (надкритичний стан). Осколки атомних ядер, розлітаючись з великою швидкістю, взаємодіють з іншими ядрами і гальмуються у своєму русі. При втрати кінетичної енергії осколків і відбувається виділення тепла.

При перебуванні реактора в надкритичному стані наростання ланцюгової реакції відбувається некерованому режимі, що може привести до ядерного вибуху. Для регулювання швидкості протікання ланцюгової реакції застосовуються стрижні з матеріалів поглинаючих нейтрони - бористої чи сталі карбіду бора. Вони вводяться (чи виводяться) з активної зони реактора чи збільшуючи зменшуючи кількість нейтронів і відповідно чи прискорюючи сповільнюючи плин ланцюгової реакції.

Конструкторами РМБК-1000 передбачалося, що реактор повинний мати ряд проти аварійних систем. Це система керування і захисту реактора, що включає в себе 211 твердих стрижнів-поглиначів і апаратура контролю за рівнем і розподілом нейтронного потоку. Вона забезпечує пуск, ручне й автоматичне регулювання потужності, планову й аварійній зупинці реактора. Остання автоматично здійснюється по сигналах аварійного чи захисту при натисканні кнопки.

Крім того, на ЧАЕС минулому передбачені захисні системи на випадок якщо аварія усе-таки відбудеться. У випадку розриву труб контуру циркуляції теплоносія, уключалася система аварійного охолодження реактора (САОР), яка подавала воду з гідравлічних ємністей у технологічні канали для екстреного охолодження робочої зони реактора. Конструктори і засоби інформації затверджували, що система аварійного захисту РМБК на Чорнобильської АЕС така, що в стані без утручання людини, тобто автоматично запобігти серйозні наслідки передбачених проектом відмовлень. Отже, будь-яка велика аварія, на їхню думку могла бути локалізована не приносячи відчутної шкоди здоров'ю людей, навколишньому середовищу. Однак подальші події довели м'яко говорячи неспроможність подібних тверджень.

Так що ж відбулося на Чорнобильської АЕС?

День 25 квітня 1986 року на 4-м енергоблоці ЧАЕС планувався не зовсім як звичайний. Передбачалося зупинити реактор на планово-попереджувальний ремонт. Але перед заглушенням ядерної установці керівництво ЧАЕС планувало провести деякі експерименти. Перед зупинкою були заплановані іспити одного з турбогенераторів станції в режимі вибігу з навантаженням власних нестатків блоку. Суть цього експерименту полягає в моделюванні ситуації, коли турбогенератор може залишитися без своєї рушійної сили, тобто без подачі пари. Для цього був розроблений спеціальний режим, відповідно до якого, при відключенні пари за рахунок інерційного обертання ротора генератор якийсь час продовжував виробляти електроенергію, необхідну для власних нестатків, зокрема для харчування головних циркуляційних насосів. Звернемося до хронології подій.... Отже 25 квітня 1986 року......

1ч. 00 хв. - відповідно до графіка зупинки реактора на планово-попереджувальний ремонт персонал приступив до зниження потужності апарата працюючего на номінальних параметрах.

13ч. 05 хв. - при тепловій потужності 1600 Мвт. відключений від мережі турбогенератор №7, що входить у систему 4-го енергоблоку. Електроживлення власних нестатків перевели на турбогенератор №8

14ч. 00 хв. - відповідно до програми іспитів відключається система аварійного охолодження реактора. Оскільки реактор не може експлуатуватися без системи аварійного охолодження, його необхідно було зупинити. Але дозвіл на глушіння апарата не було дано. І реактор продовжував працювати без системи аварійного охолодження (САОР).

23ч. 10 хв. - отриманий дозвіл на зупинку реактора. Почалося зниження його теплової потужності до 1000-700 МВТ відповідно до програми іспитів. Але оператор не справився з керуванням, у результаті чого потужність апарата упала майже до 0. У таких випадках реактор повинний глушитися. Але персонал не порахувався з цією вимогою. Почали підйом потужності.

1ч. 00 хв. 26 квітня - персоналу удалося підняти потужність до рівня 200 Мвт (теплових) замість покладених 1000-700.

1ч. 03 хв. - До шести працюючих насосів підключили ще два, для підвищення надійності охолодження реактора після іспитів.

1ч. 20 хв. - Для утримання потужності реактора з нього були виведені стрижні автоматичного регулювання, порушивши найсуворішу заборону працювати на реакторі без визначеного запасу стрижнів - поглиначів нейтронів. У той момент у реакторі знаходилося тільки шість стрижнів, що приблизно вдвічі менше гранично припустимої величини.

1ч. 23 хв. - Оператор закрив клапана турбогенератора. Подача пари припинилася. Почався вибіг турбіни. У момент відключення другого турбогенератора повинна була спрацювати ще одна система захисту по зупинці реактора. Але персонал відключив її, щоб повторити іспиту якщо перша спроба не удасться. У результаті виниклої ситуації реактор потрапив у хитливий стан, що привело до появи позитивної радіоактивності і розігріву реактора.

1ч. 23 хв. 40 сек. - керівник зміни 4-го енергоблоку зрозумівши небезпеку ситуації дав команду натиснути кнопку найефективнішого аварійного захисту. Поглинаючі стрижні пішли вниз, але через кілька секунд зупинилися. Спроби ввести їх у реакторну зону не удалися. Реактор вийшов з під контролю.

1ч. 23 хв. 44 сек. Потужність реактора