Паливом для РМБК-1000 служить слабко збагачена по урані-235 двоокис урану. У вихідному для початку процесу стані кожна її тонна містить приблизно 20 кг ядерного пального - урану-235. Стаціонарне завантаження двоокису урану в один реактор дорівнює 180 тонн. Ядерне пальне засипаєтьсяв реактор не навалом, а міститься у виді тепловиділяючих елементів - твелів. Твел являє собою трубку з цирконієвого сплаву, куди містяться таблетки циліндричної форми двоокису урану. Твели розміщають в активній зоні реактора у виді так званих тепловиділяючих зборок, що поєднують по 18 твелів. Ці зборки, а їх близько 1700 шт., містяться в графітову кладку, для чого в ній зроблені технологічні канали. По них же циркулює і теплоносій. У РМБК це вода, що у результаті теплового впливу від ланцюгової реакції, що відбувається в реакторі, доводиться до кипіння, і пара, через технологічні магістралі подається на турбогенератори, що безпосередньо виробляють електроенергію. Круговорот води в реакторі здійснюється головними циркуляційними насосами. Їх вісім - шість працюючих і два резервних.

Сам реактор поміщений усередині бетонної шахти, що є засобом біологічного захисту. Графітова кладка укладена в циліндричний корпус товщиною 30 мм. Розмір активної зони реактора - 7м. по висоті і 12 м. У діаметрі. Весь апарат спирається на бетонну підставу, під яким розташовується басейн-барботер системи локалізації аварії.

Ланцюгова реакція і тепловиділення в реакторній зоні загалом протікають у такий спосіб: ядро урану під впливом нейтрона поділяється на два осколкових ядра. При цьому виділяються нові нейтрони. Вони у свою чергу викликають розподіл інших ядер урану.

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.

Можна коротко визначити шістьох основних причин аварії на 4-м енергоблоці:

Перше - зниження оперативного запасу радіоактивності, тобто зменшення кількості стрижнів-поглиначів в активній зоні реактора нижче припустимої величини.

Друге - несподіваний провал потужності реактора, а потім робота апарата при потужності меншої, чим було встановлено програмою іспитів.

Третє - підключення до реактора усіх восьми насосів з перевищенням витрат по ЦГН.

Четверте - блокування захисту реактора за рівнем води і тиску пари в

барабані-сепараторі.

П'яте - блокування захисту реактора по сигналі відключення пари від двох турбогенераторів.

Шосте - відключення системи захисту, передбаченої на випадок виникнення максимальної проектної аварії, - системи аварійного охолодження реактора.