關于事故的起因，官方有兩個互相矛盾的解釋。第一個于1986年8月公布，完全把事故的責任推卸給核電站操縱員。第二個則發(fā)布于1991年，該解釋認為事故是由于壓力管式石墨慢化沸水反應堆（RBMK）的設計缺陷導致，尤其是控制棒的設計。雙方的調查團都被多方面游說，包括反應堆設計者、切爾諾貝利核電站職員及政府在內。

另一個促成事故發(fā)生的重要因素是職員并沒有收到關于反應堆問題報告。根據(jù)Anatoli Dyatlov—一名職員所述，設計者知道反應堆在某些情況下會出現(xiàn)危險，但蓄意將其隱瞞。這種情況是因為廠房主管基本由不具備RBMK資格的員工組成造成的：廠長V.P. Bryukhanov，只具有燃煤發(fā)電廠的訓練經(jīng)歷和工作經(jīng)驗，基本上是負責政戰(zhàn)的主管，事發(fā)半夜演習時并不在場，但主導演習的副廠長是核能專業(yè)。他的總工程師Nikolai Fomin亦是來自一個常規(guī)能源廠。3號和4號反應堆的副總工程師Anatoli Dyatlov只有“一些小反應堆的經(jīng)驗”。

第二個“有缺陷的設計之解釋”是由Valeri Legasov于1991所公布，把事故的原因歸咎于RBMK反應堆設計的缺陷，特別是由于控制棒的缺陷。

反應堆有一個危險的空泡系數(shù)(void coefficient)。空泡系數(shù)是一種衡量反應堆安全程度的數(shù)據(jù)，用于測量水冷卻劑中蒸汽汽泡的形成與增加對于反應堆的影響。大部分的反應堆設計會在水溫升高時產(chǎn)生較少的能量。這是因為如果冷卻劑含有蒸汽氣泡，則能被減速的中子數(shù)量將會下降。速度快的中子一般不易造成鈾原子的裂變，所以反應堆會產(chǎn)生較少的能量。然而，切爾諾貝利的RBMK反應堆，使用固體石墨當作中子慢化劑來降低中子的速度[8]，且用吸收中子的輕水來冷卻核心。因此盡管水中有蒸汽汽泡產(chǎn)生，仍有大量中子被慢化。此外，因為蒸汽吸收中子不像水那樣的容易，因而增加RBMK反應堆的溫度，就會有更多的中子能夠鈾原子裂變，增加反應堆的能量輸出。這種設計導致RBMK在低功率時非常不穩(wěn)定，在溫度上升時存在輸出能量在短時間內達到危險水平的傾向。這對于工作人員而言是難以理解和預見的。

在這個系統(tǒng)中更重大的缺陷是控制棒的設計。在控制反應堆時，操縱員通過將控制棒插入反應堆來降低反應速度。在RBMK反應堆的設計中，控制棒的尾端是由石墨組成，延伸部份（在尾端區(qū)域超出尾端的部份，大約是一米或三英呎長度）中空且充滿水；而控制棒的其他部份由碳化硼制成，是真正具有吸收中子能力的部分。因為這種設計，當控制棒一開始插入反應堆的時候，石墨端會取代冷卻劑，反而大大地增加了核分裂的反應速度，因為石墨能夠吸收的中子比沸騰的輕水少。因此一開始插入控制棒的前幾秒鐘，反應堆的輸出功率反而會增加，而不是預期的降低功率。反應堆操縱員對于這一特點也不知曉，且無法預見。

水的管道垂直地穿過堆芯，當水溫增加時水位將會上升，在核心之中產(chǎn)生溫度的梯度效應。如果在頂端的部份已經(jīng)完全地變?yōu)檎羝�，則效應會更惡化。因為頂端部份此時已無法被足夠冷卻，且反應會明顯增強（相反地，CANDU反應堆設計中，水的管道水平地穿過核心，相鄰的管道則是相反方向的流向，因此核心部分的水溫變化較�。�。

因為反應堆有巨大的體積，所以，為了降低成本，建造電廠時反應堆周圍并沒有建筑任何作為屏障用的安全殼。這使得蒸汽爆炸造成反應堆破損后，放射性污染物得以直接進入環(huán)境之中。

反應堆已經(jīng)持續(xù)運轉超過一年以上，儲存了核裂變的副產(chǎn)物。這些副產(chǎn)物增強了不受控制的反應，使事故更難以控制。

當反應堆溫度過熱，設計的缺陷使得反應堆容器變形、扭曲和破裂，使得插入更多的控制棒變得不可能。

值得注意的一點是操縱員閉鎖了許多反應堆的安全保護系統(tǒng)——除非安全保護系統(tǒng)發(fā)生故障，否則是技術規(guī)范所禁止的。

1986年8月出版的政府調查委員會報告指出，操縱員從反應堆堆芯抽出了至少205枝控制棒（這類型的反應堆共需要211枝），留下了六枝，而技術規(guī)范是禁止RBMK-1000操作時在核心區(qū)域使用少于15枝控制棒的。