关于事故的起因，官方有两个互相矛盾的解释。第一个于1986年8月公布，完全把事故的责任推卸给核电站操纵员。第二个则发布于1991年，该解释认为事故是由于压力管式石墨慢化沸水反应堆（RBMK）的设计缺陷导致，尤其是控制棒的设计。双方的调查团都被多方面游说，包括反应堆设计者、切尔诺贝利核电站职员及政府在内。

另一个促成事故发生的重要因素是职员并没有收到关于反应堆问题报告。根据Anatoli Dyatlov—一名职员所述，设计者知道反应堆在某些情况下会出现危险，但蓄意将其隐瞒。这种情况是因为厂房主管基本由不具备RBMK资格的员工组成造成的：厂长V.P. Bryukhanov，只具有燃煤发电厂的训练经历和工作经验，基本上是负责政战的主管，事发半夜演习时并不在场，但主导演习的副厂长是核能专业。他的总工程师Nikolai Fomin亦是来自一个常规能源厂。3号和4号反应堆的副总工程师Anatoli Dyatlov只有“一些小反应堆的经验”。

第二个“有缺陷的设计之解释”是由Valeri Legasov于1991所公布，把事故的原因归咎于RBMK反应堆设计的缺陷，特别是由于控制棒的缺陷。

反应堆有一个危险的空泡系数(void coefficient)。空泡系数是一种衡量反应堆安全程度的数据，用于测量水冷却剂中蒸汽汽泡的形成与增加对于反应堆的影响。大部分的反应堆设计会在水温升高时产生较少的能量。这是因为如果冷却剂含有蒸汽气泡，则能被减速的中子数量将会下降。速度快的中子一般不易造成铀原子的裂变，所以反应堆会产生较少的能量。然而，切尔诺贝利的RBMK反应堆，使用固体石墨当作中子慢化剂来降低中子的速度[8]，且用吸收中子的轻水来冷却核心。因此尽管水中有蒸汽汽泡产生，仍有大量中子被慢化。此外，因为蒸汽吸收中子不像水那样的容易，因而增加RBMK反应堆的温度，就会有更多的中子能够铀原子裂变，增加反应堆的能量输出。这种设计导致RBMK在低功率时非常不稳定，在温度上升时存在输出能量在短时间内达到危险水平的倾向。这对于工作人员而言是难以理解和预见的。

在这个系统中更重大的缺陷是控制棒的设计。在控制反应堆时，操纵员通过将控制棒插入反应堆来降低反应速度。在RBMK反应堆的设计中，控制棒的尾端是由石墨组成，延伸部份（在尾端区域超出尾端的部份，大约是一米或三英呎长度）中空且充满水；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。因为这种设计，当控制棒一开始插入反应堆的时候，石墨端会取代冷却剂，反而大大地增加了核分裂的反应速度，因为石墨能够吸收的中子比沸腾的轻水少。因此一开始插入控制棒的前几秒钟，反应堆的输出功率反而会增加，而不是预期的降低功率。反应堆操纵员对于这一特点也不知晓，且无法预见。

水的管道垂直地穿过堆芯，当水温增加时水位将会上升，在核心之中产生温度的梯度效应。如果在顶端的部份已经完全地变为蒸汽，则效应会更恶化。因为顶端部份此时已无法被足够冷却，且反应会明显增强（相反地，CANDU反应堆设计中，水的管道水平地穿过核心，相邻的管道则是相反方向的流向，因此核心部分的水温变化较小）。

因为反应堆有巨大的体积，所以，为了降低成本，建造电厂时反应堆周围并没有建筑任何作为屏障用的安全壳。这使得蒸汽爆炸造成反应堆破损后，放射性污染物得以直接进入环境之中。

反应堆已经持续运转超过一年以上，储存了核裂变的副产物。这些副产物增强了不受控制的反应，使事故更难以控制。

当反应堆温度过热，设计的缺陷使得反应堆容器变形、扭曲和破裂，使得插入更多的控制棒变得不可能。

值得注意的一点是操纵员闭锁了许多反应堆的安全保护系统——除非安全保护系统发生故障，否则是技术规范所禁止的。

1986年8月出版的政府调查委员会报告指出，操纵员从反应堆堆芯抽出了至少205枝控制棒（这类型的反应堆共需要211枝），留下了六枝，而技术规范是禁止RBMK-1000操作时在核心区域使用少于15枝控制棒的。