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，只具有燃煤發電廠的訓練經歷和工作經驗，基本上是負責政戰的主管，事發半夜演習時并不在場，但主導演習的副廠長是核能專業。他的總工程師Nikolai Fomin亦是來自一個常規能源廠。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(void coefficient)。空泡系數是一種衡量反應堆安全程度的數據，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，在核心之中產生溫度的梯度效應。如果在頂端的部份已經完全地變為蒸汽，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小）。

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境之中。

反應堆已經持續運轉超過一年以上，儲存了核裂變的副產物。這些副產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——除非安全保護系統發生故障，否則是技術規范所禁止的。

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，而技術規范是禁止RBMK-1000操作時在核心區域使用少于15枝控制棒的。