Разработка проектного задания на строительство Чернобыльской АЭС мощностью 2000 МВт была поручена Уральскому отделению института "Теплоэлектропроект". Проектное задание, утвержденное Минэнерго СССР 29.09.67г., было разработано в трех вариантах: - с применением реактора РБМК(реактор большой мощности канальный)-1000; - с применением газографитового реактора РК-1000; - с применением реактора ВВЭР-1000. Согласно проектному заданию технико-экономические показатели первого варианта были наиболее низкими, но состояние разработок и возможность поставок оборудования - наиболее благоприятными.

Применение реакторов РБМК-1000 было определено совместным Минэнерго СССР и Минсредмаша СССР от 19.06.69 г. и утверждено Советом Министров СССР 14.12.70 г. В соответствии с приказом Минэнерго СССР от 30.03.70 г. дальнейшее проектирование Чернобыльской АЭС было поручено институту "Гидропроект". Разработку проекта реакторного отделения первой очереди ЧАЭС, включая рабочее проектирование, выполнил институт ВНИПИЭТ Минсредмаша СССР в качестве субподрядчика. В качестве базового для Чернобыльской АЭС был принят энергоблок с реактором РБМК-1000 электрической мощностью 1000 Мвт - гетерогенный канальный реактор на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедлителя используется графит, а в качестве теплоносителя - вода.

Чернобыльская АЭС была третьей станцией с реакторами типа РБМК-1000 после Ленинградской и Курской АЭС, пущенных в 1973 и 1976 гг.

Принципиальной особенностью конструкции канальных реакторов являлось отсутствие специального прочного корпуса, свойственного реакторам типа ВВЭР, строящимся в СССР и широко применяемым в других странах. Серийное изготовление уникальных высокопрочных корпусов больших размеров сдерживалось в те годы отсутствием необходимых производственных мощностей. В этих условиях строительство канальных реакторов позволяло обеспечить быстрое развитие атомной энергетики, поскольку для их сооружения не требовались реакторные корпуса. Такие энергоустановки, кроме того, давали возможность достижения большой мощности одного блока - 1000, а затем и 1500 Мвт. Последнее обстоятельство является важным, так как максимальная мощность реакторов типа ВВЭР определялась, в первую очередь, именно размерами корпуса. Подготовленные к реализации на тот период проекты реакторов ВВЭР были ограничены мощностями энергоблоков 440 Мвт, и только к 1980 г. единичная мощность таких энергоблоков доведена до 1000 Мвт.

Кроме того, на реакторах РБМК можно осуществлять перегрузку ядерного топлива ('на ходу'), что позволяет повысить коэффициент использования его мощности. Активная зона реактора РБМК-1000 представляет собой цилиндрическую графитовую кладку диаметром 11,8 м и высотой 7 м, которую пронизывает 1661 вертикальный канал диаметром 80 мм из циркониевого сплава. Внутри каналов располагаются органы управления реактором и тепловыделяющие сборки (ТВС), содержащие 18 стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов) из двуокиси урана в оболочке из циркониевого сплава. Поступающая снизу в реактор вода проходит по каналам с ТВС и нагревается до кипения. Образовавшийся пар после сепарации поступает непосредственно на турбину, а затем в конденсатор, после чего с помощью насосов конденсат возвращается в реактор. Такая схема называется одноконтурной и является типичной для реакторов с кипящим теплоносителем. Особенностью канальных реакторов является то, что подвод воды и отвод пароводяной смеси осуществляется для каждого канала индивидуально. В реакторе РБМК-1000 эти каналы сгруппированы в два независимых друг от друга контура, каждый из которых охватывает половину реактора.