Розробку проєктного завдання на будівництво Чорнобильської АЕС потужністю 2000 МВт було доручено Уральському відділенню інститута "Теплоелектропроект". Проєктне завдання, затверджене Міненерго СРСР 29.09.67г., було розроблено у трьох варіантах: - із застосуванням реактора РВПК (реактор великої потужності канальний)-1000; - із застосуванням газографітового реактора РК-1000; - із застосуванням реактора ВВЕР-1000. Згідно проєктного завдання, техніко-економічні показники першого варіанту були найнижчими, але стан розробок та можливість поставок устаткування - найбільш сприятливими.
Застосування реакторів РВПК-1000 було визначено спільним рішенням Міненерго СРСР та Мінсредмашу СРСР від 19.06.69 р. й затверджено Радою Міністрів СРСР 14.12.70 р. Відповідно до наказу Міненерго СРСР від 30.03.70 р., подальше проєктування Чорнобильської АЕС було доручено інституту "Гідропроєкт". Розробку проєкту реакторного відділення першої черги ЧАЕС, включаючи робоче проєктування, виконав інститут ВНІПІЕТ (Всесоюзний науково-дослідний проєктний інститут електротехніки) Мінсредмашу СРСР як субпідрядник. Як базовий для Чорнобильської АЕС був прийнятий енергоблок з реактором РВПК-1000 електричною потужністю 1000 Мвт - гетерогенний канальний реактор на теплових нейтронах, в якому як сповільнювач використовується графіт, а як теплоносій - вода.
Чорнобильська АЕС була третьою станцією з реакторами типу РВПК-1000 після Ленінградської та Курської АЕС, пущених в 1973 і 1976 рр.
Принциповою особливістю конструкції канальних реакторів була відсутність спеціального міцного корпусу, властивого реакторам типа ВВЕР, що будуються в СРСР і широко вживані в інших країнах. Серійне виготовлення унікальних високоміцних корпусів великих розмірів стримувалося в ті роки відсутністю необхідних виробничих потужностей. У цих умовах будівництво канальних реакторів дозволяло забезпечити швидкий розвиток атомної енергетики, оскільки для них не потрібні реакторні корпуси. Такі енергоустановки, крім того, давали можливість досягнення великої потужності одного блоку - 1000, а потім і 1500 МВт. Остання обставина є важливою, оскільки максимальна потужність реакторів типу ВВЕР визначалася, в першу чергу, саме розмірами корпусу. Підготовлені до реалізації на той період проекти реакторів ВВЕР були обмежені потужностями енергоблоків 440 Мвт, і лише у 1980 р. потужність окремих таких енергоблоків доведено до 1000 МВт. Крім того, на реакторах РВПК можна здійснювати перевантаження ядерного палива ('на ходу'), що дозволяє підвищити коефіцієнт використання його потужності.
Активна зона реактора РВПК-1000 є циліндровою графітною кладкою діаметром 11,8 м і заввишки 7 м, яку пронизує 1661 вертикальний канал діаметром 80 мм з цирконієвого сплаву. Усередині каналів розташовуються органи управління реактором і тепловиділяючі збірки (ТВЗ), що містять 18 стрижневих тепловиділяючих елементів (твелів) з двоокису урану в оболонці з цирконієвого сплаву. Надходна знизу в реактор вода проходить по каналах з ТВЗ і нагрівається до кипіння. Пара, що утворилася, після сепарації надходить безпосередньо на турбіну, а потім у конденсатор, після чого за допомогою насосів конденсат повертається у реактор. Така схема називається одноконтурною і є типовою для реакторів з киплячим теплоносієм. Особливістю канальних реакторів є те, що підведення води і відведення пароводяної суміші здійснюється для кожного каналу індивідуально. У реакторі РВПК-1000 ці канали згруповані в два незалежних один від одного контури, кожний з яких охоплює половину реактора.
