Из-за повреждения отдельных маслопроводов, коротких замыканий в электрических кабелях и интенсивного теплового излучения от реактора образовались очаги пожара в машинном зале над ТГ № 7, в реакторном зале и примыкающих к нему частично разрушенных помещениях.

В 1 ч 30 мин на место аварии выехали дежурные подразделения пожарной части по охране АЭС из Припяти и Чернобыля. 
Ввиду прямой угрозы распространения пожара по покрытию машинного зала на соседний, третий блок и быстрого его усиления первоочередные меры были направлены на ликвидацию пожара именно на этом участке. Было также организовано тушение возникающих очагов горения внутри помещений с использованием огнетушителей и стационарных внутренних пожарных кранов. К 2 ч 10 мин на крыше машинного зала и к 2 ч 30 мин на крыше реакторного отделения основные очаги пожара были подавлены. К 5 ч утра пожар был ликвидирован.

5.2. Оценка состояния топлива после аварии 
Авария привела к частичному разрушению активной зоны реактора и полному разрушению системы се охлаждения. 
Для решения проблемы предотвращения развития аварии и ограничения ее последствий в первые же часы после аварии значительные усилия были направлены на оценку состояния топлива и его возможного изменении с течением времени.

Изучение динамики истечения ПД из реактора в первые дни после аварии показало, что изменение температуры топлива с течением времени имело немонотонный характер. Можно предположить, что в температурном режиме топлива имелось несколько стадий. В момент взрыва произошел разогрев топлива. Оценка температуры по относительной утечке (доле истекающего из топлива изотопа от полного его содержания в топливе в рассматриваемый момент времени) радионуклидов йода показала, что эффективная температура оставшегося в реакторном здании топлива составляла после взрыва 1600—1800°К. В течение последующих нескольких десятков минут температура топлива снизилась в результате отдачи тепла графитовой кладке и конструкциям реактора. Это соответственно привело к снижению утечки летучих ПД из топлива.

При этом учитывалось, что значения выбросов ПД из шахты реактора определялось в этот период в основном процессами горения графита и связанными с ними процессами миграции мелкодисперсного топлива и ПД, внедренных в графит в результате аварийного взрыва и реакторе. Далее температура топлива за счёт остаточного тепловыделения стала подниматься. В результате возросла утечка из топлива летучих радионуклидов (инертных газов, йода, теллура, цезия). При дальнейшем повышении температуры топлива появилась утечка других, так называемых нелетучих, радионуклидов. К 4 - 5 мая эффективная температура топлива, оставшегося в реакторном блоке, стабилизировалась, а затем стала снижаться.

На рис. 1 представлены итоги расчетных исследований состояния топлива: результаты, характеризующие остаточное содержание радионуклидов в топливе, а также изменение температуры топлива при учете утечки из него ПД в зависимости от времени, прошедшего после аварии. 
Расчеты показали, что максимальная температура топлива не может достичь температуры его плавления, а ПД выходят на поверхность топлива порциями, что может приводить только к локальным перегревам на границе топливо — среда.

ПД, вышедшие из топлива, в соответствии со своими значениями температуры конденсации и осаждения попадают на конструкционные и другие материалы, окружающие реактор в реакторном блоке. При этом радионуклиды криптона, ксенона выходят за пределы реакторного блока практически полностью, летучие ПД (йод, цезий) — частично, остальные практически полностью остаются в пределах реакторного здания. Таким образом, происходит рассеяние энергии ПД во всём объёме реакторного блока. В результате плавление окружающей топливо среды и движение топлива становятся маловероятными. 
5.3. Ограничение последствий аварии в активной зоне реактора 
Потенциальная возможность концентрирования части расплавленного топлива и создания условий для образования критической массы и возникновения самопроизвольной цепной реакции требовала принять меры против этой опасности. Кроме того, разрушенный реактор представлял собой источник выбросов значительного количества радиоактивности в окружающую среду.

Было принято решение: локализовать очаг аварии за счет забрасывания шахты реактора теплоотводящими и фильтрующими материалами.

Группа специалистов на военных вертолетах начала забрасывать аварийней реактор соединениями бора, доломитом, песком, глиной, свинцом. С 27 апреля по 10 мая всего было сброшено ~500 т материалов, причем большая часть из них с 28 апреля по 2 мая включительно. В результате этих действий шахта реактора была покрыта слоем сыпучей массы, интенсивно адсорбирующей аэрозольные частицы. К 6 мая выброс радиоактивности перестал быть существенным фактором, снизившись до нескольких сотен, а к концу месяца — десятков кюри в сутки.

Одновременно решалась проблема снижения разогрева топлива. Для уменьшения температуры и снижения концентрации кислорода в пространство под шахтой реактора подавался азот от компрессорной станции. К 6 мая рост температуры в шахте реактора прекратился и началось ее снижение в связи с образованием стабильного конвективного потока воздуха через активную зону в свободную атмосферу.

В качестве перестраховки от весьма маловероятного (но возможного в первые дни после аварии) разрушения нижнего яруса строительных конструкций было принято решение срочно создать под фундаментом здания искусственный теплоотводящий горизонт в виде плоского теплообменника на бетонной плите. К концу июня запланированные работы были закончены. 
Опыт показал, что принятые решения были правильны.

С конца мая обстановка в значительной мере стабилизировалась. Разрушенные части здания реактора находились в устойчивых положениях. Вынос радиоактивности из блока в атмосферу был связан в основном с уносом аэрозолей ветром. Температурный режим в шахте реактора стабилен. Максимальные значения температуры различных участков составляла несколько сот градусов Цельсия при устойчивой тенденции к снижению со скоростью ~0,5 °С в сутки. Нижняя плита шахты реактора сохранилась, и топливо в основном (~96%) локализовано в шахте реактора и в помещениях пароводяных и нижних водяных коммуникаций.

5.4. Мероприятия на первом — третьем блоках 
После аварии на четвертом блоке на первом — третьем блоках были проведены следующие мероприятия: 
- первый и второй блоки были остановлены соответственно в 1 ч 13 мин и 2 ч 13 мин 27 апреля; 
- третий блок, который технически тесно связан с аварийным четвертым блоком, но практически не пострадал от взрыва, был остановлен в 5 ч 26 апреля;

Значительное радиоактивное загрязнение оборудования и помещений первого — третьего блоков АЭС было вызвало поступлением радиоактивных веществ через вентиляционную систему, которая продолжала работать в течение некоторого времени после аварии. 
Отдельные участки машинного зала имели значительные уровни радиации, так как его загрязнение происходило через разрушенную кровлю третьего блока.

Правительственной комиссией была поставлена задача провести дезактивационные и другие работы на первом - третьем блоках. Цель этих работ — подготовка блоков к пуску и эксплуатации. 
Дезактивация проводилась с использованием специальных растворов. Их состав подбирался с учетом отмываемого материала (пластикат, сталь, бетон, различные покрытия), характера и уровня загрязнения поверхностей.

После дезактивации уровни γ-излучения снизились в 10 - 15 раз. Мощность дозы излучения для помещений первого и второго блоков в июне составила 2 - 10 мР/ч. 
Окончательная дезактивация и стабилизация радиационной обстановки па первом - третьем блоках может быть обеспечена только после завершения дезактивационных работ на площадке АЭС и консервации аварийного блока.

5.5. Контроль и диагностика состояния аварийного блока 
Среди первоочередных измерений наряду с оценкой радиационной обстановки на станции и вокруг неё был организован контроль состояния реактора с воздуха. С вертолетов проводились радиационные измерения, съемки разрушенного здания реактора и его элементов в инфракрасных лучах в целях измерения распределения температурных полей, проводился анализ химического состава выделяющихся из шахты реактора газов и другие измерения. После того как было установлено, что в нижней части реакторного здания сохранились помещения и оборудование, появилась возможность провести первые измерения и установить приборы аварийного контроля. В первую очередь в обезвоженном бассейне-барботере были установлены измерители нейтронного потока, мощности дозы y-излучения, температуры и теплового потока. Термометрическая аппаратура было продублирована. Оценка ситуации в бассейне-барботере показала отсутствие близкой опасности проплавления строительных конструкций. Это создало уверенность в безопасности условий проведения работ по созданию нижней защитной плиты.

Основные усилия по измерениям на начальном этапе были направлены на контроль возможного перемещения топлива вниз. Решение диагностических проблем было осложнено следующими обстоятельствами: штатная система измерений полностью выведена из строя; выводы возможно сохранившихся датчиков недоступны для персонала; информация о состоянии помещений и радиационной обстановке в них ограничена.

На следующем этапе необходимо было определить местонахождение в здании выброшенного из шахты реактора топлива и оценить его температуру и условия теплосъема. Для решения этой задачи были использованы традиционные методы дозиметрической разведки, а также вскрыты сохранившиеся технологические трубопроводы для доставки по ним измерительных зондов. В результате этих исследований было в основном определено распределение топлива внутри здания. Температура в подреакторных помещениях с июня не превышала 45 °С, что свидетельствует о хорошем теплосъеме.

5.6. Дезактивация площадки АЭС 
Во время аварии радиоактивные материалы были разбросаны по территории станции, попали на крышу машинного зала, крышу третьего блока, на металлические опоры трубы. Территория станции, стены, кровли зданий имели значительные загрязнения также в результате оседания радиоактивных аэрозолей и радиоактивной пыли. Загрязненность территории была неравномерной.

Для снижения разноса радиоактивной пыли территория, крыша здания машинного зала, обочины дорог обрабатывались различными полимеризующимися растворами, чтобы закрепить верхние слои грунта и исключить пыление.

В целях создания условий для комплексного проведения работ по дезактивации территория АЭС была разбита на отдельные зоны. Дезактивация в каждой зоне проводится в следующем порядке: 
- уборка с территории мусора и загрязненного оборудования; 
- дезактивация крыш и наружных поверхностей зданий; 
- снятие грунта толщиной 5-10 см и вывоз его в контейнерах в хранилище твердых отходов пятого блока; 
- укладка при необходимости бетонных плит на грунт или подсыпка чистого грунта; 
- покрытие плит и незабетонированной территории пленкообразующими составами.

В результате выполненных мероприятий удалось снизить общий фон γ-излучения в районе первого блока до 20 - 30 мР/ч. Этот остаточный фон обусловлен в основном внешними источниками (поврежденным блоком), что говорит о достаточной эффективности дезактивации территории и зданий.

5.7. Долговременная консервация четвертого блока 
Консервация четвертого блока должна обеспечить нормальную радиационную обстановку на окружающей территории и в воздушном пространстве, а также предотвращение выхода радиоактивности в окружающую среду.

Для консервации блока предусматривается возвести следующие строительные конструкции (рис. 2 - 4): внешние защитные стены по периметру; внутренние бетонные разделительные стены в машинном зале между третьим и четвертым блоками, в блоке «В» и в деаэраторной вдоль машинного зала и со стороны завала у баллонной САОР; металлическую разделительную стену в машинном зале между вторым и третьим блоками; защитное перекрытие над машинным залом, а также провести герметизацию центрального зала и других помещений реактора и бетонирование завала у баллонной САОР, помещений северных ГЦН для консервации завала и создания защиты от радиоактивного излучения со стороны реакторного блока. 
Толщина защитных бетонных стен 1м и более в зависимости от конструкции и радиационной обстановки. 
В проекте вентиляции рассматриваются два варианта: 
- разомкнутая схема с очисткой воздуха на аэрозольных фильтрах и выбросом в атмосферу через существующую трубу вентиляционного центра; 
- замкнутая схема с теплообменником, располагаемым в верхней части вентилируемого объёма, с поддержанном разрежения в объеме здания, обеспечиваемого отсосом воздуха из верхней части объема и выбросом его через фильтры и трубу в атмосферу.

Предусматривается следующий порядок выполнения указанных работ; 
- снятие поверхностного слоя грунта на локальных участках территории, прилегающей к блоку, специальной техникой; 
- бетонирование территории с выравниванием поверхности, обеспечивающее передвижение самоходных кранов и другой техники; 
- дезактивация кровель и стен здания (в местах высокого радиоактивного излучения используются специальные полимерные приклеиваемые пасты различных составов); 
- после очистки и бетонирования площадки производится монтаж металлокаркасов защитных стен и последующее их бетонирование; 
- по мере возведения стен выполняются работы по сооружению основных строительных конструкций, обеспечивающих полную консервацию четвертого блока.

5.8. Дезактивация 30-километровой зоны и возобновление хозяйственной деятельности 
Значительное радиоактивное загрязнение территорий, прилегающих к АЭС, заставило принять чрезвычайное решение относительно создания контролируемых зон, эвакуации населения, запрета или ограничений на хозяйственное использование земель и др.

Было принято решение о введении трех контролируемых зон: особой, 10- и 30-километровой. В них был организован строгий дозиметрический контроль транспорта, развернуты пункты дезактивации. На границах зон организована пересадка работающих людей из одних транспортных средств в другие для уменьшения переноса радиоактивных веществ.

С июня ведется строительство комплекса гидротехнических сооружений для защиты от загрязнения подземных и поверхностных вод в районе ЧАЭС, в том числе: 
- противофильтрационной стены в грунте по неполному периметру промышленной площадки АЭС и скважин водопонижения; 
- дренажной завесы пруда-охладителя; 
- отсекающей дренажной завесы правого берега Припяти; 
- перехватывающей дренажной завесы в юго-западном секторе АЭС; 
- очистных сооружений дренажных вод.

К настоящему времени на основе выполненных оценок обстановки в отношении загрязнения почвенно-растительного покрова 30-километровой зоны разработаны и осуществляются специальные агротехнические и дезактивационные мероприятия, позволившие приступить к возвращению загрязненных земель в народное хозяйство. В комплекс таких мероприятий входят: изменение традиционных систем обработки почвы в данном районе, использование специальных составов для пылеподавления, изменение способов уборки и переработки урожая и др.