Примерно за сутки до аварии, 15.12.1965 г., технолог смены выдал оператору задание на прокалку партии 1726 «богатых» отходов (содержание урана более 1 %) в камере, печи которой были предназначены только для прокалки «бедных» отходов (содержание урана менее 1 %), что было нарушением инструкции по ядерной безопасности.

После прокалки из этой партии «богатых» отходов была отобрана проба, и до получения результатов анализа контейнер с «богатыми» отходами был передан в другую камеру, в которой уже хранилось много других отходов, на комплектацию партии отходов для последующей передачи на растворение.

В аналитической лаборатории определили массовую концентрацию урана в пробе 1726, которая составила 44 % (весовых). Этот результат был записан в журнале для проб, но не был передан в цех для записи в учетную карточку.

Оператор, комплектовавший отходы на растворение, обнаружил отсутствие результата анализа для пробы номер 1726 и по телефону запросил его в аналитической лаборатории.

В результате взаимного недопонимания между лаборантом и оператором последний записал результат анализа пробы 1826, в которой массовая доля урана была 0,32 %, т. е. в ~138 раз меньше, чем в пробе 1726. Этот результат оператор внес в учетную карточку и на этикетку контейнера с «богатыми» отходами.

На следующий день, 16.12.1965 г., отходы массой 5 кг, включая около 2,2 кг урана с обогащением 90 %, были переданы на растворение как «бедные» и загружены в реактор, для которого норма загрузки составляла 0,3 кг урана, т. е. имело место превышение нормы загрузки более чем в 7 раз.

К этому моменту в двух других реакторах проводилось растворение «бедных» отходов.

«Богатые» отходы были загружены в реактор № 1. Согласно технологическому регламенту, растворение должно было производиться при температуре ~100 °C и при непрерывном перемешивании в течение 1,5 часов. Однако этот процесс был остановлен через 40 минут в связи с началом плановой уборки внутри камеры перед сдачей смены.

Примерно через 10 минут после выключения нагрева и перемешивания оператор, производивший уборку, услышал характерный звук кратковременного срабатывания ближайшего аварийного сигнализатора о возникновении ядерной аварии, покинул рабочее место и направился на центральный пульт управления для выяснения причин срабатывания сигнализатора. В этот момент произошло повторное срабатывание ближайшего сигнализатора. В последующие несколько секунд начали срабатывать сигнализаторы, более удаленные от реактора № 1. Всего в цехе сработало несколько десятков сигнализаторов типа УСИД-1.

Различимая во времени последовательность их срабатывания по мере увеличения расстояния между ними и местом аварии указывала на то, что нарастание мощности 1-го пика происходило на запаздывающих нейтронах. Весь персонал оперативно эвакуировался из цеха и укрылся в подземном переходе, как это и было предусмотрено инструкцией и отрабатывалось на противоаварийных тренировках.

Срабатывание сигнализаторов и эвакуация персонала относились к моменту времени около 22 ч 10 мин 16.12.1965 г.

До прибытия противоаварийной комиссии (23 часа) наблюдение за динамикой СЦР велось по показаниям стационарных дозиметрических приборов (у-излучение) и приборов РНС-6 технологического контроля (нейтронные поля) в другом здании на расстояния ~50 метров от места аварии. Было зафиксировано 4 пика с интервалом 15–20 минут. После прибытия комиссии оценка радиационной обстановки показала, что помещение центрального пульта управления (рис. 21) безопасно для персонала даже в моменты пиков мощности, и дальнейшие наблюдения и руководство противоаварийными работами осуществлялось из помещения центрального пульта управления.

Опрос персонала, анализ технологической и учетной документации, анализ диаграммных записей показаний стационарных дозиметрических приборов, диагностика у-полей коллимированным носимым дозиметром "Карагач" позволили установить, что цепная реакция, вероятнее всего, протекает либо в реакторе № 1, либо в передаточной (напорной) емкости (рис. 22).

По результатам измерений мощность дозы -излучения через ~1,5 минуты после очередного пика на расстоянии ~2 м составляла в среднем 2,2 мР/с.

Основываясь на том, что имелась техническая возможность для дистанционной подачи раствора кадмия в промежуточную емкость, было принято решение реализовать в первую очередь эту возможность с использованием существовавших коммуникаций. Эта операция была выполнена после 9-го пика мощности.

После заливки раствора кадмия было решено сделать контрольную паузу около 40 минут, чтобы убедиться в эффективности принятых мер. Однако уже через 20 минут был зафиксирован очередной 10-й пик, что позволило однозначно определить место аварии — реактор № 1 (рис. 22).