Актуальность работы обусловлена необходимостью определения и обоснования способов обращения с облученным ядерным графитом, который являлся замедлителем нейтронов, при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов по варианту «Ликвидация». Цель исследования: разработка и обоснование критериев, характеризующих потенциальную опасность графитовых радиоактивных отходов, и оценка степени снижения потенциальной опасности по предложенным критериям при термической обработке в газовой среде. Методы исследования: экспериментальные исследования процесса термической обработки облученного графита в газовых средах с использованием образцов облученного графита и цельных графитовых деталей, извлеченных из графитовых кладок уран-графитовых ядерных реакторов. Результаты. Предложен и обоснован критерий, характеризующий потенциальную опасность графитовых радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов по варианту «Ликвидация». Предложенный критерий A[F.t] носит физический смысл интенсивности выхода радионуклида с единицы поверхности радиоактивных отходов, включая графитовые, и перехода его в мобильную форму, способную к миграции. Проведен анализ механизмов накопления радионуклида 14C в облученном ядерном графите, как основного радионуклида, определяющего класс радиоактивных отходов. Проведена серия экспериментов по термической обработке облученного графита в газовых средах с определением степени селективного удаления 14C и потери массы обрабатываемого образца графита. На основе экспериментальных результатов и результатов анализа механизмов накопления 14C в облученном графите получена качественная зависимость динамики выщелачивания 14C для необработанного графита и графита, прошедшего термическую обработку. Сделан вывод о существенном снижении потенциальной опасности графитовых радиоактивных отходов, содержащих долгоживущие радионуклиды, при термообработке.