Аннотация:Статья отражает проблему графитсодержащих пульп, накопившихся в виде отложений в технологических системах в процессе эксплуатации уран-графитовых реакторов. Представлены технические и методические подходы к выполнению работ по обследованию емкостей, позволившие выполнить дистанционно отбор высокоактивных образцов графитсодержащих пульп из закрытых емкостей, расположенных в радиационно-опасных помещениях, и оценить объем, толщину слоя и профиль поверхности отложений. Описаны методики, в том числе радиохимические, примененные в ходе исследований, для определения радионуклидного состава, уровней активности, количеств твердой и жидкой фаз, влагосодержания и потери массы при прокаливании отложений. Для прогноза поведения радионуклидов, сорбированных на осадках, методом селективной десорбции определяли водорастворимую, ионообменную, малоподвижную, прочносвязанную, прочнофиксированную формы нахождения радионуклидов в пробах графитсодержащих пульп. Полученные результаты были использованы для оценки ядерной и радиационной безопасности, а также для разработки технологических способов обращения с графитсодержащими пульпами в процессе вывода из эксплуатации емкостей. Опробованные подходы обследования и лабораторного анализа отложений могут быть использованы при обследовании других подобных емкостей, содержащие высокоактивные отложения.