Основные результаты исследований твэлов реактора СМ с увеличенным содержанием урана.

Обоснована работоспособность твэлов реактора СМ с повышенной на 20 % массой ядерного топлива (с 5 до 6 г ²³⁵U). Рассмотрены результаты сравнительных испытаний и исследований твэлов из опытной и штатной ТВС после реакторных испытаний при рабочих режимах эксплуатации реактора СМ. Исследованы твэлы после облучения до выгорания 27 %, а также после облучения и кратковременного нагрева до температуры 500, 580, 600, 700  °С. Показано, что при одинаковой плотности накопления продуктов деления и одинаковом среднем энерговыделении распухание облучённых твэлов с повышенной на 20 % массой урана незначительно выше (примерно на 3 %) по сравнению со штатными элементами. Распухание твэлов при реакторном облучении зависит от плотности накопления продуктов деления и энерговыделения. Также получены данные об отсутствии взаимодействия между компонентами твэлов при рабочей и повышенной температуре.