Испытания металлического легированного (U–Zr)- и (U–Pu–Zr)-топлива в реакторе бор-60 и некоторые результаты послереакторных исследований.

Одним из видов перспективного топлива для реакторов на быстрых нейтронах является композиция на основе сплавов U–Zr и U–Pu–Zr. Приведены результаты испытаний и исследования экспериментальных твэлов, облучённых в реакторе БОР-60 до выгорания 10 %. Наблюдаемые изменения в сердечнике не оказывают существенного влияния на работу твэлов, ресурс их ограничивается предельной повреждающей дозой конструкционных материалов ТВС (оболочка из стали 0Х16 Н15 М3Б, чехол ТВС – из стали 12Х18Н10Т).