Проведены испытания стержневых, карбидографитовых и карбидонитридных твэлов с содержанием урана 9-42 мас.% в реакторах ИВГ-1 (исследовательский высокотемпературный газоохлаждаемый), ИРГИТ (исследовательский для групповых испытаний твэлов) и РА (ампульный) при режимах, моделирующих работу реакторов ядерного ракетного двигателя (ЯРД), 2- и 3-режимной ядерной энергодвигательной установки (ЯЭДУ) и ядерной высокоэнергетической установки (ЯВЭУ). Исследованы параметры твэлов, облученных в беспроточных гелиевых и азотных ампулах и в охлаждаемых водородом, гелием или азотом проточных каналах реакторов ИВГ-1 и ИРГИТ. Определены характеристики радиационной стойкости твэлов в инертном теплоносителе. Установлены высокая радиационная стойкость, причины радиационного упрочнения твэлов. Показано, что состояние твэлов в азотных ампулах зависит от параметров испытаний. Выявлены удовлетворительная работоспособность твэлов при режиме большой мощности ЯЭДУ и ЯВЭУ, снижение параметров функциональной работоспособности твэлов при двигательном режиме ЯЭДУ. Проанализированы возможные пути повышения прочности твэлов.