В свежих ТВС не происходит деления урана 235, как говорил преподаватель: «можно в обнимку с ними спать», после загрузки в реактор осуществляется инициирование цепной реакции, и в связи с этим нагрев

В дополнение к ответу Kardik’a:

Ну, строго говоря, в свежих ТВС деление тоже происходит — но ужаааасно редко     (нейтрон для этого может взяться от спонтанного деления урана-235 и -238 с исчезающе малой вероятностью, либо — значительно чаще — из атмосферы как продукт ядерной реакции ядер атмосферных газов с высокоэнергетическими протонами космического излучения).

Однако ТВС тепловых реакторов (реакторов, работающих на медленных нейтронах) проектируется так, что в отсутствие между ними замедлителя нейтронов (воды (лёгкой, тяжёлой), графита, берилия) самоподдерживающаяся цепная реакция (СЦР) невозможна — иными словами, когда они на воздухе, ядерного взрыва не произойдёт, даже если ТВС сложить в одну «кучу». Поэтому при изготовлении свежего топлива и при его транспортировке риска нет.

Однако добавление замедлителя нейтронов сильно (в сотни раз) увеличивает вероятность захвата нейтрона ядрами таких изотопов как U-235, Pu-239, Pu-241 с их последующим делением (и, соответственно, образованием новых нейтронов). Поэтому, во избежание преждевременного запуска СЦР, загрузка ТВС в активную зону осуществляется при полностью погруженных стержнях системы управления и защиты (СУЗ), содержащих изотопы, интенсивно поглощающие тепловые нейтроны, а также — для реакторов с водой под давлением (PWR, ВВЭР) — при высокой концентрации в теплоносителе борной кислоты (H3BO3, обогащённая по изотопу бора-10, который также обладает высокой вероятностью (сечением) захвата нейтронов).

С учётом этих мер реактор в ходе загрузки является глубоко подкритичным (т.е. нейтроны значительно чаще поглощаются, чем появляются новые). Поэтому по завершении загрузки топлива и принятии решения на пуск реактора в активную зону дополнительно вводят искусственный источник нейтронов. Таким источником является, например, изотоп бериллия-9, который при взаимодействии с альфа-частицей распадается на углерод-12 и нейтрон (а альфа-частица там берётся от самопроизвольного распада тяжёлых альфа-активных изотопов — полония, радия, америция…).

По мере последующего частичного вывода из активной зоны стержней СУЗ реактивность реактора (т.е. мера способности воспроизводить новые нейтроны для поддерживания СЦР) растёт. Наконец, добившись почти устойчивой СЦР, источник нейтронов выводят из активной зоны и начинают медленно поднимать мощность реактора (пропорциональную плотности нейтронного потока в нём) путём дальнейшего извлечения стержней СУЗ. Так продолжается, пока тепловая мощность реактора не достигнет 100% от проектной величины, после чего реактор начинает эксплуатироваться в стационарном режиме.

По мере выгорания топлива (т.е. расходования делящихся тепловыми нейтронами изотопов) и вызываемого этим его шлакования (т.е. наработки осколков деления, становящихся дополнительными «бесполезными» поглотителями нейтронов) реактивность реактора падает. В реакторах ВВЭР в этом случае плавно снижают содержание борной кислоты. Но через определённое время даже полное выведение стержней СУЗ и борной кислоты не позволяет поддерживать СЦР, т.к. к этому времени шлаков накопилось очень много, а делящихся ядер стало наоборот мало.

Тогда реактор останавливают и осуществляют перегрузку топлива: ТВС из центра активной зоны, где поток нейтронов наивысший (следовательно, наибольшее выгорание и шлакование топлива) удаляют в бассейн выдержки ОЯТ, ТВС с периферии активной зоны переставляют в центр, а на периферию загружают свежее топливо из ХСТ. Интервал времени между такими перегрузками называется «кампания реактора» (в современных реакторах ВВЭР она длится 12-18 месяцев), а полное время работы конкретной ТВС в активной зоне, с учётом её нескольких перегрузок ближе к центру зоны, называется «кампанией топлива» (длится несколько лет).

Вот, вкратце, такова нелёгкая судьба ядерного топлива в реакторе