Тепловиділяючий елемент ядерного реактора (ТВЕЛ), один з основних конструктивних вузлів реактора, що містить ядерне паливо, розміщується в активній зоні реактора. У Т. е. протікає ядерна реакція ділення палива, в результаті якої виділяється тепло, передаване теплоносію . Т. е. складається з сердечника і герметизуючої оболонки.
Сердечник Т. е., окрім речовини (наприклад, 233 U, 235 U, 239 Pu), що ділиться, може містити «сировинну» речовину, що забезпечує відтворення ядерного палива ( 238 U, 232 Th). Матеріал для сердечника може бути отриманий у вигляді металу, металокераміки або кераміки. Металеві сердечники виготовляють з чистих урану, торія або плутонію або з їх сплавів з іншими металами (наприклад, з Al, Zr, Cr, Zn). Металокерамічні сердечники отримують, наприклад, з U і Al шляхом пресування сумішей їх порошків (тирси, гранул). Керамічні сердечники є спеченими або сплавленими оксидами або карбідами (наприклад, Uo 2 , Thc 2 ). Металокерамічні і керамічні сердечники, а також сердечники із сплавів якнайповніше відповідають таким, що пред'являється до матеріалу сердечника високим вимогам по механічній міцності, а також по незмінності фізичних властивостей і геометричних розмірів в умовах високих температур і інтенсивного нейтронного і g-віпромінювання. Оскільки, проте, в такого роду сердечниках істот, об'єм займає наповнювач (речовина, атоми якої не беруть участь в процесі ділення і відтворення ядерного палива), то в них використовується ядерне паливо з підвищеним збагаченням (наприклад, з вмістом 235 U до 10% і більш). Наповнювач, як правило, володіє невеликим перетином поглинання нейтронів, але інколи в матеріал сердечника включають невеликі добавки металів, що інтенсивно поглинають нейтрони (наприклад, Мо), якщо це приводить до підвищення стійкості сердечника по відношенню до теплових і радіаційних дій.
В поширених енергетичних реакторах, що працюють на низькозбагаченому урані, найбільш часто застосовують керамічні сердечники із спеченого двоокису урану, які не деформуються при глибокому вигоранні палива. До того ж Uo 2 не реагує з водою; внаслідок цього розгерметизація Т. е. у реакторі з водяним охолоджуванням не приводить до попадання урану в теплоносій.
Герметизуюча оболонка Т. е. забезпечує надійне відділення сердечника від теплоносія. Порушення її цілісності привело б до попадання продуктів ділення в теплоносій, його активації і скруті обслуговування реактора, а крім того (у ряді випадків), до хімічної реакції теплоносія з речовиною сердечника і, отже, до «розмивання» сердечника і втрати ним необхідної форми. Через ці причини до матеріалу оболонки пред'являють жорсткі вимоги. Він повинен володіти високою корозійною, ерозійною і термічною стійкістю, високою механічною міцністю і не повинен істотно змінювати характер поглинання нейтронів в реакторі. Найбільш споживані матеріали для виготовлення оболонки — сплави алюмінію і цирконію і неіржавіюча сталь. Сплави Al використовуються в реакторах з температурою активної зони < 250—270 °С, сплави Zr — в енергетичних реакторах при температурах 350—400 °С, а неіржавіюча сталь, яка досить інтенсивно поглинає нейтрони, — в реакторах з температурою >400 °С. У ряді випадків знаходять вживання і ін. речовини, наприклад графіт високої щільності.
Для поліпшення теплообміну між сердечником і оболонкою здійснюють їх дифузійне зчеплення (якщо сердечник металевий) або в зазор між ними вводять газ, добре провідний тепло (наприклад, гелій). Такий зазор необхідний, коли матеріали сердечника і оболонки мають істотно різні коефіцієнти об'ємного розширення.
Конструктивного виконання Т. е. визначається формою сердечника. Найбільш поширені циліндрові (стрижньові), проте застосовуються трубчасті, пластинчасті і інші сердечники. Т. е. об'єднують в складки (пакети, касети, блоки) і у такому вигляді завантажують в реактор. У реакторі з твердим сповільнювачем Т. е. або їх складки розміщують усередині сповільнювача в каналах, по яких протікає теплоносій. Якщо сповільнювач рідкий і виступає одночасно в ролі теплоносія, то складки самі є елементами, що направляють потік рідини.
Основний показник роботи Т. е. — глибина вигорання палива в нім; у енергетичних реакторах вона досягає 30 Мвт сут/т. В енергетичних реакторах час роботи Т. е. досягає трьох років. Використані Т. е. можуть бути піддані переробці з метою витягання з них що недогорає, а також знов накопиченого ядерного палива.
