Подавляющее большинство тепловых энергетических реакторов на АЭС - реакторы с урановым топливом. В свежем топливе, загружаемом в активную зону, содержится только один делящийся тепловыми нейтронами нуклид - уран-235, поэтому свежее топливо любого уранового реактора в начале кампании его активной зоны однокомпонентное.
Скорость генерации нейтронов деления в делениях ядер 235U тепловыми нейтронами равна произведению скорости реакции деления ядер 235U под действием тепловых нейтронов (Rf5) на среднее число нейтронов деления, получаемых в одном акте деления ядра 235U (ν5), и это произведение надо в соответствии с (7.1.1) разделить на величину скорости реакции поглощения тепловых нейтронов ядрами 235U, то есть:
Скорость генерации нейтронов деления в делениях ядер 235U тепловыми нейтронами равна произведению скорости реакции деления ядер 235U под действием тепловых нейтронов (Rf5) на среднее число нейтронов деления, получаемых в одном акте деления ядра 235U (ν5), и это произведение надо в соответствии с (7.1.1) разделить на величину скорости реакции поглощения тепловых нейтронов ядрами 235U, то есть:
Изображение
Таким образом получается, что величина η5, как комбинация физических констант для ядер урана-235, является физической константой его ядер, из-за чего она изначально и получила такое название:
Изображение
Аналогичным образом рассуждая о гипотетическом реакторе с однокомпонентным топливом на основе 239Pu, легко получить:
Изображение
То есть плутоний-239 как ядерное топливо даже более эффективен, чем уран-235.