Переважна більшість теплових енергетичних реакторів на АЕС - реактори з урановим паливом. У свіжому паливі, що завантажується в активну зону, міститься лише один нуклід, що ділиться тепловими нейтронами, - уран-235, тому свіже паливо будь-якого уранового реактора на початку кампанії його активної зони однокомпонентне.
Швидкість генерації нейтронів поділу в діленнях ядер 235U тепловими нейтронами дорівнює добутку швидкості реакції поділу ядер 235U під дією теплових нейтронів (Rf5) на середнє число нейтронів поділу, що одержуються в одному акті поділу ядра 235U (ν5), і цей добуток треба відповідно до (7.1.1) поділити на величину швидкості реакції поглинання теплових нейтронів ядрами 235U, тобто:
Швидкість генерації нейтронів поділу в діленнях ядер 235U тепловими нейтронами дорівнює добутку швидкості реакції поділу ядер 235U під дією теплових нейтронів (Rf5) на середнє число нейтронів поділу, що одержуються в одному акті поділу ядра 235U (ν5), і цей добуток треба відповідно до (7.1.1) поділити на величину швидкості реакції поглинання теплових нейтронів ядрами 235U, тобто:
Зображення
Таким чином виходить, що величина η5, як комбінація фізичних констант для ядер урану-235, є фізичною константою його ядер, через що вона споконвічно й отримала таку назву:
Зображення
Аналогічно міркуючи про гіпотетичний реактор з однокомпонентним паливом на основі 239Pu, легко отримати:
Зображення
Тобто плутоній-239 як ядерне паливо навіть ефективніший, ніж уран-235.