można dojść, rozpatrując bilans neutronów w reaktorze termicznym na uran naturalny, z moderatorem grafitowym. Pomocny w tym będzie rys. 6.7.<br> Jeżeli jądro 235 uległo rozszczepieniu przez termiczny neutron, to otrzymujemy neutronów prędkich. Mała ich część może spowodować rozszczepienie 238 Całkowita liczba neutronów prędkich wzrasta do , gdzie 1 jest współczynnikiem powielania dla neutronów prędkich, zwanym też współczynnikiem rozszczepiania neutronami prędkimi. Wartość współczynnika zależy od moderatora; dla naturalnego uranu i grafitu ((...)) Jeżeli początkowa liczba wychwyconych przez uran neutronów wynosi ((...)) i nie ma ucieczek ((...)) 1 to mamy obecnie ((...)) nowych neutronów(6.2.2-3)<br> Zakładamy, że ucieczki są i ułamek ((...)) liczby neutronów ucieka