grafit, `2 spowalniających neutrony do prędkości termicznych, ze względu na dostatecznie duży przekrój czynny uranu naturalnego na rozszczepienie neutronami termicznymi (na naturalnym U pracuje kilka reaktorów, np. Wylfa, Anglia; Bruce 1, Kanada).<br><br>&lt;tit&gt;6.2.2. Współczynnik rozszczepienia&lt;/&gt;<br><br> W reaktorach termicznych uran 235 zużywany jest głównie w reakcjach rozszczepienia i wychwytu radiacyjnego ((...))<br> Liczba neutronów wytwarzanych na każdy wychwycony neutron ((...)) Współczynnik zwany jest współczynnikiem rozszczepienia lub wydajnością neutronów na absorpcję; jest to liczba prędkich neutronów emitowanych w wyniku jednego aktu wchłonięcia neutronu termicznego przez uran.<br> Wstępnym wymaganiem odnośnie do reakcji łańcuchowej jest, by ((...)) 1 Przy energiach termicznych jest największe dla 233 w przypadku