Nella tecnica dei reattori nucleari, il b. geometrico è una grandezza, legata alla geometria del reattore, che interviene nella determinazione del flusso dei neutroni termici, precisamente nel calcolo della probabilità che un neutrone prodotto nel reattore non sfugga, e ‘muoia’ per cattura entro il reattore stesso.
Grandezza analoga, ma espressa in funzione delle caratteristiche fisiche dei materiali costituenti il reattore, è il b. materiale.