トリウム燃料サイクル
軽水炉は転換比率が低く、燃やした燃料に比べて生成する燃料が少ない。このため、燃料交換周期を延ばすには高濃縮燃料を高い燃焼度で燃やして転換比率を上げざるを得ず、結局 3年に1回程度の周期で燃料交換が必要になる。これに対してトリウム溶融塩炉は熱中性子・低燃焼度で増殖可能であり、初期装荷燃料の濃縮度が低くても、低燃焼度で40年程度の長期間に渡って燃焼させる事が可能である。そのため安全を重視した低出力運転と、長期燃料無交換の両立が可能で、使用済み核燃料の発生量が少なくなる。しかも超長半減期核種は軽水炉の1/3しか生じない。
核分裂性を持つ核種であっても、中性子に衝突されて全て核分裂する訳ではなく、そのままより重い核種となるものがある。この様にして生成される超ウラン核種は高レベル放射性廃棄物となりうる。
ウラン233が中性子を吸収したまま分裂しなかった場合、半減期20万年のウラン234 U に変わりロスとなるが、熱中性子による核分裂の場合で確率は約8%と低い。 よって、吸収と核分裂の比は約1:10ということになり、これはウラン235 U の約1:6や、プルトニウム239 Pu の約1:2、プルトニウム241 Pu の約1:4より効率がよく、ウラン-プルトニウム燃料サイクルより超ウラン核種(長寿命のものが多い)発生量が少ない。
少ないとは言っても U は半減期が長いため、炉内でさらに中性子を吸収し U に変わる。これは核分裂性が強いが、前述の通り分裂しない確率の方が高く、さらなる中性子吸収でUとなり、吸収とベータ崩壊を繰り返してNp、Pu、Pu、Pu、Pu、Am、Puと、有害なプルトニウムの同位体を生成する。 Npは半減期214万年と比較的安定で、再処理で除去(違う元素なので分離可能)できる。アメリシウムやキュリウムについても同様で、廃棄するほか原子炉に戻して核変換によるリサイクルを図ることも可能である。
トリウム燃料サイクル特有の問題として、入射中性子のエネルギーが高いと発生する(n,2n)反応(Thが高速中性子1個を吸収して熱中性子2個を放出し、Thとなる)からベータ崩壊で生成されるプロトアクチニウム231(Pa)がある。これは超ウラン元素ではないが半減期が 3.27×10年と長く、高レベル放射性廃棄物の管理必要年数を長期化させる。