トリウム燃料サイクル
溶融塩原子炉は水冷却炉の限界である300-660度を大幅に上回る温度(溶融塩の分解温度である1400度近辺まで可能)で運転でき、ガスタービン操業・原子力熱電併給が原理的に可能である。
トリウムは自発核分裂を起こさないため、燃料サイクルの開始には別の核分裂性物質か、その他の中性子発生源が必要となる。
すなわち、大部分(98–99%)の原子核が U または U の段階で核分裂を起こし、超ウラン核種の生成はごく少ない。つまり、MOX燃料中のウランをトリウム燃料で代替すると、プルトニウム破壊を推進する期待がある。
理想的な溶融塩原子炉では、トリウムがウランに転換し核燃料となる生成プロセスと、核分裂により生ずる中性子毒(中性子を無駄に吸収し、核分裂連鎖反応を阻害・停止する核種)の分離プロセス(トリウムの補充も含む)が容易かつ運転しながら行えるため、ウラン燃料サイクルで必要な燃料棒(核燃料集合体)の交換が不要となり、経済性を高めることができる。
核燃料として酸化物を利用する場合、二酸化ウラン(UO2)に対し、二酸化トリウム(ThO2)は融点が高く、熱伝導率が高く、熱膨張率が低い。二酸化ウランよりも化学的に安定で、さらに酸化されることもないなど、安全上有利な性質を備えている。
U は核兵器に利用可能で、アメリカ合衆国は1955年に核弾頭起爆装置に利用する実験(ティーポット作戦) を行っている。しかしU は天然または劣化ウランが混在すると機能しないため、あらかじめトリウム燃料にこれらを混合しておくことで、兵器への利用を防止できる。 これ以外にも使用済み核燃料が発する強いガンマ線は取り扱いに対する技術的・コスト的ハードルを高くし、結果的に核兵器製造・核ジャックなど核拡散を抑制する効果がある。