概述
釷增殖循環能將不發生熱中子裂變的核素232Th通過俘獲熱中子而轉變成易裂變核素233U的反應堆，實現產生的易裂變材料多於消耗的易裂變材料而增殖。釷增殖反應堆有可能充分利用在地殼中的蘊藏量五倍於鈾的釷。經過釷-鈾循環可獲得233U：用233U作核燃料，經一次裂變所產生的有效中子數η=2.28，大於235U和239Pu，有可能實現增殖。在反應堆運行過程中，因中間產物233Pa吸收中子過多，實際上只能實現高轉化比（CR≈0.9）而不能增殖。
釷循環的優點
與其它增殖堆燃料循環及後處理相類似，釷燃料循環會在燃燒掉所有的錒系元素後產生乏燃料。這些乏燃料在數百年內都具有放射性，經過30年的衰變後，其主要衰變產物是銫137和鍶90等，經數百年的衰變後，主要是鎝99等長壽命裂變產物。在目前的核動力工業中，輕水堆的燃料開循環產生的乏燃料中含有大量的鈽同位素和次錒系元素。目前減少輻射的途徑幾乎完全依賴於錒系元素的移除和回收再加工過程。只要其中有少量不被移除，而是作為後處理廢料的一部分，便失去了大部分的優勢。
釷循環與鈾鈽循環相比，其產生的重錒系元素（heavy actinides）要少的多。這是因為大多釷燃料初始的質量數比較低，因而大質量數產物在產生前就容易因裂變而毀壞。然而，由於快中子的（n，2n）反應會產生鏷231（半衰期3 .1萬年）。鏷231與重錒系元素會破壞正常的燃料閉循環里的中子俘獲與裂變過程。儘管如此，如果對熔鹽堆進行化學分離，並將鏷233從堆芯中提取出來以避免中子俘獲，經過不斷累積後，將鏷233衰變產物鈾233放回反應堆，則鏷231同時也會被提取出堆芯。
