Єдиними в природі сировинними матеріалами, використовуючи котрі можна за допомогою нейтронів створити розширене відтворення ядерного палива, є уран-238 і торій-232. Відтворення ядерного палива вимагає надлишку нейтронів і їх кількість з розрахунку на кожний поглинений атомом, що ділиться, нейтрон повинно бути більше 2 (η>2). Високоенергетичний спектр нейтронів швидкого реактора створює такі умови для плутонію-239: при цих енергіях нейтронів η=2,88. Для урану-235 величина η=2,39 нижче в цьому енергетичному спектрі нейтронів (при збагаченні 15%).

Торій-232, як і уран-238, тепловими нейтронами не ділиться, але в реакції радіаційного захвату теплового нейтрона утворює відсутній в природі новий елемент, що ділиться, уран-233 (перетин 7,4 барну):

з періодом напіврозпаду Т1/2=1,59·10⁵ років.

Уран-233 за своїми характеристиками елементу, що ділиться тепловими нейтронами, перевершує уран-235: перетин ділення σділ=531 барн; вихід нейтронів на ділення ν=2,49; коефіцієнт ділення η=2,29. За кількістю нових нейтронів η, утворених при діленні з розрахунку на кожний поглинений нейтрон уран-233 перевершує уран-235 на ≈ 11% (для урану-235 і теплових нейтронів η=2,07).

Енергетичний спектр теплових нейтронів є найбільш відповідним для відтворення урану-233. У реакторах на теплових нейтронах коефіцієнт відтворення може складати 1,0–1,05. Завдяки відтворенню урану-233, що ділиться, відкривається можливість залучення до виробництва енергії нових природних ресурсів як початкової сировини для ядерно-енергетичних установок. Це дозволить значно знизити потреби в природному урані, який буде необхідний тільки для активних зон ядерних реакторів, що знов будуються.

Реактор – розмножувач ядерного палива на теплових нейтронах продукує з природного торію-232 здатний до ділення уран-233. Реактор цього типу може мати активну зону, що містить суміш торію-232 і урану-233, оточену зоною відтворення з торію-232. За відсутності урану-233 (на початковому етапі розвитку) активна зона може складатися із суміші урану-235 й торію-232, але при цьому втрати нейтронів досягають 3% й коефіцієнт відтворення буде невисоким – ≈0,6 (це скоріше коефіцієнт конверсії); коефіцієнт відтворення підвищується при використанні урану-233 замість урану-235. У зв'язку з невеликим коефіцієнтом відтворення ?1 необхідно звести до мінімуму паразитне захоплення нейтронів у конструкційних матеріалах активної зони і зони відтворення (оскільки економіка торій-уранових систем дуже сильно залежить від можливого коефіцієнта конверсії). У таких реакторах для уповільнення нейтронів використовують матеріали, які слабко поглинають нейтрони (графіт, важку воду D2О). Розрахунки показують, що можна досягти коефіцієнта відтворення, який дорівнює 1,06.

Цей паливний цикл перспективний для систем на розплавлених солях і в газографітових реакторах. У рідкосольовому реакторі використовуються сполуки урану UF4 і торію ThF4 в евтектичному сплаві BеF, ZrF4, NаF (або 7LiF). Система на розплавлених солях має декілька переваг:

• активна зона реактора не містить конструкційних матеріалів, що поглинають нейтрони;

• теплоносієм є розплав солей, що проходить через активну зону;

• можна безперервно видаляти «шлаки» – продукти реакції поділу;

• можна безперервно замінювати ядерне паливо;

• виключаються витрати на виробництво тепловиділяючих елементів (твелів);

• радіаційне пошкодження розплавлених солей менше, ніж твердих матеріалів;

• можна отримати коефіцієнт відтворення 1,07, тобто отримати надлишковий коефіцієнт відтворення 7%.

Температура рідких солей в активній зоні реактора досягає ~700°С, тиск – близький до атмосферного, термодинамічний к.к.д. реактора більше 40%.

Газографітовий реактор з гелієвим теплоносієм в торієвому паливному циклі теоретично здатний відтворювати більше вторинного палива, що ділиться, ніж витрачати. Але запас цей невеликий.

Недоліком торієвого паливного циклу є відсутність повністю розробленої технології переробки опроміненого палива. У даний час торієвий паливний цикл не знайшов широкого застосування.