关于用钍基燃料发电，在很多类型的反应堆中已经有了示范。这些早期的实验，很多都能够应用高浓铀（HEU）作为易裂变的“驱动”成分。如今，这种方法并不在考虑范围内。
以钍-HEU为燃料的300MWe钍基高温堆（THTR）在1983-1989年间，在德国运行。它包含674,000个球形颗粒中，大约一半是Th-HEU燃料颗粒，剩下的包括石墨慢化剂和一些中子吸收体。这些颗粒在反应堆运行过程中会在堆芯中不断流动，平均每个燃料颗粒通过堆芯六次。
美国40MWe的桃花谷高温堆（Peach Bottom HTR）是一个以钍为燃料的示范堆，它从1967年运行到1974年。它所使用的钍-HEU燃料是钍-铀碳化物为核心，以热解碳层包覆的微球体。这些微粒预埋入环形的石墨段（而非石墨球）。在1349个等效满功率运行日中，这个反应堆产生了超过330亿KWh的电量，它的负荷系数为74%。
在美国科罗拉多州的330MWe圣符伦堡高温堆（Fort St Vrain HTR）是一个在Peach Bottom HTR堆的基础上进行设计和建造的大型商用堆，从1976年运行到1989年。它所使用的钍-HEU燃料是钍-铀碳化物为核心，以氧化硅和热解碳层包覆的微球体，这样的设计使得微球体本身可以容留裂变产物。这些燃料颗粒嵌入排列于六角柱（“棱柱”）中的石墨“模塑”里。这个反应堆大约燃烧了25吨的燃料，这些燃料很大一部分达到了170GWd/t的燃耗深度。
美国码头市核电站是一个独特的钍基轻水增殖堆，它从1977运行到1982。其燃料元件比较特殊，它以U-233为易裂变驱动核素，且“点火区”可移动，这就使得随着燃料燃耗的加深，中子慢化的程度逐渐增加。反应堆的堆芯放置在改装过的早期PWR中。它在运行中可以达到86%的负荷系数，输出功率为60MWe（236MWt），产生了超过21亿kWh的电量。停堆检查发现，在堆芯退役时易裂变燃料增加了1.39%，即反应堆实现了增殖。
印度的重水堆（PHWRs）在很长的一段时间内，都用含钍的燃料棒束以展平一些燃料管道中的功率——尤其在一些需要特殊反应性控制措施的燃料管道中。
过去及现在关于钍燃料的研究
发展钍基燃料循环
钍基燃料循环有很所吸引人的特性，包括产生的废料更少，而且废料中的超铀元素也少，它为核燃料供应提供了一个新的选择。此外，在大多的反应堆中，以钍为燃料能够提供更大的安全裕度。尽管钍燃料有这些优点，它的商业化还是面临着很多障碍。
在钍燃料正式应用于核设施前，需要大量的测试、分析、执照审批工作。这些工作的完成，需要有清晰的商业案例和政府的支持。此外，铀的储量丰富、价格低，而且核能发电中，燃料成本仅是很小的一部分。因此，没有必要为了节省铀资源，去投资一种全新的燃料。
钍燃料循环发展中的另一个障碍是高昂的燃料制造成本和昂贵的后处理费用。为了从钍的乏燃料提取易裂变的钚驱动元素需要进行燃料后处理，这是一个高成本的过程。燃料制造过程中的高成本很大程度上是因为，辐照过的钍燃料会产生U-233，从燃料中化学分离出的U-233会产生很强的放射性。分离出来的U-233总含有U-232，U-232的半衰期为69年，它衰变会产生Tl-208，这是一种会发射高能γ射线的粒子。虽然U-233比较难以处理，容易被检测仪器发现，它的存在有利于防止核扩散，但是它的存在也增加了成本。在钍回收过程中也存在相似的问题，因为Th-288半衰期很短，为2年，它会发射出α粒子。在液态氟化钍反应堆（LFTR）和熔盐堆中，上面提到的问题中，一部分是可以克服的。
尤其在熔盐堆中形成的平衡燃料循环，放射性相对较低，因为它的裂变产物中只有Pa-233，没有超铀元素。于在线回收过程中，这些成分会不断被移除，虽然这个过程相较于铀-钚循环会更加复杂。
然而，从长期的角度来看，钍燃料循环有利于保障能源安全。因为它可以在没有快中子堆参与的条件下，维持燃料消耗与产出的平衡。因此，这是一个重要的潜在可行的技术，对于建立长期可靠的核能源体系有非常重要的意义。
印度的钍燃料循环计划
印度国内钍资源丰富但是铀资源匮乏，立足于这样的现实，其核能发展项目的主要目标时实现大规模利用钍资源，以获取所需能源。所确立的三个阶段的发展概念如下：
- 在重水压水堆（PHWRs）和轻水堆中燃烧天然铀，产生钚，这些钚分离出来，应用于快堆和国产先进重水堆中。
- 快中子增殖堆（FBRs）利用钚燃料以提高其中钚的含量。堆芯周围的再生区中包含有铀和钍，这可以进一步产生钚（主要Pu-239）和U-233
- 先进重水堆（AHWRs）燃烧钍-钚燃料，增殖产生U-233，这可以用作一系列增殖先进重水堆(AHWRs)中的易裂变驱动核素。
在这三个阶段中，使用过的乏燃料需要再处理，提取出其中的易裂变材料以用于燃料循环。
印度重视并且优先发展500MWe的钠冷快堆，这个堆中会增殖出所需的钚，这些钚能否在先进重水堆中利用钍潜在能源的关键。这整个项目还需要15-20年，即使这个目标完成了，要实现钍燃料更大范围的利用，还是需要一定的时间。Kalpakkam的500MWe原型堆正在建造中，预计于2014开始运行。
从2009开始，即使放松铀贸易的限制，印度还是重申他们发展钍燃料循环的决心。
核武器和防止核扩散
钍燃料循环有时候被认为能够很好的防止核扩散。这是正确的，不过历史和物理的一些东西需要进一步的解释
在冷战期间，美国用钚增殖堆从钍中转化出大约2吨的U-233，这2吨U-233的化学纯度和同位素丰度差异比较大。在1955年，美国进行了“茶壶行动”核试爆，其核装置以钚-U-233为复合燃料。爆炸的热核当量比预测的要小，大约为22千吨。在1998年，印度引爆了一个非常小的以U-233为燃料的核设施，Shakti V.然而，在U-233生产过程中，不可避免会产生U-232，U-233会发射出很强的γ射线，而且衰变产物Tl-208的存在使得这些材料难以处置，易于发现。