钍也是一种重要的核燃料资源，它在地球上的储量比铀丰富。然而，钍是“可转换核素”而非“易裂变核素”，因此它需要与“易裂变核素”一起才能做反应堆的燃料。做为“可转换核素”的钍在很多种反应堆中都可以转化出“易裂变核素” U-233。钍作为核燃料适用于熔盐堆，这样就可以免去燃料制造的环节。
在过去的许多年里，钍作为一种新能源被许多人看好。然而，如何以经济的方式开发钍的潜在能源价值，依旧是一个悬而未决的挑战，这还需要很多研发性投入。在这方面的研究，中国走在前列，美国也提供了一些支持。
钍资源及其性质
钍是一种在自然条件下存在，带有轻微放射性的金属元素，它是瑞典化学家永斯·雅各布·贝采利乌斯（Jöns Jakob Berzelius）在1828年发现的，并以古代北欧的雷声之神托尔来命名。在大多数的岩石和土壤中都可以发现钍，它的含量大约是铀的3倍。土壤中铀的平均含量大约是百万分之六。
在自然条件下，钍以Th-232的形式存在，Th-232衰变非常的缓慢，其半衰期大约是地球寿命的三倍。自然条件下，钍和铀的衰变链中会产生极少量的Th-228，Th-230和Th-234，但是它们的质量都是可以忽略的。
纯钍是银白色金属，可以在几个月内保持金属光泽。但是，当暴露在空气，钍会与氧气反应，逐渐失去金属光泽变成灰色，并最后变成黑色。若在空气中加热，钍金属会剧烈燃烧，并发出白光。在所有的氧化物中，钍的氧化物（ThO2）是熔点最高，达3300℃。由于ThO2的高熔点，它被应用于灯泡组件、灯罩、弧光灯，焊条和耐热陶瓷的制造中。含有钍元素的玻璃不仅有高折射率还有很好的波长色散性能，有它制成的镜片别用于相机和科研设备的制造中。
二氧化钍（ThO2）有很强的惰性，并不会进一步氧化，不像UO2。相较于UO2，ThO2有更大的热导率，更高的熔点和更低的热膨胀系数。作为反应堆燃料，ThO2在裂变过程中裂变气体的释放速度会比UO2作为燃料时慢得多。
最常见的钍资源来自稀有的磷酸盐矿和独居石，其中钍的含量可以高达12%，平均含量为6-7%。独居石常见于火成岩和其他岩石中，不过它在砂矿中含量最高。地球上的独居石估计达1.2千万吨，其中三分之二存储于印度南部和东部的沿海地区的重矿物砂矿床中。钍在其他国家也有可观的储量，具体见下表。从独居石中提取钍一般需要经过以下步骤，首先用氢氧化钠在140℃的条件下溶滤出钍，接着经过一系列复杂的过程沉淀出ThO2。钍石（ThSiO4）是另一种常见的钍矿。一个大型钍石和稀土金属矿脉矿床在爱达荷州被发现。
IAEA-NEA联合发表的铀2014：资源、生产和需求（常被称为红皮书）中给出已探明的钍矿总量和估计的钍矿存量为6.2百万吨。有一定把握的已探明和推测得到的开采费用不高于$80/kg Th 的钍资源的储量在下表中给出，列表中信息并未包括一些储量不明的亚洲国家。表中的一些数字来源于假设或者矿砂的代用品的数据（独居石*假设的钍含量），而非像其他矿资源探测一样，直接来自于地质数据。
世界钍资源的估计值
| 国别 | 吨数 |
| India印度 | 846,000 |
| Brazil巴西 | 632,000 |
| Australia澳大利亚 | 595,000 |
| USA美国 | 595,000 |
| Egypt埃及 | 380,000 |
| Turkey土耳其 | 374,000 |
| Venezuela委内瑞拉 | 300,000 |
| Canada加拿大 | 172,000 |
| Russia俄罗斯 | 155,000 |
| South Africa南非 | 148,000 |
| China中国 | 100,000 |
| Norway挪威 | 87,000 |
| Greenland格陵兰岛 | 86,000 |
| Finland芬兰 | 60,000 |
| Sweden瑞典 | 50,000 |
| Kazakhstan哈萨克斯坦 | 50,000 |
| Other countries其他国家 | 1,725,000 |
| World total世界总量 | 6,355,000 |
对于钍资源的范围并没有一个国际的或者标准的定义。对于钍并无明确的初探目标，其资源是通过铀和稀土资源进行估计的。数据源自：OECD NEA&IAEA，铀2014：资源，生产和需求（红皮书）
在印度、巴西、越南和马来西亚，独居石的开采量小于10,000吨/年。但是如果没有商业稀土资源开采，目前钍资源的开发经济性并不好。中国钍资源的生产情况并不清楚。如今，2014“红皮书”中所建议的，把从独居石中提取钍当成一个稀土资源开发的副产品似乎是一个最适合的钍资源生产来源。
钍作为核燃料
Th-232自身并不是“易裂变核素”，因此它并不能直接用作热中子堆的燃料。Th-232属于“可转换核素”，在吸收了中子后，可以转变成“易裂变核素” U-233。从这个角度上来讲，Th-232与U-238（吸收中子后转变成“易裂变核素”，Pu-239）。因此，所有钍燃料的概念都要求Th-232先在一个反应堆中接受辐照，已获得转化所必要的中子剂量。得到的U-233可以通过化学方法从钍燃料母体中分离，然后制成新燃料；或者直接保持原有的燃料形式，就地利用，这种处理方法在熔盐堆（MSR）中比较常用。
钍燃料需要“易裂变核素”提供“动力”，这样才可以维持链式反应（过剩中子源的供给）。可以提供“动力”的易裂变核素有U-233，U-235和Pu-239（这些核素并不是易得的）
如果在钍作为燃料的热中子反应堆中，通过反应得到的 多于反应过程消耗的“易裂变核素”，就把这种现象称为“增殖”，即其转换比大于1。对于热中子堆中的钍燃料，要达到增殖很困难但是并非不可能。为实现钍燃料的热增殖，要求堆内有很好的中子经济性（即：通过寄生吸收和逃逸失去的中子比例低）。在低能中子系统中实现易裂变材料增殖是钍燃料堆的一个重要特性，在以铀为燃料的低能中子堆无法实现的。
Another distinct option for using thorium is as a ‘fertile matrix’ for fuels containing plutonium that serves as the fissile driver while being consumed (and even other transuranic elements like americium)
混合钍-钚氧化燃料（Th-Pu MOX）类似于现在的铀-MOX燃料，但是在混合钍-钚氧化燃料中，钍不会转化出新的钚，这是与铀-MOX燃料不同的点，也因此在混合钍-钚氧化燃料中，钚的消耗量很高。在混合钍-钚氧化燃料中，所有锕系元素的产量都比传统的燃料低，且负反馈系数相较于U-Pu MOX大。
在新的钍燃料中，所有的裂变反应、能量和中子都来自“驱动”成分。在反应堆运行过程中，堆内U-233的含量逐渐增加，对反应堆产生能量的贡献也越来越大。燃料U-233产生能量的限值（即钍间接产生能量限值）由燃料设计中的很多个参数决定，包括：预期燃耗、燃料组织形式，中子能谱和中子通量（影响中间产物Pu-233，它能中子吸收）。一个U-233核发生裂变释放出的能量与U-235释放的能量相当，大约200MeV。
在钍燃料系统的设计中，一个很重要的原则是各向异性的燃料组织方式，其中含有大量易裂变核素（即高能量密度）的点火区，与由“可转换核素”钍组成的再生区（能量密度很低或为零）在物理上是隔离的。这样的设计有利于向钍提供中子，以助其转换成“易裂变核素”U-233。事实上，所有热增殖燃料都是设计成各向异性的形式。这个原则可以应用于所有钍基反应系统。
在能量超过1MeV的快中子的轰击下，Th-232是易裂变的。因此，它可用于快中子熔盐堆和其他类型的四代堆中，只要在这些堆中放入铀或者钚燃料以引起裂变反应。然而，Th-232在快中子轰击下的裂变概率仅是U-238的十分之一。因此，在有大量贫铀待处理的条件下，没有理由在快中堆中使用钍作为燃料。
可以钍为燃料的反应堆
在七种以钍为燃料的反应堆中，前五种都在某种程度上进入可操作阶段，而后两种还处于概念堆阶段。
重水堆（PHWRs）：这种类型的堆都可用钍作为燃料，因为它具有如下一些优势：（i）良好的中子经济性，由于堆内中子寄生吸收率很低，也就意味着更多的中子可以被钍吸收，用于产生“易裂变核素”Th-232；（ii）中子的平均能量较高，这有利于Th-232转化成U-233；（iii）灵活的在线换料能力。而且，重水堆（尤其是CANDU堆）是一种大范围推广的商用堆，在取得执照方面有很多可用的经验。
在改进CANDU 6型堆（EC6）和ACR-100型堆中，有望装入含有5%核纯级钚和钍的燃料。在闭燃料循环中，反应堆启动所需的驱动燃料逐渐为 所替代，这样可以达到大约80%的能量来自于钍的水平。启动反应堆所需的“易裂变核素”可以是LEU、钚和来自轻水堆（LWR）的再循环铀。在钍基燃料循环的基础上，PHWR堆型基本可以实现自足的燃料循环模式，如若在这个循环中加入一些快中子增殖堆的支持，就可以产出钚。
高温气冷堆（HTRs）: 钍基燃料在高温气冷堆中同样适用，高温气冷堆中的燃料是以结实的“TRISO”型包覆燃料颗粒的形式存在。其中间是钍-钚或者钍-浓缩铀燃料芯粒，外部包覆有热解碳层和碳化硅层，这些包覆层可以用来容留裂变气体。这些包覆燃料颗粒分散在热稳定性极好的石墨基体中。这些燃料颗粒可以经受住长时间的辐照，因此可以达到很高的燃耗深度。钍燃料颗粒在“球型床高温气冷堆”和“棱柱形高温气冷堆”中都适用。
沸水（轻水）堆（BWR）：BWR中燃料组件的设计上更为灵活，其燃料棒中“易裂变核素”的成分和结构材料的变化，使得燃料组件可以经历或多或少的慢化过程（例：半长燃料棒）。这样灵活多变的设计方式，容易形成各向异性的燃料组织形式，创造出优化的钍燃料组件。因此，完全有可能设计出以钍-钚为燃料的沸水堆，这样的堆型始于“燃烧”多于的钚。很重要的一点是，沸水堆（BWR）是一种很成熟的堆型，在取得建造许可上也积累了很多的经验。
压水（轻水）堆（PWR）：在压水堆中同样可以用钍燃料，虽然它在燃料设计上的灵活性不如在沸水堆中。压水堆中未达到理想的燃耗深度，要求燃料的排列方式为各向异性的。如果要在钍基压水堆中转化出大量的U-233是不可能的。虽然压水堆并非钍基堆的最优选择，但是压水堆却是最普遍的商用堆，在申请建造许可上积累了丰富的经验。它们是可行的早期进入钍基堆平台。
快中子堆（FNRs）: 钍可以作为快中子堆的燃料，快中子堆中含有许多易裂变的重核，它们可以驱动一个钍燃料的反应。然而，如果考虑到U-238的快中子裂变截面较高和贫铀中残留的U-235在快中子能谱中的裂变，用钍替代贫铀作为增殖性燃料区似乎没有优势。而且，目前有大量的贫铀可以为商用快中子反应堆提供燃料，因此钍燃料在这个系统中并没有竞争优势。
熔盐堆（MSRs）: 虽然熔盐堆还处于设计阶段，但是这种堆型是非常适合以钍为原料的。熔盐堆内的液体盐类混合物中含有钍和铀（U-233或U-235）的氟化物，这样的液体同时作为冷却剂和裂变燃料。这些液体流过堆芯，接着通过一个化学处理过程除去其中有毒的裂变产物和有利用价值的U-233。堆内中子慢化的程度由堆芯内包含的石墨决定。为了获得可观的U-233，人们还设计了特殊的熔盐堆。
加速器驱动次临界洁净核能系统（ADS）：次临界ADS系统是一个非传统的裂变反应堆概念，它是可以以钍作为燃料的。当加速器产生的高能质子轰击重核（如：铅）时，能够产生散裂中子。这些中子射向包含钍燃料的区域，例如：钍-钚，这些燃料发生裂变反应并释放出热量，正如在传统的反应堆中一样。此时的ADS系统仍然维持次临界状态，没有外来质子束就无法维持链式反应。这个系统所面临的困难在于高能加速器的可靠性和由于高能耗导致的经济性较差的问题。
迄今为止的钍燃料研究中，发现最重要的一点在于用低浓铀（LEU-U-235的含量达20%）作为驱动钍燃料经济上并不可行，除非燃料的燃耗深度可以达到非常高的水平，但是目前轻水堆中使用的锆材的性能并无法满足要求。
考虑到核扩散问题，钍基反应堆燃料并非是获得非法制造核爆炸装置所需材料的好途径。因为乏钍基燃料中的U-233中包含有U-232，U-232衰变产生的子核有非常强的γ辐射。这增加了处理乏钍基燃料的难度，且使得追踪这些燃料变得更加容易，为核保障提供了便利，有利于防止核扩散。