Ториевый топливный цикл — ядерный топливный цикл, который в качестве расщепляющегося материала использует изотоп тория Th-232. В реакторе изотоп Th-232 в процессе ядерной трансмутации превращается в расщепляющийся искусственный изотоп урана U-233, который является ядерным топливом. В отличие от природного урана, природный торий содержит только следовые количества расщепляющегося материала (например, Th-231), которые недостаточны для инициации цепной ядерной реакции. Для инициализации топливного цикла в этих условиях требуются дополнительные расщепляющиеся материалы или дополнительный источник нейтронов. В ториевом реакторе Th-232 поглощает нейтроны и превращается в U-233. Этот процесс аналогичен процессам на урановых реакторах-бридерах, где изотоп урана U-238 поглощает нейтроны, образуя расщепляющийся изотоп Pu-239. В зависимости от конструкции реактора и топливного цикла, образующийся U-233 либо расщепляется на месте своего возникновения, либо химически отделяется от отработавшего ядерного топлива и используется для производства нового топлива.

Ториевый топливный цикл имеет несколько потенциальных преимуществ по сравнению с урановым топливным циклом, в том числе большая доступность тория, лучшие физические и ядерные свойства, меньшее образование плутония и актинидов, что означает лучшее соответствие режиму нераспространения ядерного оружия при использовании в традиционных легководных реакторах (хотя это не так для реакторов на расплавах солей).