钍燃料的钍燃料循环

处理的方式与铀燃料相似，先以机械方式切断燃料棒，再以浓硝酸溶解，惟金属钍在硝酸中呈“怠惰性”，故须添加小量HF，使之易于溶解，但氟离子易与铀及钍形成错化合物，影响萃取效果，且又引起强烈的腐蚀问题，解决之道可采用硝酸铝，因其可使氟与硝酸铀醯及硝酸钍醯完全化合。溶解之后，乃蒸馏硝酸盐溶液，直至清除所有之游离酸且稍过量。再加硝酸铝，并将此溶液移入萃取设备中，以一烃类中溶解42.5%之磷酸三丁酯（TBP）稀溶液行逆流萃取，同时萃取出钍及铀。
最后分离钍及铀-233，用硝酸稀溶液选择性萃取钍，以TBP洗涤之水溶液，再萃取少量的铀，硝酸钍之水溶液再由草酸盐沉淀、结晶等法处理之，整个过程谓Thorex法。 由于易裂燃料的经济价值甚高，故须经由再处理厂将其回收，如此不仅可降低发电成本，且可避免资源的浪费。惟经再处理后的废溶液，却含有在分裂过程中所留下的分裂产物，其放射性有的高达数百万居里者，半衰期更达数万年甚至上亿年者，故须谨慎处理。其中B、I、Xe、Kr、Ru等挥发性分裂产物，可用活性炭反复吸收，至无害后，再由吸附塔排出。馀下的放射性废料，先贮藏一段时间，使其放射性自然衰减，然后将其浓缩，再装桶贮藏，但因其中仍含有137Cs、90Sr等长半衰期的核种，另由于废液之发热与腐蚀性导致材料强度之下降，故须再采用固化处理法。将废料固化有下列优点：
(一)将放射性核种固化成无流动性且机械强度大的固体（核种之浸出率小），使贮藏容器之腐蚀速度变小，可防止逸出周遭环境，即可将放射性核种封闭抑制其散逸。
(二)可减小贮藏所需空间容积。
(三)稳定性较好。
(四)高温贮藏成为可能。
(五)安全性提高，操作变易，便于往隔离地点之运送、搬运、废料作业。
(六)不必如液态贮藏时之严格保存、监视。
其中最主要的方法为玻璃固化法，因玻璃之溶解度及含有成分之浸出率极低，且减容系数相当大，应用已确立之玻璃制造技术，将强放射性废液玻璃化，使放射性核种固定于玻璃中；但相反地，装置比较复杂，处理费高，因高温（900～1200℃）处理所需之装置材料、放射性核种之挥发等问题尚未解决。
因此也有人建议以下两种完全之处理处置法，一为将极高放射性废料装入火箭，投弃于外太空；或使用高功率之高密度中子源、高能量质子加速器或核融合反应器，将分裂产物中之长半衰期核种（90Sr、137Co、85Kr、99Tc、129I等）以中子照射行核变换，而转成短半衰期、极长半衰期或稳定的核种。前者于现在只是纸上谈兵作业，技术尚待克服，并无实用远景，且将造成太空垃圾，亦是一种不负责任的行为。后者亦只开始检讨阶段，无论在技术上或经济上尚有诸多困难必须解决，不过此法较符合处理原则，安全性亦较高。
放射性废料的处理不仅会影响大自然的生态平衡，甚至影响核能和平用途的发展，故其实为核能工业的关键课题，有待从事核能研究的学者、专家共同合作来解决。