改良型ガス冷却炉
チャージ・チューブ
制御棒
黒鉛減速材
燃料集合体
コンクリート製圧力容器 兼 放射線遮蔽
ガス・サーキュレーター
水
水・サーキュレーター
熱交換器
蒸気
AGRはボイラーのストップ・バルブでの最終蒸気条件が従来の石炭火力発電所のそれと同じになるように設計された、したがって同じ設計のターボ発電機プラントを使用できる。
原子炉炉心を出る高温冷却材の平均温度は、648 °C (1,198 °F)になるように設計された。これらの高温を実現しながら、有効なグラファイト コアの寿命を確保するために (グラファイトは高温でCO2と反応する)、278 °Cの下部ボイラー出口温度でクーラントのリ-エントラント・フローを利用してグラファイトを冷却し、グラファイト・コアの温度が、マグノックス発電所で見られる温度とあまり変わらないようにする。過熱器の出口温度と圧力は、2,485 psi (170 bar) および 543 °Cになるように設計された。
燃料は二酸化ウランの(2.5~3.5%に濃縮された)ペレットで、ステンレス鋼管に入っている。AGRの当初の設計コンセプトは、ベリリウムベースの燃料被覆管を使用することであった。脆性破壊によりこれが不適切であることが判明した時、より高いステンレス鋼被覆管の中性子捕獲損失を許容するため燃料の濃縮レベルが引き上げられた。これによりAGRによって生成される電力のコストが大幅に増加した。二酸化炭素冷却材はコアを循環し、640 °C (1,184 °F)と約40バール (580 psi) の圧力に達し、次に炉心外のボイラー(蒸気発生器)アセンブリを通過するがしかし、それでもスチールで裏打ちされた鉄筋コンクリートの圧力容器の中にある。