原子炉と、該原子炉の熱源となる複数の燃料集合体から構成される炉心と、該炉心を格納する原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器に接続され、前記原子炉内部で発生した蒸気が供給される主蒸気管と、前記原子炉圧力容器に接続され、前記原子炉内部に冷却材を供給する給水配管と、前記原子炉圧力容器と前記炉心の間に設置されたシュラウドと、前記原子炉から一部の冷却材を取り出し、該冷却材中の不純物を除去した後に該冷却材を前記原子炉に戻す冷却材浄化系とを備えた原子力発電プラントにおいて、前記炉心と前記シュラウドの間に、前記冷却材中の不純物を濃縮する冷却材濃縮器を設置したことを特徴とする原子力発電プラント。請求項1に記載の原子力発電プラントにおいて、前記冷却材濃縮器は、前記炉心の最外周燃料集合体とシュラウドの間で、かつ、炉心支持板の上に設置されていることを特徴とする原子力発電プラント。請求項1又は2に記載の原子力発電プラントにおいて、前記冷却材濃縮器は、内部の蒸気をシュラウドの内側に放出する蒸気放出管、内部に冷却材を取り込む入口部、及び内部の濃縮された冷却材を前記冷却材浄化系に供給する冷却材取り出し部を備えていることを特徴とする原子力発電プラント。請求項3に記載の原子力発電プラントにおいて、前記蒸気放出管は前記冷却材濃縮管の内側上方に、前記入口部は前記冷却材濃縮管の内側下方にそれぞれ設置され、かつ、前記冷却材取り出し部は前記冷却材濃縮管の外側上方に設けられ、該冷却材取り出し部に接続された配管は、前記シュラウド及び前記原子炉圧力容器を通って、前記冷却材浄化系に接続されていることを特徴とする原子力発電プラント。請求項3又は4に記載の原子力発電プラントにおいて、前記蒸気放出管は逆L字型に形成されて前記冷却材濃縮器に接続され、該蒸気放出管先端の出口部分が、該蒸気排出管の入り口部分より下方に位置していることを特徴とする原子力発電プラント。請求項5に記載の原子力発電プラントにおいて、前記蒸気放出管先端の出口部分の高さが、前記炉心の燃料棒上端位置より高いことを特徴とする原子力発電プラント。請求項3乃至6のいずれかに記載の原子力発電プラントにおいて、前記冷却材濃縮器内部から前記冷却材を取り出す前記冷却材取り出し部は、前記炉心の中心位置より上方に位置していることを特徴とする原子力発電プラント。請求項3乃至7のいずれかに記載の原子力発電プラントにおいて、前記冷却材濃縮器の内部に冷却材を取り込む入口部は、前記炉心の中心位置より下方に位置していることを特徴とする原子力発電プラント。請求項3に記載の原子力発電プラントにおいて、前記冷却材濃縮器は、その内部が仕切り板により内層と外層に分割されると共に、この分割された内層と外層を、前記冷却材濃縮器の下方で連通させ、かつ、前記冷却材濃縮器内に冷却材を取り込む入口部を、分割された前記内層の上方に設置していることを特徴とする原子力発電プラント。請求項1乃至8のいずれかに記載の原子力発電プラントにおいて、前記冷却材濃縮器外側の構造壁は、前記シュラウド壁の一部を兼用していることを特徴とする原子力発電プラント。請求項1乃至8のいずれかに記載の原子力発電プラントにおいて、前記原子炉圧力容器と前記シュラウド間を結ぶ前記冷却材浄化系に冷却材を供給する配管に、前記冷却材浄化系に供給する冷却材の熱の一部を回収する伝熱促進フィンが設置されていることを特徴とする原子力発電プラント。しかしながら、冷却材浄化系は、原子炉内の不純物濃度を一定以下に保つために必要であるが、通常、冷却材浄化系の浄化装置には使用温度に制約があり、高温の原子炉から取り出した冷却材を、冷却材浄化系の浄化装置の使用温度に見合う温度に、熱交換器で一旦冷却してから不純物を取り除いているため、冷却材浄化系で熱交換して冷却している分熱ロスが発生するという問題がある。また、炉心の燃料とシュラウドの間のギャップ部を流れる冷却材は、炉心の冷却に寄与しないため、ギャップ部を流れる冷却材の分だけ炉心流量を増加させる必要がある。しかし、炉心流量が増加すると、冷却材を駆動するポンプ動力が増加してしまう。しかも、最大炉心流量にポンプ動力などの制約がある場合には、炉心の発熱量を減少させる必要があり、原子力発電プラントの経済性が損なわれることになる。本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、冷却材浄化系の熱ロスを低減すると共に、炉心を冷却するために必要な炉心流量を低減し、経済性を損なうことのない原子力発電プラントを提供することにある。本発明の原子力発電プラントは、上記目的を達成するために、原子炉と、該原子炉の熱源となる複数の燃料集合体から構成される炉心と、該炉心を格納する原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器に接続され、前記原子炉内部で発生した蒸気が供給される主蒸気管と、前記原子炉圧力容器に接続され、前記原子炉内部に冷却材を供給する給水配管と、前記原子炉圧力容器と前記炉心の間に設置されたシュラウドと、前記原子炉から一部の冷却材を取り出し、該冷却材中の不純物を除去した後に該冷却材を前記原子炉に戻す冷却材浄化系とを備えた原子力発電プラントにおいて、前記炉心と前記シュラウドの間に、前記冷却材中の不純物を濃縮する冷却材濃縮器を設置したことを特徴とする。本発明によれば、冷却材浄化系の熱ロスを低減すると共に、炉心を冷却するために必要な炉心流量を低減し、経済性を損なうことのない原子力発電プラントを得ることができる。発明者らは、炉心の燃料とシュラウドの間のギャップ部に、ほぼ滞留水となる冷却材領域を設置すれば、シュラウドの放射線照射量を低減しつつ、炉心から漏洩する中性子線やガンマ線などの放射線を吸収させて一部の冷却材を蒸発させることで、冷却材中の不純物を濃縮させることができるため、冷却材浄化系に供給する冷却水量を低減でき、更にギャップ部を流れる冷却材を減少させることができるため、炉心を冷却するために必要な炉心流量を低減させることができるという新たな知見を見いだした。これにより、冷却材浄化系の熱ロスを低減することで沸騰水型原子力発電プラントの熱効率が向上し、更にシュラウドの放射線照射量が低減すると共に、炉心を冷却するために必要な炉心流量を低減することで、ポンプ動力が削減又は原子炉の出力が向上できる。上記の検討結果を反映した、本発明の原子力発電プラントの実施例について、以下に説明する。尚、符号は、従来と同一のものは、同符号を使用する。図2に、本発明の原子力プラントの実施例1である沸騰水型原子力発電プラントを示す。該図に示す実施例1の構成は、図1で説明した従来の沸騰水型原子力発電プラントと同様であるが、実施例1の沸騰水型原子力発電プラントでは、炉心5とシュラウド8の間に、炉心5からの冷却材を濃縮して冷却材浄化系9へ供給する円筒状の容器から成る冷却材濃縮器10が、炉心5を囲むように設置されている。この冷却材濃縮器10は、その内側上方に、内部の蒸気をシュラウド8の内側に放出する蒸気放出管12を周方向に複数箇所有し、その内側下方に、冷却材濃縮器10内に冷却材を取り込む入口部14を周方向に複数箇所有している。また、蒸気放出管12が設置されている側とは反対側である冷却材濃縮器10の外側上方には、冷却材濃縮器10内の濃縮された冷却材を冷却材浄化系9に供給する冷却材取り出し部13を備えている。冷却材浄化系9に供給される冷却材は、冷却材濃縮器10から採取され、シュラウド8と原子炉圧力容器7を通した配管19を介して原子炉圧力容器7の外部に取り出され、冷却材浄化系9に供給される。実施例1における冷却材濃縮器10付近の詳細を図3に示す。該図に示す如く、実施例1での冷却材濃縮器10は、炉心5の最外周燃料集合体11とシュラウド8の間で、かつ、炉心支持板6の上に設置されている。尚、実施例1では、冷却材濃縮器10は、炉心支持板6の上に設置しているが、炉心支持板6の下まで貫通する構成としても効果は変わらない。上述した実施例1の冷却材濃縮器10内部における冷却材は、炉心5から漏洩した中性子線やガンマ線などの放射線を吸収し、その一部が沸騰する。沸騰により生成した蒸気は、冷却材濃縮器10上部の蒸気放出管12からシュラウド8の内側に放出される。非揮発性の不純物は液体の冷却材中に残るため、冷却材濃縮器10内では、非揮発性の不純物が蓄積し濃縮されることになる。この不純物が濃縮された液体の冷却材を冷却材濃縮器10から取り出し、冷却材浄化系図3中には図示せずに供給すれば、少ない冷却材流量で、同量の不純物を冷却材浄化系に供給することができる。また、冷却材濃縮器10内で効率良く冷却材を濃縮するには、蒸気放出管12から不純物が混入した液体の冷却材が流出することを避ける必要がある。通常、冷却材濃縮器10内の水位は、蒸気放出管12先端の出口部分の高さ付近に形成されるが、蒸気放出管12は、逆L字型に形成されて冷却材濃縮器10に接続され、その蒸気放出管12先端の出口部分を、蒸気放出管12の入り口部分冷却材濃縮器10との接続部分より下方に位置させることで、液体の冷却材が流出しづらい構造にしている。また、炉心5から漏洩する放射線を効率良く吸収するには、冷却材濃縮器10内の水位が、炉心5の発熱部上端よりも高い方が望ましい。そのため、蒸気放出管12先端の出口部分の高さは、炉心5の発熱部上端位置である燃料棒上端図3のA部分位置より高い方が良い。更に、冷却材濃縮器10内の冷却材は、不純物が多い上部に行くほど濃縮されるため、冷却材浄化系9に供給する冷却材を抽出する冷却材取り出し部13は、炉心5の中心高さ図2のB部分より上方に設置することが望ましい。一方、蒸気放出管12から放出される蒸気と、冷却材浄化系9に供給するために抽出した冷却材を補うため、冷却材濃縮器10の下部には、該冷却材濃縮器10内に冷却材を取り込む入口部14が設置されている。この入口部14は、入口部14から冷却材濃縮器10内に取り込んだ濃縮される前の冷却材が、冷却材取り出し部13から冷却材浄化系9に供給されるのを避けるため、炉心5の中心高さ図2のB部分より下方に設置し、冷却材取り出し部13と適切な距離を取る配置が望ましい。尚、実施例1では、入口部14を炉心支持板6の上部の冷却材濃縮器10の側面に設置しているが、入口部14は、炉心支持板6の下部又は冷却材濃縮器10の下面に設置しても良い。また、図3では、冷却材取り出し部13から水平に配管を、シュラウド8及び原子炉圧力容器7を通って原子炉圧力容器7の外部まで伸ばしているが、シュラウド8と原子炉圧力容器7の貫通部の高さは違っていても良い。冷却材浄化系9に供給する冷却材は、上述したように冷却する必要があるため、熱ロスが発生するが、実施例1を用いて冷却材浄化系9に供給する冷却材量を削減すれば、熱ロスを小さくでき、プラント全体の熱効率が向上する。また、冷却材濃縮器10内で放射線を吸収するため、シュラウド8の放射線照射量が低減できる。更に、冷却材濃縮器10では冷却材を沸騰させるため、流す冷却材流量は少なくなり従来のプラントでは、冷却材の沸騰を避けるために比較的大きな流量が必要、炉心5とシュラウド8の間を流す冷却材流量が減少した分だけ、炉心5内を流れる冷却材流量を増加できる。これにより、炉心5に流す冷却材流量を一定とする場合には、冷却材を駆動するポンプ動力を削減可能であるし、ポンプ動力を一定とする場合には、炉心5を流れる冷却材流量増加に対応する分だけ、炉心5の発熱量を高めた設計が可能となる。このような実施例1によれば、冷却材浄化系の熱ロスを低減することで沸騰水型原子力発電プラントの熱効率が向上し、更に、シュラウドの放射線照射量を低減すると共に、炉心を冷却するために必要な炉心流量を低減することで、ポンプ動力を削減又は原子炉出力を向上できる。次に、本発明の原子力プラントに実施例2について図4を用いて説明する。実施例2におけるプラントの設備構成は、実施例1で説明した沸騰水型原子力発電プラントと同じである。図4に示す実施例2では、冷却材濃縮器10内が仕切り板15で、内層16と外層17に分割され、この分割された内層16と外層17を、冷却材濃縮器10の下方で連通させ、かつ、冷却材濃縮器10に冷却材濃縮器10内に冷却材を取り込む入口部14を、分割された内層16の上方に設置している。このような実施例2の構成とすることによっても、実施例1と同様な効果が得られることは勿論、炉心5と冷却材濃縮器10の間を流れる冷却材は、放射線を吸収して加熱されるため、実施例2の構成とすることで、冷却材濃縮器10に上方部の温度が高い冷却材を入口部14から取り込むことができ、冷却材濃縮器10内で発生する蒸気量を増加できるため、実施例1よりも効率よく不純物を濃縮することができる。尚、内層16での冷却材の沸騰を避けるため、外層17よりも内層16の体積は小さい方が良い。本発明の原子力プラントに実施例3について図5を用いて説明する。実施例3におけるプラントの設備構成は、実施例1で説明した沸騰水型原子力発電プラントと同じである。図5に示す実施例3では、冷却材濃縮器10の外側の構造壁18をシュラウド8の壁の一部と兼用させたものである。他の構成は、図3に示した実施例1と同様である。このような実施例3の構成とすることによっても、実施例1と同様な効果が得られることは勿論、実施例3では、シュラウド8の一部を、冷却材濃縮器10の外側の構造壁18として兼用したことにより、設備構成を簡略化できる利点がある。本発明の原子力プラントに実施例4について図6を用いて説明する。実施例4におけるプラントの設備構成は、実施例1で説明した沸騰水型原子力発電プラントと同じである。図6に示す実施例4では、原子炉圧力容器7とシュラウド8間を結ぶ冷却材浄化系9に冷却水を供給する配管19上に、伝熱促進用のフィン20を設置したものである。他の構成は、図3に示した実施例1と同様である。このような実施例4の構成とすることによっても、実施例1と同様な効果が得られることは勿論、原子炉圧力容器7とシュラウド8の間を流れる冷却材の温度は、冷却材濃縮器10内から取り出される冷却材の温度飽和温度よりも低いが、原子炉圧力容器7とシュラウド8の間を流れ冷却材浄化系9に供給する冷却材の熱の一部を、伝熱促進用のフィン20により回収させることで、冷却材浄化系9に供給する冷却材を原子炉圧力容器7の外部で冷却するときの熱ロスをさらに低減できる。また、原子炉圧力容器7とシュラウド8の間を流れる冷却材に、冷却材浄化系9に供給する冷却材の熱を効率良く回収させるには、シュラウド8から原子炉圧力容器7までの配管の引き回しの長さが長いほど良いため、シュラウド8と原子炉圧力容器7の貫通部の高さを変える、または周方向位置を変えると効果的である。