"電力生産設備であって、‐原子炉12、第1の熱交換器14およびブロワ16’を通るガスを含む一次回路10と、‐前記第1の熱交換器14、ならびに同じシャフト24’に取り付けられたタービン18および圧縮機22を通る非凝縮性ガスを含む二次回路17’と、を備え、前記ブロワが前記シャフトによって駆動されることを特徴とする設備。前記一次回路および二次回路の前記ガスが同じ性質のものであり、同じ圧力であることを特徴とする、請求項1に記載の設備。前記二次回路の圧力が、前記一次回路の圧力によって自動的に調整されることを特徴とする、請求項2に記載の設備。‐前記二次回路17’に配置された第2の熱交換器20と、‐前記第2の熱交換器、ならびにタービン30およびポンプ32を通る凝縮性流体を含む三次回路28と、を備え、前記二次回路および三次回路の前記要素が、前記三次回路の前記タービンのシャフトに生じたエネルギーが、生産された総電力の80を超えるような寸法にされることを特徴とする、請求項1に記載の設備。前記一次回路および前記二次回路のガスが、約70バールの圧力のヘリウムであることを特徴とする、請求項2に記載の設備。複数の冗長性のある一次回路および二次回路を備え、前記回路のうち前記一次回路10、10b、10cが、同じ原子炉12を通ることを特徴とする、請求項1に記載の設備。例えば、原子炉入口に位置する配管の破損開口部などのように、原子炉一次回路に影響を及ぼす事故の場合、内側格納容器の圧力および一次回路の圧力は等しくなる。内側格納容器の圧力上昇が検出され、制御棒を炉心に挿入することで原子炉が遮断される。主要回路の全電気回路は、高電力を使用し、したがって、電力システムによって電力供給されるために遮断される一方で、緊急冷却システム38は、システム自体が低電力であるため、単独型の電源発電セットまたはバッテリによってバックアップ可能であるとされる。制御棒は直ちに核反応を止めるが、残留熱が原子炉で生成され続け、除去される必要がある。緊急冷却システム弁46が開き、ブロワ44がオンに切り換えられる。このようにして、ヘリウム回路40、熱交換器42および水回路48によって、原子炉の残留熱が水タンク50に除去される。したがって、このタイプの設備では、事故が起きた場合、ある一定数の動作を実行する必要がある。これらの動作は、当然、自動化可能なものであるが、動作数が多くなるほど、関係する要素が増えるほど、誤動作の危険性が増す。通常の状況下では未使用の状態の緊急冷却デバイスに頼らなければならないという点で、誤動作の危険性が高まる。この危険性を抑えるために、冷却デバイスの定期的な点検とメンテナンス作業を実行する必要があり、作業コストが上がる。信頼性を損なうことなくメンテナンスの必要がほとんどないガス冷却原子炉用の緊急冷却システムを提供する必要があることが分かる。この要求を満たすために、原子炉、第1の熱交換器およびブロワを流れるガスを含む一次回路を備える電力生産設備が提供される。非凝縮性ガスを含む二次回路が、第1の熱交換器、ならびに同じシャフトに取り付けられているタービンおよびコンプレッサを通る。ブロワはシャフトによって駆動される。一次回路および二次回路のガスは、同じ性質のものであり、二次回路の圧力は、一次回路の圧力によって自動的に調整される。非制限的な例示的目的でのみ与えられ、添付の図面によって例示された特定の実施形態の以下の記載から、他の利点および特徴がより明らかになるであろう。自律的で受動的な緊急冷却機能を有する設備を表す図2には、図1と同じ要素が見受けられ、同じ参照番号が付与されている。自律的な冷却機能とは、原子炉の遮断および交流発電機の切断以外に、オペレータまたはコントローラによる特別な介入なしに、例えば、事故後、設備が遮断された原子炉から残留熱を除去可能であることを意味する。これを実行するために、設備の通常運転時に電力を生産する目的を果たすコンポーネントが、原子炉を冷却するために使用される。図1の設備との差は、図2では参照番号16’が付与されている一次回路10のブロワが、二次回路17’の接続タービン18および圧縮機22と同じシャフト24’によって駆動されている点である。したがって、ブロワ16’は、特に、事故時に原子炉が遮断されているとき、二次回路のタービン18に常に結合されている。ブロワ16’を動作する別のモータが不要になることによる設備の簡略化とは別に、この構成により、図1の従来の設備の緊急冷却システム38が不要になることが以下から分かるであろう。通常運転で使用されるコンポーネントが、緊急冷却用に使用されるため、これらのコンポーネントがいつでも動作できる状態にあることを確認することができる。これにより、異例の事態でのみ動作するように想定されているシステムの点検およびメンテナンス作業を行う必要がなくなる。好ましくは、図1の設備とは異なり、二次回路のガスは一次回路と同じ純粋なヘリウムであり、同じ圧力例えば、70バールにある。この選択肢により、シールの気密性制約が緩和され、シールの設計を簡略化できる。さらに、シールが受ける圧力差が、事故状況を含むあらゆる状態の下でも事実上ゼロであるように、二次回路の圧力は、一次回路の圧力によって自動的に調整される。このサーボ制御は、例えば、一次回路および二次回路を接続する単純な弁によって実行される。公称条件下で、弁は閉じられる。一次回路52が減圧されるタイプの事故状況において、この弁の両側にかかる圧力差は、弁の機械的較正圧力より大きいことで、弁が開く。別の例では、二次回路17’のパイプから格納容器52に余分な体積を放出することによって、より複雑なセットの弁が、回路17’の圧力を回路10の圧力にサーボ制御する。さらに、何らかの想定外の危険に対処できるように、緊急冷却システムに冗長性をもたせることが好ましい。このように、図2の範囲内において、複数の一次回路および二次回路、例えば、3つが、任意の1つの原子炉12の周囲に組み込まれることが好ましい。冗長一次回路10bおよび10cの2つの出口が符号で表されている。一次回路10、10bおよび10cは、原子炉において互いに通信し合う。実現性の理由から、これらの3つの一次回路は、格納容器内で互いに隔離されないことにより、これらのシステムのうちの1つが損傷すると、他の2つのシステムに影響を及ぼすことは避けられない。各冗長二次回路には、関連する冗長一次回路のブロワ16’を駆動するシャフト24’に結合された独自のタービン18、圧縮機22および交流発電機26が設けられる。三次回路28に関しては、冗長性である必要はない。三次回路28は、すべての冗長性二次回路によって共有された熱交換器20を通るか、または冗長性二次回路のそれぞれに関連付けられた複数の熱交換器20を通りうる。起こりうる最も深刻な事故の1つは、一次回路10の低温区画、すなわち、熱交換器14から原子炉12への戻り部分に25cmの破損開口が生じることが考えられる。一般に、高温区画に相当する配管が、熱最適化の理由から低温区画の配管内に配置されるため、このシステムの高温区画での破損は想定されない。破損の直径は、一次回路の主要パイプに接続されたパイプの最大直径に相当する。図3A~図3Dは、3つの冗長性一次回路および二次回路を備える設備の一例に、上述したタイプの事故が起きた後のいくつかのパラメータの時間tの変動を表す。これらの結果は、熱流体事故システムソフトウェアCATHARE2V25_2を用いてなされたシミュレーションによって得たものである。図3Aは、一次回路のうちの1つに破損が生じて開口した後の内側格納容器の圧力p52の変動を表す。図3Bは、原子炉出力の変動を表す。図3Cは、シャフト24’の回転速度の変動を表す。図3Dは、原子炉の炉心における燃料被膜Thの最高温度の変動、原子炉出口Toでのヘリウム温度の変動、原子炉Ti入口でのヘリウム温度の変動を表す。設備は、例示的目的のために、以下のパラメータで動作する。一次回路および二次回路:70バールの純粋なヘリウム原子炉出力:2400MW各シャフト24’の公称回転速度:5900rpmシャフト24’での発生電力合計:134MW温度°C‐原子炉出口:780°‐原子炉入口400°‐タービン18の入口:750°‐圧縮機22の入口:232°一次流量合計:1216kg/s二次流量合計:1122kg/sこれらのパラメータを使用し、CEACYCLOPソフトウェアを用いたシミュレーションによって、45.6の効率が得られる。図3Aでは、t=0から始まり、一次回路10の漏れにより、圧力p10が急速に低減している。漏れは、格納容器52に収容され、格納容器の圧力p52が、80秒後に圧力p10と等しくなるように上昇し始める。二次回路の圧力は、一次回路の圧力にサーボ制御されるため、二次回路の圧力は圧力p10の変動に従う。この圧力降下は、制御棒を原子炉の炉心に挿入して原子炉を停止するコントローラによって直ちに検出される。原子炉の出力は、図3Bに示すように、数秒以内に公称電力の数パーセントの残留電流まで落ちる。しかしながら、この残留電力は除去しなければならない。一次回路のガスの質量流量は、圧力の低下に比例して低下する。ガスの加熱力も相関的に低下する。このようなガスの加熱力の低下と原子炉の出力低下とが組み合わさり、二次回路に伝送された電力が低下し、図3Cに示すように、タービン18の回転速度が低下する傾向がある。しかしながら、ガスの加熱力の低下速度は、原子炉の出力の低下速度より遅いため、熱交換が好ましい状態に保たれ、図3Dに示すように、原子炉の温度が低下し始める。80秒後、一次回路のガス圧力が最低値に達すると、タービン18の回転速度も最低レベルになる。原子炉から熱を除去する条件としては好ましくなく、原子炉の温度は上昇し始める。しかしながら、タービン18の回転速度が公称値に対して低下するにつれ、交流発電機26は、電力網で電力を消費するモータとして動作し始めるが、この動作は、禁止事象であるとコントローラによって検出される。コントローラは、電力網から交流発電機を切り離す。この瞬間から、タービンは交流発電機に電力を伝送する必要がなくなり、今なお生産しているすべての電力が圧縮機22およびブロワ16’に伝送される。ダメージを受けた一次回路が原子炉から二次回路に伝達する電力が少ないほど、タービンの回転を高速化でき、二次回路への原子炉の一次回路による熱伝達を再活性化できるようになる。タービンの回転速度が段階的に上がるにつれ、原子炉の温度図3Dは最大値を通過し、タービンの回転速度が公称値に近い安定値に達した瞬間に安定した低い値に達するように再度低下し始める。この時点から、設備は、原子炉の残留熱によって維持される部分運転状態で通常通りに運転する。この事故段階中に原子炉の炉心が達した最高温度が、通常運転の炉心の公称温度より低いことが観察される。したがって、事故段階中に危険な状態に達することはなくなる。事故を管理するために実行される動作はさらに制限される。唯一残る実行可能な動作は、制御棒を挿入して原子炉を遮断することである。交流発電機を電力網から切り離すことを含むこの動作は、電力網への電力要求の増減に設備を適応するために、通常運転でも見込まれている動作である。ProceedingsofGas-CooledReactorInformationMeeting,OakRidgeNationalLaboratory,27-30April1970,GASTURBINEPOWERCONVERSIONSYSTEMSFORHELIUMCOOLEDBREEDERREACTORSという文献には、ヘリウムを含む一次回路と、液相および気相の二酸化炭素を含む二次回路とを備える原子炉設備が記載されている。この設備では、二次回路の専用タービンが、一次回路のブロワを駆動する。交流発電機および圧縮機は、ブロワ専用のタービンとは関係なく、第2のタービンによって駆動される。このタイプの設備には、自律的な緊急冷却機能がないことに留意されたい。事故後に原子炉の出力低下が生じると、二次回路に伝達された熱は、実際、気相の二酸化炭素を維持するには不十分になる。タービン、特に、ブロワ専用のタービンは浸水し、ブロワは停止するため、一次回路は、原子炉から残留熱を除去できなくなる。図2の設備の二次回路に使用されたガスは、結果的に、好ましくは、非凝縮性ガス、例えば、ヘリウムである。図2に戻ると、シャフト24’が、ブロワ16’を駆動するために、二次回路17’から一次回路10へと通ることが分かる。このシャフトには、通常、一次回路および二次回路を互いに隔離する回転シールが設けられなければならない。ブロワ16’は、上述した実施例の範囲内において、約17MWの電力を消費する。シャフト24’は、結果として生じる直径を有し、回転は比較的高速で約6000rpm、高温400°に耐性である必要がある。従来の設備図1の一次回路および二次回路で使用された圧力の場合、シールは、5バールの圧力差にさらに耐性である必要がある。このようなシールの設計は困難である。図1のヘリウム/窒素の混合物の代わりに、二次回路に純粋なヘリウムが使用されることと、二次回路の圧力が一次回路の圧力に等しいということから、機械の効率およびサイズを最適化するために、二次回路と三次回路との間に図1とは異なる電力分布が使用される。このようにして、電力の20未満、好ましくは、約15が二次回路で生産され、残りが三次回路で生産される。本明細書に記載した実施形態の多数の変形例および修正例が、当業者に明らかになるであろう。冷却材ガスとしてヘリウムを記載してきたが、所望の要求を満たす任意の他のガスが使用されてもよく、特に、二次回路に凝縮不能なガスが使用されてもよい。"