中新網5月30日電 據共同社報道，在運行至今已超過35年的日本九州電力公司的玄海核電站(位于佐賀縣玄海町)1號機組，其壓力容器內用于評估反應堆健全性的試片的溫度大大超出了事先的預測值。雖然九州電力稱“安全上沒有問題”，但是日本市民團體等指出，反應堆的老化程度可能已經超出預測。

關于核電站長期運行所引起的老化，即使是專家也有眾多不明之處。但是，試片溫度是顯示材質變脆程度的指標，所以該結果將對有關玄海核電站今后運行期間的討論產生影響。

為評估核電站的健全性，電力公司在反應堆內部設置了與反應堆相同材質的金屬片，每隔幾年或十幾年將其取出，調查試片因核反應產生的中子發生了何種程度的老化。

日本玄海核電站1號機組迄今共實施了4次調查。雖然金屬片的“脆性變遷溫度”1976年、1980年和1993年分別為35度、37度和56度，但是2009年4月卻上升至98度。

九州電力2003年向中央政府提交的《技術評價書》預測2009年金屬片的“脆性變遷溫度”為70度，但是實際上卻超出了近30度。九州電力在得知調查結果后上調了預測值。

九州電力根據該調查結果預測，反應堆壓力容器本身的“脆性變化溫度”在2035年左右將達到91度。公司認為，鑒于新設反應堆的標準是93度以下，因此該溫度并未超標，“安全上沒有問題”。