中新网5月30日电 据共同社报道，在运行至今已超过35年的日本九州电力公司的玄海核电站(位于佐贺县玄海町)1号机组，其压力容器内用于评估反应堆健全性的试片的温度大大超出了事先的预测值。虽然九州电力称“安全上没有问题”，但是日本市民团体等指出，反应堆的老化程度可能已经超出预测。

关于核电站长期运行所引起的老化，即使是专家也有众多不明之处。但是，试片温度是显示材质变脆程度的指标，所以该结果将对有关玄海核电站今后运行期间的讨论产生影响。

为评估核电站的健全性，电力公司在反应堆内部设置了与反应堆相同材质的金属片，每隔几年或十几年将其取出，调查试片因核反应产生的中子发生了何种程度的老化。

日本玄海核电站1号机组迄今共实施了4次调查。虽然金属片的“脆性变迁温度”1976年、1980年和1993年分别为35度、37度和56度，但是2009年4月却上升至98度。

九州电力2003年向中央政府提交的《技术评价书》预测2009年金属片的“脆性变迁温度”为70度，但是实际上却超出了近30度。九州电力在得知调查结果后上调了预测值。

九州电力根据该调查结果预测，反应堆压力容器本身的“脆性变化温度”在2035年左右将达到91度。公司认为，鉴于新设反应堆的标准是93度以下，因此该温度并未超标，“安全上没有问题”。