運転開始から３６年が過ぎた九州電力玄海原子力発電所（佐賀県東松浦郡玄海町）１号機の原子炉圧力容器の劣化を判断する指標となる「脆性（ぜいせい）遷移温度」が大幅に上昇、大学の研究者らは異常として問題視し、最悪のケースとして容器破損の可能性にも言及している。九電や国は「安全性に問題ない」と反論。研究者は検証のためのデータ開示を求めるが、九電は「業界規程に基づいて適正に検査しており、検証しても結果は同じ。４０年目の高経年化評価時にデータを公表する」としている。

　鋼鉄製の原子炉圧力容器は中性子を浴びるともろくなる。電力各社は老朽化を把握するため容器内に同じ材質の試験片を置いて取り出し、緊急冷却した場合などに容器が壊れやすくなる温度の境目となる脆性遷移温度を測っている。劣化が進むほど温度は高くなる。

　九電によると、運転開始時の１９７５年の脆性遷移温度は零下１６度。これまで４回取り出した試験片の温度は、３５度（７６年）、３７度（８０年）、５６度（９３年）と推移し、２００９年は９８度に大幅上昇した。

　九電は「試験片は圧力容器よりも多く中性子を浴びる場所に置き、数十年後の圧力容器の劣化状況を予測するためのもの。９８度は２０６０年ごろの数値に当たる」と説明。「圧力容器の現在の脆性遷移温度の推定は８０度で、６０年間運転した場合でも９１度」とし、日本電気協会が定める新設原子炉の業界基準９３度を下回っていることを強調する。２６日の県民説明会でこの問題を質問された経産省原子力安全・保安院も同様の説明をして「容器が壊れるような状況にはない」と答えた。

　ただ、こうした見解に研究者は疑問を示す。九州大応用力学研究所の渡邉英雄准教授（照射材料工学）は「上昇値は本来の予測値から大きくずれ、誤差の範囲を超えている。原子レベルで想定外の異常が生じている可能性がある」と指摘。井野博満東大名誉教授（金属材料学）は中性子の影響を受けやすい不純物が含まれるなど材質が均一でない可能性を指摘したうえで、「緊急冷却で急激に温度を下げた場合、圧力容器が壊れる可能性がある」とする。

　研究者は試験片や検査データが開示されていないため詳しい検証ができないとし、電力各社に情報開示を求める意見も強いが、九電は「今後も安全な数値で推移すると判断しているので、すぐにデータを提示する必要はない」としている。

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