{"status":"available","doknr":"OLD311944","ecli":"ECLI:DE:OVGNRW:1996:1030.21D2.89AK.00","court":"Oberverwaltungsgericht Nordrhein-Westfalen","senate":null,"decided":"1996-10-30","aktenzeichen":"21 D 2/89.AK","doktyp":"Urteil","leitsatz":null,"text_plain":"Tenor\n\nDie Klage wird abgewiesen.\n\nDie Kläger tragen die Kosten des Verfahrens einschließlich der Kosten der \nBeigeladenen je zur Hälfte.\n\nDie Kostenentscheidung ist vorläufig vollstreckbar. Die Kläger können die \nVollstreckung durch Sicherheitsleistung oder Hinterlegung in Höhe des \nbeizutreibenden Betrages abwenden, wenn nicht der jeweilige \nVollstreckungsgläubiger zuvor in gleicher Höhe Sicherheit leistet.\n\nDie Revision wird nicht zugelassen.\n\n1\n\n T a t b e s t a n d :\n\n2\n\nDie Kläger wenden sich gegen die der Beigeladenen \ngenehmigte Aufbewahrung von bestrahlten Brennelementen aus \nLeichtwasserreaktoren (LWR) und von Betriebselementen aus dem \nim September 1988 abgeschalteten und inzwischen stillgelegten \nThorium-Hochtemperatur-Reaktor 300 (THTR) in Transport- und \nLagerbehältern im Brennelement-Zwischenlager Ahaus (BZA). \nDessen Standort liegt in einem weiträumigen Bereich \nlandwirtschaftlich genutzter Flächen etwa 3 km östlich des \nStadtkerns von Ahaus, ist durch Bebauungsplan als \nIndustriegebiet festgesetzt und verfügt über einen \nEisenbahnanschluß. Der Kläger zu 1. bewirtschaftet als \nEigentümer einen landwirtschaftlichen Betrieb, dessen \nNutzflächen teilweise an den Standort des BZA angrenzen und \ndessen Hofstelle davon etwa 400 m entfernt ist, \nschwerpunktmäßig zur Milchproduktion. Der Kläger zu 2. wohnt \nin etwa 2 km Entfernung vom Standort. \n\n3\n\nDie Lagerhalle des BZA wurde mit Wänden und einem Dach aus \nStahlbeton aufgrund der für ein Lager für bestrahlte \nBrennelemente aus LWR erteilten Baugenehmigung des \nStadtdirektors der Stadt Ahaus als Bauaufsichtsbehörde vom \n6. Oktober 1983 errichtet, der u.a. Nebenbestimmungen zur \nbauseitigen Strahlenabschirmung durch die Betoneigenschaften \nbeigefügt sind. Die von der Nachzerfallswärme der gelagerten \nBrennelemente erwärmte Luft soll durch Naturkonvektion über \nÖffnungen im Dach ins Freie geleitet werden. Die gegen die \nBaugenehmigung gerichtete Klage des Klägers zu 1. wies der \nSenat durch Urteil vom 22. Oktober 1987 - 21 A 330/87 - ab, \ndie Revision wies das Bundesverwaltungsgericht durch Urteil \nvom 11. Mai 1989 - 4 C 1.88 - zurück. Durch zwei weitere \nBaugenehmigungen vom 14. Mai 1986 und 19. Februar 1991 wurde \ndie Nutzung der Halle zur Lagerung von Brennelementen aus dem \nTHTR bzw. von solchen und zugleich von Brennelementen aus LWR \nin wechselnden Mengenverhältnissen zugelassen.\n\n4\n\nDas Vorhaben der Beigeladenen ist die Aufbewahrung der \nBrennelemente in Transport- und Lagerbehältern mit der \nTypenbezeichnung CASTOR zur Wiederaufarbeitung oder Behandlung \nzur Endlagerung. LWR-Brennelemente sollen in etwa 5,50 m bis \n6 m langen und etwa 80 t bzw. 118 t schweren Behältern der \ndemselben Konstruktionsprinzip entsprechenden Typen CASTOR Ia, \nIc und IIa aufbewahrt werden. Der in einem Herstellungsgang \ngefertigte Behälter-Grundkörper mit etwa quadratischem \nQuerschnitt und einer Wandstärke von 44 cm besteht aus \nGußeisen mit Kugelgraphit (GGG 40). Kühlrippen an der \nAußenseite dienen der Verbesserung der Wärmeabfuhr. In die \nBehälterwand sind in zwei konzentrischen Reihen vom Boden bis \nzum Kopfteil durchgehende Bohrungen zur Aufnahme von \nKunstoffmaterial zur Neutronenabschirmung eingebracht. Auf die \nInnenflächen ist zum Korrosionsschutz eine Nickelschicht \ngalvanisch aufgebracht, die über die Dichtflächen des \nDeckelsystems bis nach außen führt. Die stufenförmig \nabgesetzte Öffnung des Grundkörpers wird durch zwei \nübereinander angeordnete, durch Schraubenbolzen fixierte \nDeckel aus Edelstahl verschlossen. Der etwa 34 cm dicke \nPrimärdeckel gelangt auf eine Metalldichtung in der \nAuflagefläche. Im Primärdeckel befinden sich mehrere mit \nMetalldichtringen versehene Durchlässe für die Entwässerung, \ndie Evakuierung und Dichtheitsprüfungen. Der etwa 13 cm dicke \nSekundärdeckel hat ebenfalls eine Metalldichtung sowie \nabgedichtete Durchlässe für die Druckbeaufschlagung des \nSperraums zwischen Primär- und Sekundärdeckel, für die \nAufnahme des Druckschalters zur Sperraumdrucküberwachung und \nfür den Anschluß von Meßinstrumenten zur Dichtheitsprüfung. \nDer Sperraum wird vor der Einlagerung im BZA mit Inertgas \nunter einem Druck von 6 bar, der Behälterinnenraum nach der \nUnterwasser-Beladung im Kernkraftwerk mit Helium unter einem \nDruck von 0,8 bar gefüllt. Am Kopfende des Behälterkörpers \noberhalb des Sekundärdeckels ist zum Schutz vor mechanischen \nEinwirkungen, Feuchtigkeit und Verschmutzung eine mit \nElastomerdichtungen abgedichtete, etwa 8 cm dicke Schutzplatte \naufgeschraubt, durch die das Kabel des \nBehälterüberwachungssystems geführt wird. Im Behälterboden, im \nSekundärdeckel und in der Schutzplatte ist je eine Platte aus \nModeratormaterial eingelassen. Die Behälter CASTOR Ia bzw. IIa \nsollen bis zu vier bzw. neun Brennelemente aus \nDruckwasserreaktoren, der Behältertyp CASTOR Ic soll bis zu \nsechzehn Brennelemente aus Siedewasserreaktoren aufnehmen. Die \nBrennelemente mit einer zurückliegenden Mindestabklingzeit von \neinem Jahr bzw. 1,5 Jahren (IIa) werden im Behälter zur \nPositionsfixierung und aus Gründen der Kritikalitätssicherheit \nauch bei Flutung in einen Tragkorb aus boriertem Edelstahl mit \nquadratischem Querschnittsraster eingesetzt. Die Brennelemente \nsind Brennstabbündel. Der Kernbrennstoff in den Brennstäben \nist von einem Hüllrohr aus Zirkaloy mit einer Wandstärke von \netwa 0,7 mm bis 0,8 mm umgeben. \n\n5\n\nDer Behälter CASTOR THTR/AVR für die Aufbewahrung von THTR-\nBetriebselementen hat - bei im übrigen vergleichbarer \nKonstruktion - einen etwa 2,78 m langen, 25 t schweren \nzylindrischen Grundkörper ohne Nickelbeschichtung, Kühlrippen \nund eingelassenes Moderatormaterial. Die 37 cm starke Wand \nweist infolge der Entnahme von Werkstoffproben nach der \nFertigung zwei mit unlegiertem Baustahl ausgefüllte Bohrungen \nauf. Der 30 cm dicke Primärdeckel hat eine Metalldichtung in \nder Auflagefläche sowie eine abgedichtete Bohrung zur \nHeliumbefüllung und eine Prüfbohrung. Der Sekundärdeckel ist \n7 cm, die Schutzplatte 6,6 cm dick. Dieser Behälter nimmt eine \nfür etwa 2100 THTR-Brennelemente mit einer zurückliegenden \nAbklingzeit von mindestens 1,5 Jahren ausgelegte verschlossene \nKanne aus Stahl mit einer Wandstärke von 8 mm auf. Die \nkugelförmigen Brennelemente haben einen Durchmesser von 6 cm \nund bestehen aus graphitischem Strukturmaterial, in das der \nKernbrennstoff in Form beschichteter Partikel eingebettet ist. \n\n6\n\nBei der Einlagerung im BZA wird der jeweilige Behälter nach \nAnbringen der für die Lagerung vorgesehenen \nZusatzeinrichtungen (Druckmeßgerät, Schutzplatte) und \nTransport an die Lagerposition - bei den Behältern für THTR-\nBetriebselemente je zwei übereinander - an das \nLagerbehälterüberwachungssystem angeschlossen. Bei Abfall des \nSperraumdrucks auf 3 bar infolge einer Undichtigkeit des \nPrimär- oder des Sekundärdeckels löst das Druckmeßgerät ein \nAlarmsignal aus. Nach dem Reparaturkonzept werden bei \nNachlassen der Dichtwirkung der Sekundärdeckeldichtungen oder \nbei Defekt am Druckschalter diese Teile ausgetauscht; bei \nNachlassen der Dichtwirkung des Primärdeckels wird entweder \nüber dem Sekundärdeckel ein 6 cm dicker Fügedeckel \naufgeschweißt und der Raum zwischen Füge- und Sekundärdeckel \nals neuer Sperraum ausgelegt oder der Behälter wird zur \nWiederherstellung der Lagerfähigkeit oder zur Beendigung der \nZwischenlagerung in eine kerntechnische Anlage \nabtransportiert. Die beim Lagerbetrieb und bei Wartungs- und \nReparaturarbeiten vorgesehenen Handhabungen, Arbeits- und \nPrüfschritte sind im Betriebshandbuch, dem die Technischen \nAnnahmebedingungen, Arbeitsanweisungen und Prüfvorschriften \nbeigefügt sind, beschrieben.\n\n7\n\nUnter dem 3. Oktober 1979/2. August 1984 wurde die \nGenehmigung der Aufbewahrung ausgedienter LWR-Brennelemente \nbeantragt. Die damals als Genehmigungsbehörde zuständige \nPhysikalisch-Technische Bundesanstalt (PTB) holte ein \nGutachten der Bundesanstalt für Materialprüfung (jetzt \nBundesanstalt für Materialforschung und -prüfung - BAM -) zu \nbehälterspezifischen Fragen, ein Sicherheitsgutachten des \nTechnischen Überwachungsvereins Hannover e.V. (jetzt TÜV \nHannover/Sachsen-Anhalt e.V. - TÜV -) und ein Gutachten der \nGesellschaft für Reaktorsicherheit mbH (jetzt Gesellschaft für \nAnlagen- und Reaktorsicherheit mbH - GRS -) zum Schutz gegen \nStörmaßnahmen und sonstige Einwirkungen Dritter ein. Der \nAntrag, der Sicherheitsbericht und die Kurzbeschreibung wurden \nin der Zeit vom 14. Februar bis 15. April 1983 bei der Stadt \nAhaus und der PTB ausgelegt; die öffentliche Bekanntmachung \nhierzu enthielt den Hinweis auf die Möglichkeit der \nEinsichtnahme in die Gutachten der BAM und des TÜV. Die Kläger \nwandten sich gegen das Vorhaben. Vom 21. bis 24. sowie am \n28. und 29. Juni 1983 wurde ein Anhörungstermin \ndurchgeführt.\n\n8\n\nDurch Bescheid vom 10. April 1987 erteilte die Beklagte \ndurch die PTB der Beigeladenen die Genehmigung, in einem \nLagergebäude bestrahlte LWR-Brennelemente mit einem Gehalt von \n1.500 t Uran in 420 Behältern vom Typ CASTOR aufzubewahren und \ndie dafür notwendigen Handhabungen vorzunehmen, und erstreckte \ndie Genehmigung auf den erforderlichen Umgang mit \nPrüfstrahlern und den bei der Aufbewahrung anfallenden \nsonstigen radioaktiven Stoffen. Durch Nebenbestimmungen ist \nu.a. bestimmt: Die Genehmigung gilt bis zum 10. April 2027 \n(Nr. 1). Spätestens sechs Jahre vor Ablauf der Genehmigung ist \ngegenüber der Aufsichtsbehörde ein Nachweis über den weiteren \nVerbleib der Brennelemente zu führen (Nr. 2). Zur \nZwischenlagerung dürfen nur Behälter angenommen werden, bei \ndenen durch Bescheinigungen von unabhängigen, mit Zustimmung \nder Aufsichtsbehörde zu bestellenden Sachverständigen \nnachgewiesen ist, daß die Behälter, ihr Inhalt und die Art und \nWeise der Beladung den Technischen Annahmebedingungen \nentsprechen. Der Aufsichtsbehörde sind rechtzeitig vor der \nBeladung und vor dem Abtransport des Behälters und \nunverzüglich nach der Einlagerung im Zwischenlager jeweils \nUnterlagen wie Zulassungsschein des Versandstückmusters, \nNachweise über spezifizierte Brennelementeigenschaften und \nPrüfprotokolle vorzulegen (Nr. 7). In dem unter \nBerücksichtigung der Genehmigung und der Gutachten und \nStellungnahmen zu überarbeitenden Betriebshandbuch muß die \nAnweisung für die Behälterannahme sicherstellen, daß die mit \nden Begleitpapieren vorzulegende Dokumentation im Hinblick auf \ndie Einhaltung der Technischen Annahmebedingungen vollständig \nkontrolliert wird (Nr. 18). Bei Undichtheit eines \nDeckelsystems sowie bei sonstigen sicherheitstechnisch \nbedeutsamen Beschädigungen von Behältern ist unverzüglich die \nAufsichtsbehörde zu verständigen, der die vorgesehenen \nReparaturmaßnahmen zur Zustimmung vorzulegen sind. Bei \nnichtreparablen Beschädigungen sind die jeweiligen Behälter \nabzutransportieren; die Möglichkeit des Verbringens in eine \nandere kerntechnische Anlage ist der Genehmigungs- und der \nAufsichtsbehörde spätestens einen Monat vor Beginn der \nAufbewahrung nachzuweisen (Nr. 10).\n\n9\n\nZur Begründung ist ausgeführt: Rechtsgrundlage für die \nGenehmigung der zeitlich begrenzten externen Zwischenlagerung \nbestrahlter Brennelemente sei § 6 des Atomgesetzes. Für die \nAufbewahrung dieser Kernbrennstoffe bestehe ein Bedürfnis. Die \nZwischenlagerung diene nach dem Entsorgungskonzept der \nBundesregierung und der mengenmäßigen und zeitlichen \nBedarfsplanung der Betreiber von Kernkraftwerken der \nEntsorgungsvorsorge; es sei davon auszugehen, daß ab 1986 eine \nzunehmende Menge bestrahlter, nicht in vorhandenen \nWiederaufarbeitungsanlagen zu entsorgender Brennelemente zur \nZwischenlagerung anstehe. Das BZA sei auch als \nKapazitätsreserve für nicht vorhersehbare Ereignisse und \nEntwicklungen notwendig, um auch im ungünstigsten Fall die \nsichere und vollständige Aufbewahrung der Brennelemente zu \ngewährleisten. Die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik \nerforderliche Schadensvorsorge sei im bestimmungsgemäßen \nBetrieb und bei unterstellten Störfällen für die Dauer der \nAufbewahrung getroffen. Die Strahlenexposition liege weit \nunter den Grenzwerten bzw. Störfallplanungswerten der \nStrahlenschutzverordnung.\n\n10\n\nDie von den Klägern gegen die Genehmigung erhobenen \nWidersprüche wies die Beklagte mit Widerspruchsbescheiden vom \n3. und 15. Februar 1989 zurück. Am 6. März 1989 haben die \nKläger Klage erhoben. \n\n11\n\nUnter dem 27. Februar 1984 wurde in Erweiterung des \nursprünglichen Antrags die Genehmigung der Aufbewahrung \nausgedienter Brennelemente aus dem THTR beantragt. Unter dem \n27. Februar 1990 beantragte die Beigeladene die Erstreckung \nder Genehmigung auf einzelne in den Behältern befindliche \nModerator- und Absorberkugeln. Nach öffentlicher \nBekanntmachung des Vorhabens am 3. März 1990 wurden die \nAnträge, der Sicherheitsbericht mit Ergänzungen, \nKurzbeschreibungen sowie die Gutachten der BAM und des TÜV aus \nden Jahren 1982, 1986 und 1988 beim Bundesamt für \nStrahlenschutz und im Kreishaus Ahaus in der Zeit vom 12. März \nbis 11. Mai 1990 zur Einsicht ausgelegt. Während der \nAuslegungsfrist erhoben auch die Kläger Einwendungen u.a. \nunter Bezugnahme auf eine gutachterliche Stellungnahme von \nProf. Dr.-Ing. T. und Dipl.-Phys. I. vom Dezember 1989. \nDie Einwendungen wurden am 12. und 13. Juni sowie am \n28. August 1990 erörtert. \n\n12\n\nDurch den \"1. Nachtrag zur Aufbewahrungsgenehmigung vom \n10.04.1987\" vom 17. März 1992 wurde diese dahin \"geändert und \nergänzt\", daß der Beigeladenen die Genehmigung erteilt wird, \n\n13\n\n\"in einem Lagergebäude\n\n14\n\n- maximal 1500 t Uran in Form von \nbestrahlten Brennelementen aus \nLeichtwasserreaktoren in maximal \n420 Behältern mit maximal \n10 Behältern je Behälterblock \noder\n\n15\n\n- maximal 608000 bestrahlte \nKugel-Brennelemente aus dem Thorium-\nHochtemperatur-Reaktor (THTR) in \nmaximal 320 Behältern mit maximal \n64 Behältern je Behälterblock und \nbestrahlte Brennelemente aus \nLeichtwasserreaktoren mit maximal \n10 Behältern je Behälterblock in \ngemischter Aufstellung bis insgesamt \nmaximal 1500 t Uran\n\n16\n\naufzubewahren und die für diese \nAufbewahrung notwendigen Handhabungen \nvorzunehmen.\"\n\n17\n\nDie Genehmigung wurde ferner erstreckt auf die Lagerung \nsonstiger Betriebselemente (Moderator- und Absorberelemente) \ndes THTR, die sich vereinzelt in den Behältern mit bestrahlten \nKugelbrennelementen befinden können. Durch den Bescheid wurden \ndes weiteren Änderungen von Anlageteilen und Einrichtungen \n- auch für die Aufbewahrung von LWR-Brennelementen - genehmigt \nund Nebenbestimmungen der Genehmigung vom 10. April 1987 \nergänzt, geändert oder als nach Erfüllung entfallend \nbezeichnet. \n\n18\n\nZur Begründung ist dargelegt: § 6 des Atomgesetzes erfasse \nauch die externe Zwischenlagerung radioaktiver Abfälle wie der \nTHTR-Brennelemente. Die Stillegung des THTR bei vollständiger \nEntladung des Reaktorkerns setze die externe Aufbewahrung \nvoraus und begründe so das Bedürfnis. Die gebotene \nSchadensvorsorge sei ausweislich der umfassenden \nsicherheitstechnischen Begutachtung getroffen. Die bei der \nBehälterbeladung eingestellten und geprüften Parameter würden \ndurch unabhängige Sachverständige geprüft, alle für die \nAufbewahrung wesentlichen Randbedingungen würden von der \nAufsichtsbehörde überwacht. Im Hinblick auf die Einwendung der \nLage des Standorts in einem Tieffluggebiet sei statistisch \neine Flugzeug-Absturzhäufigkeit von bis zu etwa 2 x 10-6 pro \nJahr abgeschätzt worden, die dem Restrisikobereich zuzuordnen \nsei. Die Auswirkungen, die ein Flugzeugabsturz oder \nEinwirkungen Dritter für die Landwirtschaft hätten, ließen \nsich für den Weide-Kuh-Milch-Pfad bei homogener Verteilung der \nfreigesetzten Aktivität dahin abschätzen, daß das von \nVerzehreinschränkungen betroffene Gebiet in Bezug auf Behälter \nfür THTR-Brennelemente eine Ausdehnung von etwa 500 m x 500 m \nbzw. 650 m x 650 m und in Bezug auf LWR-Brennelemente von \n3.500 m x 3.500 m haben werde; nach etwa einem Jahr sei die \nKontamination auf etwa 1 v.H. gesunken. \n\n19\n\nDie Beklagte ordnete die sofortige Vollziehung bezüglich \nder Aufbewahrung von THTR-Brennelementen an. Am 2. April 1992 \nhaben die Kläger gegen den ersten Nachtrag die Klage \n21 D 60/92.AK erhoben, die der Senat zum vorliegenden \nVerfahren verbunden hat. Den Antrag des Klägers zu 1. auf \nWiederherstellung der aufschiebenden Wirkung der Klage hat der \nSenat durch Beschluß vom 26. April 1993 - 21 B 1563/92.AK - \nabgelehnt. Die Behälter mit dem Material aus dem THTR sind \ninzwischen im BZA eingelagert. \n\n20\n\nMit der 2. Änderung und Ergänzung der \nAufbewahrungsgenehmigung vom 18. Januar 1994 genehmigte die \nBeklagte für die Behälter CASTOR THTR/AVR Änderungen am \nKabeldurchführungsflansch in der Schutzplatte sowie die \nÄnderung der Arbeitsanweisung Heliumbefüllung durch Erhöhung \ndes einzustellenden Evakuierungsdrucks. Die Änderung des \nFlansches dient der Verhinderung des Feuchtigkeitszutritts \nunter die Schutzplatte und der Vermeidung von \n- vorgekommenen - Fehlfunktionen des Druckschalters, die \nErhöhung des Evakuierungsdrucks der Verkürzung der Pumpzeiten. \nDie gegen diesen Bescheid erhobene Klage 21 D 34/94.AK ist zum \nvorliegenden Verfahren verbunden worden.\n\n21\n\nMit der 3. Änderung der Aufbewahrungsgenehmigung vom \n13. Mai 1994 genehmigte die Beklagte den Einsatz von \nbestimmten Druckschaltern in allen Behältertypen. Hiergegen \nhaben die Kläger Klage zum vorliegenden Verfahren erhoben. \n\n22\n\nMit der - aufgrund von Erfahrungen bei der Entladung des \nTHTR beantragten - 4. Änderung vom 11. November 1994 \ngenehmigte die Beklagte unter Beibehaltung der genehmigten \nAnzahl der Behälter und der genehmigten Kernbrennstoffmasse \ndie Erhöhung der Lagermenge auf maximal 620.000 Kugel-\nBrennelemente sowie Modifikationen des Inhalts einiger \nBehälter, darunter auch die Aufbewahrung von beschädigten \nBrennelementen in etwa 16 bis 20 sogenannten Bruchkannen. \nHiergegen haben die Kläger Klage zum vorliegenden Verfahren \nerhoben.\n\n23\n\nDurch die 5. Änderung vom 14. Februar 1995 genehmigte die \nBeklagte - im Rahmen der genehmigten Anzahl der Behälter - die \nAufbewahrung von höchstens 767 bestrahlten Brennelementen des \nnach der Stillegungsgenehmigung für den THTR (Bescheid \nNr. 7/12 a THTR vom 22. Oktober 1993) zu entladenden und \nabzubauenden Abbrandmeßreaktors (AMR) des THTR in zwei \nBehältern des Typs CASTOR THTR/AVR mit einer Uranmasse je \nBehälter von 2,58 kg und ferner die Aufbewahrung von \nKugelbrennelementen des THTR in zwei Behältern mit \nAbfallkannen und erstreckte die Aufbewahrungsgenehmigung auf \ndie Lagerung von Erodiergut (Elektrodenmaterial und Abrieb von \nBetriebselementen) und sonstigen Betriebselementen. Hiergegen \nhaben die Kläger Klage zum vorliegenden Verfahren erhoben.\n\n24\n\nMit der 6. Änderung vom 6. November 1995 genehmigte die \nBeklagte bezüglich der Behälter der Bauart CASTOR I a, I c und \nII a konstruktive Änderungen am Kabeldurchführungsflansch \ndurch die Schutzplatte, die Änderung des Fügedeckelkonzepts \ndurch eine geänderte Form der Schweißnaht, durch Einhaltung \neines Schweißspalts zum Behälterkörper von 1,5 bis 2 mm, durch \neine zusätzliche Entlastungsnut im Fügedeckelring und durch \nMaßnahmen zur mechanischen Entlastung der Fügedeckel-\nSchweißnaht; ferner genehmigte sie bezüglich des Behältertyps \nCASTOR II a konstruktive Änderungen des Tragzapfenbereichs und \ndes Primärdeckels (Schnellverschlußkupplung statt \nEvakuierungsventil, Versetzen der Bohrung für die \nBehälterentwässerung) sowie sonstige Änderungen wie \nBeschränkung auf einen Durchbruch im Primärdeckel für die \nHandhabungen bei der Behälterbeladung. Auch hiergegen haben \ndie Kläger zum vorliegenden Verfahren Klage erhoben.\n\n25\n\nDie Kläger tragen im wesentlichen vor:\n\n26\n\n§ 6 des Atomgesetzes biete keine Rechtsgrundlage für die \nprivate Zwischenlagerung abgebrannter Brennelemente. Mit dem \nin der Vorschrift verwendeten Begriff \"Kernbrennstoffe\" seien \nnur in kerntechnischen Anlagen einsetzbare besonders spaltbare \nStoffe, deren Bevorratung in einem Kernkraftwerk als \nrestriktive Ausnahme von dem Grundsatz staatlicher Verwahrung \nin Betracht komme, gemeint, nicht aber deren Folgeprodukte \nbzw. Reststoffe. Schon wegen der gesetzlich vorgegebenen \nEntsorgungsalternativen der schadlosen Verwertung radioaktiver \nReststoffe durch private Wiederaufarbeitung und der \nEinrichtung von Landessammelstellen für radioaktive Abfälle \nsowie von Anlagen des Bundes zur Sicherstellung und \nEndlagerung erfasse § 6 des Atomgesetzes nicht die externe \nprivate Zwischenlagerung von abgebrannten Brennelementen. Eine \ndurch § 6 des Atomgesetzes zu schließende Regelungslücke \nbestehe nicht. Die definitiv aus dem Brennstoffkreislauf \nausgeschiedenen THTR-Brennelemente und die LWR-Brennelemente \nseien wegen ihres radioaktiven Gefährdungspotentials in \nstaatlicher Trägerschaft in einer Anlage nach § 9 a Abs. 3 des \nAtomgesetzes aufgrund einer auch deren Errichtung \neinschließenden Planfeststellung zu beseitigen bzw. zu lagern. \nDieses Zulassungserfordernis folge für die streitbefangene \nAnlage auch daraus, daß das BZA, da die Entsorgung bzw. \nBeendigung der Zwischenlagerung mangels einer absehbaren \nEndlagermöglichkeit nicht gesichert sei, in Wahrheit ein \nEndlager sei. Erst eine Planfeststellung eröffne die \ngrundrechtlich und nach dem Grundsatz der Verhältnismäßigkeit \ngebotene Konfliktbewältigung durch Bewertung und Abwägung der \nKonflikpotentiale; bei der Genehmigungsentscheidung nach § 6 \ndes Atomgesetzes seien hingegen die überragende \nSchutzwürdigkeit der standortbezogen privilegierten \nLandwirtschaft, die Auswirkungen der irreversiblen \nKontamination des Produktionsfaktors Boden auf die \nNahrungsmittelproduktion und die durch das sensibilisierte \nVerbraucherverhalten bestimmte Vermarktung \nlandwirtschaftlicher Produkte sowie der Eingriff in die \nGrundlage und Funktionsfähigkeit des grundrechtlich \ngeschützten landwirtschaftlichen Betriebes des Klägers zu 1. \nvöllig ausgeblendet worden. Schon im Normalbetrieb sei der \nlandwirtschaftliche Betrieb wegen der verringerten Nachfrage \ninfolge der Schadstoffbelastung des Bodens unabhängig von \nGrenzwerten in Frage gestellt, insbesondere aber dann, wenn \nentsprechend dem Gutachten des TÜV bei äußeren Störfällen die \nStrahlenschutzwerte nur durch Einschränkungen des Verzehrs \nlandwirtschaftlicher Produkte eingehalten werden könnten. Dies \nzeige, daß eine Ausgleichsanalyse, die der Bindung der \nEigentumsnutzung an das Wohl der Allgemeinheit und der \nGrundpflicht zu umweltgerechtem Verhalten Rechnung getragen \nhätte, sowie eine vom Verhältnismäßigkeitsgebot des \ngeringstmöglichen Eingriffs geforderte Abwägung von \nStandortalternativen erforderlich gewesen sei und zu dem \nSchluß geführt hätte, das Material im jeweiligen Kernkraftwerk \nals dem bereits radioaktiv vorbelasteten Ort seiner Produktion \nmit einem Minimum an zusätzlichen Risiken zu belassen statt es \nin einem nicht vorbelasteten Bereich zwischenzulagern. Im \nübrigen ergebe sich das Erfordernis einer über § 6 des \nAtomgesetzes hinausgehenden atomrechtlichen \nErrichtungsgenehmigung aus dem entsprechend heranzuziehenden \nGenehmigungstatbestand für Kernkraftwerke, mit denen ein \nZwischenlager nach dem radioaktiven Gefährdungspotential \nmindestens vergleichbar sei und für die das Atomgesetz bereits \ndie Errichtung der atomrechtlichen Kontrolle unterwerfe und \ndabei ein Versagungsermessen etwa zur Strahlenminimierung \neinräume. Demgegenüber erstrecke § 6 des Atomgesetzes die \nZulassung nicht einmal auf die bauliche Anlage, soweit diese \nunter den Aspekten der Strahlenabschirmung, der Wärmeabfuhr \nund des Schutzes von äußeren Einwirkungen sicherheitsrelevant \nsei. \n\n27\n\nFür den Fall der Anwendung des § 6 des Atomgesetzes sei die \nein in sich geschlossenes Vorhaben betreffende \nAufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987 einer Änderung und \nder Hinzufügung eines selbständigen Regelungsgehalts wie durch \nden 1. Nachtrag nicht zugänglich. Den Tatbestand der \nÄnderungsgenehmigung kenne die Vorschrift nicht. Änderungen \nbedürften der Neugenehmigung. Bei Zugrundelegen der Sach- und \nRechtslage der letzten Verwaltungsentscheidung könnten spätere \nÄnderungen zur Behebung von Mängeln nicht mehr zur Heilung \neiner rechtswidrigen Genehmigung führen. \n\n28\n\nDer 1. Nachtrag sei zudem verfahrensfehlerhaft erteilt \nworden. Die Öffentlichkeitsbeteiligung habe sich nicht auf die \nMischnutzung bezogen. Im Laufe des Nachtragsverfahrens \nbeantragte Änderungen wie Verschlußklappen vor den \nZuluftöffnungen, die Prüfung der Erfüllung von \nNebenbestimmungen sowie Stellungnahmen von Behörden und \nGutachten hätten vor Abschluß des Erörterungstermins am \n28. August 1990 vorgelegen und deswegen in die Erörterung \neinbezogen werden müssen. Diese sei unzureichend vorbereitet \nund verfrüht gewesen. Zum Termin hätten weder ein \nBedürfnisnachweis noch erörterungsfähige Daten zur Häufigkeit \nvon Flugzeugabstürzen vorgelegen. Entscheidungsträger bei der \nGenehmigungsbehörde seien befangen gewesen. Für die \nGenehmigung des Nachtrags sei eine \nUmweltverträglichkeitsprüfung durchzuführen gewesen, da das \nLager in Wirklichkeit ein Endlager sei und weil wegen des \nvorgesehenen Rücktransports von Behältern im Rahmen des \nReparaturkonzepts das betreffende Kernkraftwerk zur \nNebenanlage des Zwischenlagers werde.\n\n29\n\nEin Bedürfnis für die Zwischenlagerung im Sinne eines in \nkurzer Zeit vernünftigerweise zu befriedigenden \nEntsorgungsbedarfs sei nicht nachgewiesen. Dies folge bereits \naus dem Unterlassen der Prüfung von Alternativen, ferner aus \nder verfehlten Prognose, daß etwa das Zwischenlager Gorleben \nbis 1991 vollständig gefüllt sei, und aus der realen \nEntwicklung, nämlich dem Verzicht auf den Zubau von \nKernkraftwerken und auf die Wiederaufarbeitung im Inland sowie \nder Option der direkten Endlagerung. Nach den \nStrategieüberlegungen zur Brennelemententsorgung der \nVereinigung Deutscher Elektrizitätswerke vom September 1989 \nwerde das Zwischenlager entweder gar nicht oder erst nach dem \nJahre 2000 benötigt. Eine Zwischenlagerung der Brennelemente \naus dem THTR sei nicht geboten; diese könnten unter \nBerücksichtigung der Lagerkapazität im THTR verbleiben, zumal \nkeine sicherheitstechnischen Gründe dafür vorlägen, den \nReaktor im Rahmen der Stillegung zu entladen.\n\n30\n\nDie nach dem Stand von Wissenschaft und Technik, der \nunabhängig von dahin gehenden ausdrücklichen \nVerfahrenserfordernissen eine Umweltverträglichkeitsprüfung \nals unerläßlichen Teil einer rationalen Entscheidungsfindung \nund als die einzige angemessene Methodik zur Beurteilung von \nWirkungszusammenhängen gebiete, erforderliche Schadensvorsorge \nsei nicht getroffen. Grundlegende Mängel beträfen, wie auch \nder Sachbeistand Prof. Dr.-Ing. T. , Anfang der achtziger \nJahre Projektleiter für die Behälterentwicklung, in seinen \ngutachtlichen Stellungnahmen vom Dezember 1989 sowie vom \n11. März und aus dem September 1996 und in der mündlichen \nVerhandlung herausgearbeitet habe, das Behälterkonzept und die \nPrüfung und Begutachtung der Behältersicherheit. Das \nBehälterkonzept widerspreche allen in der Kerntechnik \nanerkannten grundlegenden Auslegungskriterien, nämlich den \nPrinzipien der Mehrfachbarrieren, der Redundanz und der \nDiversität, da das Deckelsystem aus im wesentlichen \ngleichartig ausgeführten Komponenten nur eine Barriere \ndarstelle, bei der zudem Freisetzungspfade existierten. Die \nDurchführung wiederkehrender Prüfungen bezüglich des Zustands \nder Brennelemente, der Spaltprodukt-Emissionen in das \nBehälterinnere sowie der Dichtwirkung der Metalldichtungen sei \nnicht möglich, eine kontinuierliche Überwachung der \nBrennelemente finde nicht statt. Der sofortige Abschluß des \nSpaltproduktinventars von der Biosphäre bei Störfällen sei \nwegen der Öffnungen in der Lagerhalle und des Verzichts auf \nden Einsatz von Abluftfiltern nicht gewährleistet. Dem Stand \nder Technik entsprechende überlegene Alternativkonzepte wie \nLagerung bei Zwangsbelüftung unter Einsatz von Filtern und \ndamit möglicher Kontrolle der Abluft oder Lagerung in \nBetonbunkern, insbesondere aber das bereits 1980 entwickelte, \nvon den Gutachtern als aussichtsreich beurteilte, lediglich \naus Kostengründen nicht weiter verfolgte Konzept eines \nBehälters mit doppeltem Containment belegten die Defizite im \nVorgehen der Beklagten.\n\n31\n\nDie Prüfung und Begutachtung der Behältersicherheit im \nRahmen der Baumusterprüfung für das gefahrgutrechtliche \nZulassungsverfahren, auf die sich die streitige Genehmigung \nbeziehe, und im atomrechtlichen Genehmigungsverfahren genügten \nnicht dem Stand von Wissenschaft und Technik, wie er seitens \nder Internationalen Atomenergie-Agentur (IAEA) definiert sei. \nDanach seien - vor Verwendung von maßstäblichen Modellen, \nBerechnungsverfahren und begründeten, auf ausreichende \nErfahrungen gestützten Übertragbarkeitsbetrachtungen - bei \nNeukonstruktionen, wie sie hier vorlägen, immer Versuche an \nOriginalbehältern durchzuführen. Die Gültigkeit von \nÜbertragbarkeitsbetrachtungen und Berechnungsverfahren müsse \ndurch zahlreiche statistisch abgesicherte Experimente an \nPrüfmustern aus demselben Werkstoff und mit derselben \nGeometrie nachgewiesen sein. Nach Belastungstests müßten \nPrüfmuster auf integrale Dichtheit und mittels \nUltraschalluntersuchung zerstörungsfrei auf verborgene Fehler \nuntersucht werden. Modellannahmen und Abweichungen, ihre \nGültigkeit und die Beurteilung zur Übertragbarkeit seien \ndetailliert und nachvollziehbar dokumentiert darzulegen. Diese \nGrundbedingungen seien von der BAM nicht eingehalten worden. \nDie bei den Fall-, Beschuß- und Brandversuchen verwendeten \nPrüfmuster seien in bezug auf Abmessungen, konstruktive \nGestaltung und Werkstoff nicht mit den der Genehmigung \nzugrunde liegenden unterschiedlichen CASTOR-Behältern \ngeometrisch und stofflich ähnlich gewesen. Es seien \nverkleinerte Modelle ohne nachgebildete Beladung und ohne die \nvolle Zahl der Längsbohrungen in der Behälterwand getestet \nworden. Die Abweichung gerade im Hinblick auf die \nLängsbohrungen sei unzulässig, weil diese bruchmechanische \nVorschädigung in der Wand bei dynamischer Beanspruchung zu \nSpannungsspitzen im Bereich der Stege zwischen den Bohrungen \nund zu Anrissen führen könne; dies müsse durch Experimente an \ninsoweit übereinstimmenden Prüfmustern mit anschließender \nzerstörungsfreier Untersuchung auf verborgene Fehler \nausgeschlossen werden, zumal thermische \nWerkstoffbeanspruchungen von 800°C und -40°C zu \nberücksichtigen seien. Ein von der BAM angeführter Fallversuch \nan einem Serienmuster mit in einem Halbkreis angeordneten \nLängsbohrungen im Bereich höchster Beanspruchung sei nicht \ntragfähig, da er nur den Fall auf die horizontale Mantellinie \nabdecke, eine zerstörungsfreie Untersuchung auf verborgene \nFehler nicht vorgenommen worden sei und die Annahme der \nstärksten Belastung auf der Unterseite dynamische \nSpannungsspitzen durch Schwingungsbelastungen auf der \nOberseite außer acht lasse. Auch die Abweichung im Werkstoff \n- derjenige der Prüfmuster sei nach der Umstellung des \nGießverfahrens im Jahre 1985 nicht mehr identisch wie der der \nSerienbehälter - sei unzulässig; der einfache Hinweis der BAM \nauf die gleich- oder höherwertige Werkstoffqualität der \nSerienbehälter im Hinblick auf die abgesicherte Bruchzähigkeit \nreiche nicht; die CASTOR-Behälter seien nach Werkstoff und \nFertigungsverfahren Neukonstruktionen. Auf langjährige Prüf- \nund Betriebserfahrungen könne nach alledem nicht \nzurückgegriffen werden, zumal auch bei der Auswertung die \nungünstigsten Ergebnisse aus Fallversuchen mit den höchsten \nBeschleunigungswerten nicht berücksichtigt worden seien. Die \nAussagen und Annahmen der BAM in bezug auf die Werkstoffsorte \nund -qualität seien ohne Einsicht in die Dokumente, \nPrüfberichte und sonstigen Unterlagen der Baumusterprüfung \nnicht nachvollziehbar. Die Bauarten der Behälterfamilie CASTOR \nseien untereinander geometrisch nicht ähnlich und daher \njeweils Neukonstruktionen; sie seien unter Verstoß gegen \nfundamentale Prinzipien der Ingenieurpraxis nicht jeweils \nausreichend speziellen Belastungstests unterzogen worden. Auch \nder Begutachtung der thermischen Belastung durch die BAM fehle \ndie Dokumentation der Testbedingungen und eine \nnachvollziehbare Begründung der Berechnungsverfahren. Bei den \nFeuertests sei der für einen Flugzeugabsturz typische Ablauf \neines auf die mechanische Einwirkung folgenden \nTreibstoffbrandes nicht abgebildet worden; daß eine \nKombination von mechanischer und thermischer Beanspruchung \nnicht zu einer weitergehenden Schädigung als durch das \nEinzelereignis führen könne, sei nicht experimentell \nnachgewiesen. Die Versuchsbedingungen - mittlere \nFlammentemperatur 800°C, Branddauer 30 Minuten - \nunterschätzten die realistischen Verhältnisse, wie Unfälle aus \nneuerer Zeit gezeigt hätten.\n\n32\n\nDie Auswertung der Belastungstests sei auch in sich \nfehlerhaft. Die BAM habe bei der Beschleunigungsmessung die \nabsolut größten dynamischen Belastungen unmittelbar beim \nAufschlagen des Prüfstücks unzulässig vernachlässigt. Ein \nErgebnis der Beschleunigungsmessung sei ohne Begründung \nunberücksichtigt geblieben. Die Berechnung der maximalen \nBiegespannungen mit der grob vereinfachenden Gleichung für \nBiegebalken bilde die dynamische Belastung nicht ab. Kritische \nWerte der Heliumlecktests am Sekundärdeckel habe die BAM nicht \nzur weiteren Beurteilung herangezogen, sondern auf erneute \nVersuche mit verbesserter Konstruktion abgestellt; letzteres \nsei aber nicht dokumentiert. Auch die weiteren Meßergebnisse \nhätten eine größere Leckrate als die spezifizierte ergeben. \nDie Behandlung der Kritik der PTB bezüglich der Auswertung der \nVersuche unter den Aspekten eines zu unterstellenden \nZusammentreffens eines unentdeckten Fehlers mit einem Lastfall \ndurch Einwirkung von außen, der mangelnden Duktilität des \nWerkstoffs und des Fehlens einer belastbaren Zahlenrelation \nfür die Serienfertigung sei ohne Einsicht in die Unterlagen \nder Baumusterprüfung nicht nachvollziehbar.\n\n33\n\nDas der Genehmigung zugrunde liegende \nQualitätssicherungskonzept für die Serienfertigung beschränke \nsich auf die Prüfung der Materialeigenschaften an \nReferenzbehältern und sodann auf eine Verfahrensprüfung; es \ngenüge damit nicht dem Stand von Wissenschaft und Technik im \nHinblick auf Bauteile, die Menschenleben gefährden könnten. \nGeboten seien die vollständige Endabnahme eines jeden \nBehälters einschließlich der zerstörungsfreien Prüfung auf \nverborgene Fehler nach Fertigung und Beladung sowie \nregelmäßige Untersuchungen und zerstörungsfreie \nWiederholungsprüfungen nach festzulegenden Zeiträumen während \nder Lagerung, denn einzelne Fabrikationsfehler ließen sich nie \nganz ausschließen. Insbesondere im Hinblick auf das Einbringen \nvon Längsbohrungen sei eine zerstörungsfreie Prüfung auf Riß- \nund Porenfreiheit unverzichtbar, aber nicht vorgesehen und \nnach der Behälterbeladung nicht mehr möglich. Verborgene \nFehler wie ein Anriß im Bereich der Tragzapfen zwischen zwei \nBohrungen könnten bei Handhabungsstörfällen zu weiteren \nSchädigungen führen, die die Dichtheit beeinträchtigten.\n\n34\n\nDas Aufbringen der Nickelschicht garantiere keine \ngalvanische Haftfestigkeit auf dem nach mechanischer \nBearbeitung offenen Gußwerkstoff, besonders im Bereich der \nGraphitkugeln. Durch bloße visuelle Abmusterung und \nOberflächenrißprüfung ließen sich Porenfreiheit und Risse bis \nunmittelbar unter der letzten Nickelschicht nicht feststellen. \nNach mechanischen Belastungen durch Transport, \nDeckelanzugsspannungen im Dichtungsbereich und \nHandhabungsstörfälle sei die Integrität der Nickelschicht \nnicht feststellbar. Beschädigungen der Nickelschicht führten \nbei Vorhandensein eines korrosiven Mediums wie Restwasser zur \nKorrosion des Gußwerkstoffs und zum Ablösen der Nickelschicht. \nSo könnten unter der Nickelschicht und an den Deckeldichtungen \nvorbei Freisetzungspfade für gasförmige radioaktive Stoffe \nnach außen entstehen, die von der Behälterüberwachung nicht \nerfaßt würden und zu Grenzwertüberschreitungen führten. \nExperimentelle Untersuchungen und eine Abschätzung der \nLangzeitsicherheit der Nickelschicht und des \nFreisetzungspfades seien nicht erfolgt. \n\n35\n\nDie Deckeldichtringe gewährleisteten keine \nlangzeitbeständige Dichtwirkung. Es fehlten ausreichende \nBetriebserfahrungen. Eine Korrosion der Metalldichtungen sei \nschon deshalb nicht auszuschließen, weil neben dem Einfluß der \nunter Umständen mehrere Stunden dauernden Beladung unter \nWasser auch nach Evakuierung und Heliumbefüllung in Nischen \nund Spalten des Behälterkörpers und im Dichtungsbereich \nRestwassermengen verblieben und sich schon beim Aufsetzen des \nPrimärdeckels infolge der auf diesen einwirkenden \nAnpresskräfte zwischen Metalldichtung und Behälterkörper ein \nnicht evakuierbarer Wasserfilm bilde. Feuchtigkeitsmessungen \nnach Versuchen hätten unzureichende Ergebnisse erbracht. \nRestwasser im Dichtungsbereich führe bei der \nWerkstoffkombination Edelstahl-Nickel-Aluminium zu einem \nelektrochemischen Potential, das - verschärft durch die \nAnwesenheit von Borsäure - den Werkstoff Aluminium der äußeren \nDichtringummantelung rasch punktuell angreife und so ein \nsystematisches Versagen der Metalldichtungen durch Korrosion \nbewirke. Die BAM habe nicht den Nachweis hinreichend geringer \nRestfeuchte gefordert, sondern die Problematik auf die Frage \nder geeigneten Bedienungsanleitung, der \nSachverständigenkontrolle und der Meßeinrichtungen reduziert. \nDurch Spaltproduktfreisetzung infolge temperatur- und \nkorrosionsbedingter Hüllrohrleckagen gelange das sich durch \nden Zerfall von Krypton bildende Nuklid Rubidium in den \nDichtungsbereich, wo es mit Wasser zu einer äußerst korrosiven \nLauge reagiere. Ferner bewirke der durch \nSpaltproduktfreisetzung erhöhte Innendruck im Behälter eine \nLockerung des Deckelsystems bzw. eine Beeinträchtigung der \nDichtwirkung. Bei THTR-Brennelementen könnten wegen der hohen \nKugelbruchrate und durch mit hochradioaktivem mobilem \nGraphitstaub kontaminierte Brennelemente radioaktive Stoffe an \nden Behälter weitergegeben werden.\n\n36\n\nDie Abfuhr der Nachzerfallswärme sei bei der dichten \nAnordnung der Behälter ohne Zwangskühlung nicht gewährleistet. \nDie Behälter tauschten einen Großteil der abgegebenen Wärme \ndurch Aufheizen untereinander aus; neben der vertikalen \nWarmluftströmung an den Kühlrippen entlang seien Querströme zu \nberücksichtigen, die die Luft an den Behältern aufheizten. Die \nHüllrohrtemperatur sei nicht zuverlässig berechnet, die durch \nfreigesetzte Spaltgase im Füllgas und durch die Nickelschicht \nverminderte Wärmeabfuhrkapazität sei nicht aufgrund \nexperimenteller Untersuchungen abgeschätzt.\n\n37\n\nDie Funktionssicherheit des \nLagerbehälterüberwachungssystems sei nicht gewährleistet. Dies \nbestätigten aufgetretene Fehlalarme durch Feuchtigkeit unter \nder Schutzplatte, ein Kurzschluß am Überwachungssystem und ein \nVertauschen der Prüfgase. Die Druckmeßgeräte stellten nicht \nfest, ob eine Leckage beim Primär- oder beim Sekundärdeckel \nvorliege. Eine kontinuierliche Überwachung der Behälter auf \nEmissionen radioaktiver Stoffe sei unzulässigerweise nicht \nvorgesehen. Die Umgebungsüberwachung umfasse keine \nAerosolmessungen, erfasse insbesondere nicht Emissionen des \nProblemnuklids Jod 129.\n\n38\n\nFür Reparaturfälle sei unzureichend vorgesorgt. Der mangels \nReparaturmöglichkeit des Primärdeckels erforderliche Transport \nin ein Kernkraftwerk sei mit zusätzlicher Strahlenbelastung \nder Umgebung verbunden und rechtlich und faktisch bei \nAuslastung der Abklingbecken in Kernkraftwerken, zumal für \n40 Jahre, nicht gesichert. Der Fügedeckel sei nicht der \nüblichen Baumusterprüfung mit Belastungstests unterzogen \nworden, so daß der Rücktransport eines Behälters mit defektem \nPrimär- und Sekundärdeckel nicht zugelassen sei. Die Fügung \nbzw. Schweißung des Fügedeckels, die ohnehin über die bloße \nLagerung im Sinne des Genehmigungstatbestandes hinausgehe, sei \nwegen der Verwendung artfremder Werkstoffe eine \nNeukonstruktion, die experimentell und statistisch abgesichert \ngeprüft und erst in den Stand der Technik eingeführt werden \nmüsse, und, wie Mängel der Schweißnahtqualität bei Erprobungen \nim Jahre 1991 bestätigt hätten, werkstoff- und \ntemperaturbedingt sowie im übrigen wegen der \nFehlentscheidungen des Personals begünstigenden \nArbeitsbedingungen fehleranfällig. Die mangelnde Qualität im \nSinne einer gasdichten, riß- und porenfreien, hochfesten \nVerbindung sei systembedingt, wie der Dissens zwischen \nFachabteilungen der BAM zu geänderten Behältertemperaturen im \nBereich der Schweißnaht bestätige. Nach Aufbringen des \nFügedeckels sei keine Sicherheitsreserve für die Undichtheit \ndes Sekundärdeckels mehr vorhanden. Gleichzeitige Reparaturen \nmehrerer Leckagen seien nicht durchführbar. Aufgrund der Fall- \nund Beschußversuche müsse mit Verformungen im Bereich der \nFügenaht gerechnet werden, so daß nach Beschädigungen der \nBehälter ein Fügedeckel nicht paßgenau aufgebracht werden \nkönne. \n\n39\n\nMängel des Konzepts hätten sich bei mehrfach mißglückten \nVersuchen der Beladung eines Behälters im Kernkraftwerk \nPhilippsburg im Sommer 1994 erwiesen, bei der von \nverbindlichen Handhabungs- und Prüfbestimmungen abgewichen \nworden sei; die bloß nachschauende Prüfung durch die \nAufsichtsbehörde könne die Regelungs- und Sicherheitslücken \nnicht schließen. Unregelmäßigkeiten seien unter den bei der \nBeladung gegebenen Arbeitsbedingungen systembedingt und \nkönnten über kurz oder lang Undichtigkeiten zur Folge \nhaben.\n\n40\n\nDie Kritikalitätssicherheit sei nicht gegeben. Im Hinblick \nauf Hüllrohrschäden oder die Beschädigung der Stützstruktur \nder Brennstäbe nach Störfällen sei zu beachten, daß der \n- unter Umständen einen \"Trümmerhaufen\" am Behälterboden \nbildende - Kernbrennstoff zumal unter Wasser kritisch werden \nkönne. Auswirkungen von Fertigungstoleranzen bezüglich des \nborierten Edelstahls des Tragkorbs seien nicht untersucht \nworden.\n\n41\n\nDie der Genehmigungsentscheidung zugrunde liegende \nAbschätzung der Aktivitätsfreisetzung im Normalbetrieb \nvernachlässige, daß bei konservativer Betrachtung von einer \nerheblichen, durch die Behälterüberwachung nicht erfaßten \nFreisetzung von Tritium durch Diffusion durch die Behälterwand \nauszugehen sei, da mangels eines statistisch abgesicherten \nexperimentellen Nachweises der Abwesenheit verborgener Fehler \netwa im Bereich der Längsbohrungen eine Vorschädigung des \nBehälters zu unterstellen sei. Ferner seien in die Abschätzung \nder Strahlenexposition infolge schematischer Betrachtung und \nFixierung auf Grenzwerte, in die nur der direkte Zusammenhang \nvon Freisetzung und Inhalation eingehe, unzulässigerweise die \nan Staubpartikeln und Nutzpflanzen sowie an Kleidung und \nGeräten anhaftenden Radionuklide nicht eingestellt worden, die \nbei Arbeiten auf landwirtschaftlichen Flächen in höchster \nKonzentration inhaliert würden. Bei gleichzeitigem Defekt \nbeider Dichtungen eines Behälters sei mit einer vollständigen \nFreisetzung des für den Weide-Kuh-Milch-Pfad gefährlichsten \nbeweglichen Jod 129-Inventars zu rechnen. Dosisgrenzwerte \nseien zur Risikoabschätzung untauglich, da nach neueren \nabgesicherten wissenschaftlichen Erkenntnissen von den \nGrenzwerten nicht erfaßte, in signifikanten \nSterblichkeitsraten manifestierte Gesundheitsgefährdungen wie \ndie Schwächung des Immunsystems auf Strahlenereignisse \nzurückzuführen seien. Die Werte der Strahlenschutzverordnung \ndeckten die Risiken nicht ab, was auch daraus folge, daß nach \nneueren Erkenntnissen die Internationale \nStrahlenschutzkommission bisherige Grenzwerte für die \nzulässige Belastung im Kernkraftwerk von 5 rem/a auf 2 rem/a \nherabgesetzt habe. Auch die Wirkung der Neutronenstrahlung sei \nunterschätzt worden. Die Grenzwertbestimmung sei der \ngerichtlichen Kontrolle zu unterziehen.\n\n42\n\nGegen Störfälle sei die gebotene Schadensvorsorge nicht \ngetroffen. Die Störfallversuche und ihre Auswertung seien \nunzureichend. Bei einem Flugzeugabsturz mit anschließendem \nTreibstoffbrand bzw. mit Explosion der militärischen \nWaffenlast sei bereits bei der von der BAM abgeschätzten \nLeckrate von einem Verlust der Behälterdichtheit und von \nmassiver Aktivitätsfreisetzung auszugehen. Zusätzlich hätte \nberücksichtigt werden müssen, daß notwendige Sicherheits- und \nStrahlenschutzmaßnahmen durch technisches und menschliches \nVersagen wegen der Strahlenbelastung der Betriebsmannschaft \nund infolge des Einsturzes der Lagerhalle allenfalls nur \neingeschränkt möglich seien und daß es durch Aufheizung der \nBehälter infolge Trümmerbedeckung zu einer weiteren Schädigung \nder Brennelemente komme. Wegen der dichten Aufstellung sei \nzudem von der Beschädigung mehrerer Behälter auszugehen. Nach \nden aufgezeigten Mängeln der Begutachtung sei zugrunde zu \nlegen, daß ein nach Einbringen von Längsbohrungen \nvorgeschädigter Behälter getroffen werde und daß ein \nunerkannter Sprödbruch zu einem Versagen der Behälterwand \nführe, das Behälterinventar zerstört werde und wegen der \nmassiven thermischen Belastung Caesium und andere Nuklide \nverdampften. Ausgehend von einer Freisetzung von 1 v.H. des \nauf einen Behälter entfallenden Inventars an durch \ntemperaturabhängigen Dampfdruck verdampfendem Caesium 134 und \n137 als äquivalentem Leitnuklid sei bei bestimmten \nAusbreitungsbedingungen unter Ausklammerung von Inhalations- \nund Ingestionsdosen nur für die Gamma-Bodenstrahlung mit einer \nbeträchtlichen Grenzwertüberschreitung in einem weiten Umkreis \nbis zu etwa 50 km zu rechnen. Bis 2.500 km2 \nlandwirtschaftlicher Fläche seien dann so kontaminiert, daß \ndie landwirtschaftliche Nutzung aufgegeben oder eingeschränkt \nwerden müsse.\n\n43\n\nGegen Sabotage und terroristische Anschläge sei nicht die \nerforderliche Vorsorge getroffen. Ein Objektschutz gegen den \nEinsatz von auf dem Schwarzmarkt erhältlichen panzerbrechenden \nHandwaffen von der bis 200 m entfernten öffentlichen Straßen \naus sei praktisch unmöglich. Ein Beschuß führe durch die \nZündung, die thermische Wirkung und die hohe Energie zu einem \nLoch in der getroffenen Behälterwand, zur Zerstörung der \nBrennelemente und zu einem Versagen der Deckeldichtung infolge \nmassiver Druckerhöhung im Behälterinnern. Die radiologischen \nFolgen entsprächen den durch einen Flugzeugabsturz \nverursachten. \n\n44\n\nDie Kläger beantragen,\n\n45\n\ndie der Beigeladenen erteilte \nAufbewahrungsgenehmigung für das BZA \nvom 10. April 1987 in der Fassung des \n1. Nachtrags vom 17. März 1992 sowie \nder Änderungen vom 18. Januar 1994, \n13. Mai 1994, 11. November 1994, \n14. Februar 1995 und 6. November 1995 \naufzuheben.\n\n46\n\nDie Beklagte und die Beigeladene beantragen,\n\n47\n\ndie Klage abzuweisen.\n\n48\n\nDie Beklagte tritt dem Vorbringen der Kläger im wesentlichen \nwie folgt entgegen: \n\n49\n\nDie Klage sei schon mangels hinreichender Substantiierung \nder geltend gemachten Mängel der Risikoabschätzung unzulässig, \njedenfalls aber unbegründet.\n\n50\n\nRechtsgrundlage für die - mangels gesetzlichen \nErfordernisses einer atomrechtlichen Errichtungsgenehmigung - \nallein maßgebliche Aufbewahrungsgenehmigung sei auch bezüglich \nradioaktiver Abfälle § 6 des Atomgesetzes. Diese Vorschrift \nsetze keine Planungsentscheidung und mithin keine Abwägung \nvoraus, in die der Schutz der Landwirtschaft oder des Bodens \neinzustellen sei. Eine über die erforderliche Schadensvorsorge \ndurch Einhaltung der maßgeblichen Dosisgrenzwerte \nhinausgehende Risikominimierung durch Auswahl eines anderen \nStandorts und eine Überprüfung der Standortwahl des Betreibers \nsei im Genehmigungsverfahren nach § 6 des Atomgesetzes wegen \ndes geringeren Gefährdungspotentials einer Aufbewahrung von \nKernbrennstoffen nicht gefordert. Maßgebend sei allein, daß \n- wie hier - die erforderliche Schadensvorsorge getroffen sei. \nDie landwirtschaftliche Nutzung des Bodens bleibe sowohl beim \nNormalbetrieb wie auch bei Auslegungsstörfällen \nuneingeschränkt möglich und werde auch nach einem \nFlugzeugabsturz durch vorübergehende Einschränkungen des \nVerzehrs landwirtschaftlicher Produkte nicht dauerhaft \nbeeinträchtigt. Umsatzeinbußen seien zu ersetzen.\n\n51\n\nVerfahrensfehler lägen nicht vor. Für die Genehmigung der \nAufbewahrung sei weder gesetzlich noch nach EG-Recht eine \nUmweltverträglichkeitsprüfung erforderlich. Das Zwischenlager \nsei kein Endlager. \n\n52\n\nDie Kläger könnten sich nicht auf ein angebliches Fehlen \ndes Bedürfnisses für die Aufbewahrung berufen; diese \nVoraussetzung diene nicht dem Zweck, die Rechtsgüter einzelner \nvor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung zu \nschützen. Im übrigen bestehe das Bedürfnis im Hinblick auf den \nEntsorgungsbericht der Bundesregierung vom 13. Januar 1988 \nfort. Das Strategiepapier der Vereinigung Deutscher \nElektrizitätswerke dokumentiere, daß bis 2024 zunehmend \nBrennelemente anfielen; die Entsorgungsplanung sei nur \nlängerfristig möglich und habe auch künftige Bedarfszeiträume \nzu berücksichtigen. \n\n53\n\nDie erforderliche Schadensvorsorge sei getroffen; die \nUnterkritikalität, die Abfuhr der Nachzerfallswärme, der \nsichere Einschluß der radioaktiven Stoffe und die Abschirmung \nder ionisierenden Strahlung seien hinreichend und dauerhaft \nsichergestellt, ein Schadenseintritt sei praktisch \nausgeschlossen. Die Sicherheitsgrundsätze für kerntechnische \nAnlagen seien auf die genehmigte Aufbewahrung nicht \nübertragbar, weil passive Sicherheitsmaßnahmen der getroffenen \nArt ausreichten; sie seien im übrigen nicht verletzt, weil \nauch bei Störfällen und selbst bei unterstelltem vollständigem \nDefekt der Brennelemente der Behälterkörper und mindestens \neine Deckelbarriere die erforderliche Dichtheit \ngewährleisteten. Ein sicherheitstechnisch überlegenes \nBehälterkonzept gebe es nicht. Der 1980 entwickelte Behälter \nmit doppeltem Containment sei nach noch nicht abgeschlossener \nPrüfung mit der Behälterbauart CASTOR lediglich vergleichbar. \nEine Verwendung gesonderter Behälter für Transport und \nLagerung sei nicht geboten, da der CASTOR-Behälter die \nLangzeitsicherheit auch unter Trockenlagerbedingungen \ngarantiere. Eine kontinuierliche Überwachung der Brennelemente \nsei nicht erforderlich, da ein systematisches Versagen der \nBrennstabhüllrohre während der Lagerzeit von 40 Jahren nicht \nzu erwarten sei und selbst bei unterstelltem vollständigen \nHüllrohrversagen und vollständiger Freisetzung flüchtiger \nSpaltprodukte eine ausreichende Dicht- und Abschirmwirkung \n- auch bei Störfällen - gewährleistet sei.\n\n54\n\nDie Kritik an der Prüfung und Begutachtung der \nBehältersicherheit treffe nicht zu. Die BAM habe auf der \nGrundlage zahlreicher Versuche - auch solcher aus der \nBaumusterprüfung - sowie sorgfältiger \nÜbertragbarkeitsbetrachtungen und Berechnungen \nSicherheitsaussagen zu den einzelnen Behälterbauarten \ngetroffen. Dies entspreche den Empfehlungen der IAEA und dem \nStand von Wissenschaft und Technik, wonach Prüfungen an \nSerienmustern und Prototypen sowie an Modellen eines \ngeeigneten Maßstabs, Bezugnahmen auf frühere annähernd \nähnliche Nachweise sowie Berechnungen und begründete \nBetrachtung nebeneinander zugelassen seien. Es entspreche \nnicht der Ingenieurpraxis, nur eines der Verfahren als \nzulässig zu betrachten. Die BAM habe jeweils geprüft, ob im \nEinzelfall die tatbestandsmäßigen Voraussetzungen der IAEA-\nEmpfehlungen vorgelegen hätten. Auf nähere Darlegungen zu den \nangewandten Ähnlichkeitsgesetzen und \nÜbertragbarkeitsüberlegungen habe, wolle man nicht die \nAnforderungen überspannen, verzichtet werden können, da bei \neiner technisch-wissenschaftlichen Bundesoberbehörde die \nÜberprüfung der korrekten Modellierung und die zutreffende \nBewertung von Abweichungen vorausgesetzt werden könne. Die \nVerwertung von Erkenntnissen aus in der gefahrgutrechtlichen \nBaumusterprüfung durchgeführten Belastungsversuchen sei nicht \nzu beanstanden. Soweit diese für die Zwischenlagerung zu \nbetrachtende Störfälle abdeckten, habe es keiner weiteren \nVersuche bedurft. Im Rahmen der Baumusterprüfung seien \nBelastungsversuche mit Originalbehältern und Prototypen \ndurchgeführt worden; bei Verwendung von Modellen seien die \nAbmessungsunterschiede ingenieurmäßig korrekt beurteilt \nworden. Es seien auch Fallversuche mit einem \nOriginalserienmuster der Bauart CASTOR Ic, das in einem \nHalbkreis - der Zone stärkster Beanspruchung - angeordnete \nLängsbohrungen aufgewiesen habe, sowie ein Beschußversuch an \neinem CASTOR Ia-Fußstück mit Längsbohrungen durchgeführt \nworden. Das Einbringen von Längsbohrungen in die Behälterwand \nnach vollständiger Ultraschallprüfung stelle keine relevante \nVorschädigung des Behälters dar und induziere keine neuen \nFertigungsfehler, so daß wiederholte Ultraschallprüfungen \nnicht notwendig gewesen seien. Die Prüfmuster hätten \nsämtliche, auch schwerste Beanspruchungen sicher überstanden. \nEin Zusammentreffen einer Beanspruchung mit einem unentdeckten \nFehler habe daher nicht unterstellt werden müssen. Das \nVorstehende gelte auch im Hinblick auf thermische Belastungen, \ndie die Wärmeleitung in der massiven Behälterwand nur gering \nund den Behälterwerkstoff nicht nachteilig beeinflußten. Die \nBehauptung der Werkstoffabweichung sei unzutreffend, alle \nPrüfmuster hätten aus der Werkstoffsorte GGG 40 bestanden. Die \nseinerzeitigen Prüfmuster hätten trotz ihrer schlechteren \nWerkstoffqualität alle vorgeschriebenen Belastungsprüfungen \nüberstanden; für die Zwischenlagerung würden mit den von der \nBAM festgelegten Werkstoffeigenschaften nur Serienbehälter mit \nbesserer Werkstoffqualität verwendet, was durch Einzelabnahmen \nder Serienbehälter und vorzulegende Bescheinigungen \nsichergestellt werde. Die verschiedenen Behälterbauarten seien \ntrotz vorhandener dem jeweiligen Verwendungszweck \nentsprechender Unterschiede im Verhältnis zueinander keine \nNeukonstruktionen, sondern in Aufbau und Konstruktion \nlediglich Variationen.\n\n55\n\nDas Qualitätssicherungskonzept für die Behälter sei nicht \nauf Verfahrensprüfungen beschränkt. Die Wertstoffqualität \neines jeden nach von der BAM in Werkstoffdatenblättern \nfestgelegten Kennwerten gefertigten Serienbehälters und seiner \nBauteile werde einer sachverständigen Fertigungsprüfung mit \neiner Vielzahl von zerstörenden und zerstörungsfreien \nPrüfungen und Werkstoffuntersuchungen einschließlich einer \nkompletten Ultraschallprüfung des Behälterkörpers vor \nEinbringen der Längsbohrungen unterzogen. Nach der \nFertigstellung des Behältersystems erfolge eine abschließende, \neine Dichtheitsprüfung des Deckelsystems einschließende \nPrüfung vor Inbetriebnahme, über die eine Bescheinigung vor \nBeladung vorzulegen sei. Hinzu träten Prüfungen nach der \nBeladung und nach der Einlagerung im BZA. Zerstörungsfreie \nWiederholungsprüfungen seien wegen der besonderen \nSicherheitsreserven des Behälterkörpers auch gegenüber \nschwersten Störfallbeanspruchungen dort, wo keine \nnennenswerten Betriebsbeanspruchungen aufträten, \nsicherheitstechnisch nicht erforderlich; wo höhere \nBeanspruchungen einträten, zum Beispiel an den Tragzapfen und \nder Deckelverschraubung, würden sie vorgenommen.\n\n56\n\nEin Freisetzungspfad unter der Nickelschicht sei \nauszuschließen. Haftungsmängel, Poren oder Risse im \nNickelüberzug könnten fertigungstechnisch nicht auftreten. Bei \nder spanabhebenden Bearbeitung nach der Vernickelung erfolge \nindirekt eine Belastung und zusätzliche Prüfung der \nHaftfestigkeit. Im Deckelbereich werde die Nickelschicht auf \nFlächen, Kanten und Radien abgeschieden, was zu \nmorphologischen Unterschieden im Nickelüberzug führe, die die \nEntstehung eines Freisetzungspfades zusätzlich erschwerten. \nDie hohen auf die Dichtringe und die Nickelschicht wirkenden \nAnpresskräfte der Deckelverschraubungen erzeugten eine \nzusätzliche Barriere; von einer schadhaften Stelle aus müßten \nradioaktive Stoffe kontinuierlich die Nickelschicht unter \nbeiden Deckeldichtungen hinweg auf eine Strecke von 28 cm \nunterkriechen. Die Nickelschicht sei in das für die \nLangzeitsicherheit bedeutsame Qualitätssicherungsprogramm \neinbezogen und auf Langzeitsicherheit auch bei \nStörfallbeanspruchung positiv beurteilt worden. \n\n57\n\nEin systematisches Versagen der Metalldichtungen durch \nKorrosion sei auszuschließen. In allen relevanten Bereichen \nwürden nach Vakuumtrocknung dokumentationspflichtige \nRestfeuchtemessungen durchgeführt. Die in der Prüfvorschrift \nspezifizierten einzuhaltenden und nachzuweisenden \nRestfeuchtegehalte seien derart gering, daß eine korrosive \nSchädigung der Dichtung und - bei schadhaften Stellen - der \nNickelbeschichtung auszuschließen sei. Der in der \nNebenbestimmung 7 geforderte Nachweis der Eignung der \nFeuchtemeßsysteme garantiere die Einhaltung der Vorgaben und \nermögliche den Einsatz von jeweils dem Stand der Technik \nentsprechenden Meßsystemen. Die Nebenbestimmung 7 treffe \n- auch vor dem Hintergrund der nicht sicherheitsrelevanten \nMängel beim Aufsetzen des Primärdeckels, bei der \nBehältertrocknung und Feuchtemessung bei der Beladung eines \nBehälters im Kernkraftwerk Philippsburg im Sommer 1994 - eine \nausreichende und vollständige Regelung im Hinblick auf die \nEinhaltung der in den Genehmigungsunterlagen und den \nTechnischen Annahmebedingungen festgelegten \nSicherheitsanforderungen bereits bei der Beladung. Durch die \nEingangskontrolle sei sichergestellt, daß nur Behälter mit der \nspezifizierten, nachgewiesenen Dichtheitsleckrate zur \nZwischenlagerung gelangten, was paßgenau angefertigte und \naufeinander abgestimmte Behälterbauteile voraussetze. Die \nEinhaltung sei durch Bescheinigungen unabhängiger \nSachverständiger nachzuweisen. Ein Weg hierfür sei für den \nRegelfall die Beachtung der Handhabungs- und Prüfvorschriften \nfür die Behälterbeladung; bei ausnahmsweisen Abweichungen, für \ndie ein Regelungsdefizit nicht bestehe, könne auch nach dem \nBeladevorgang der Nachweis für die Freigabeentscheidung der \nAufsichtsbehörde durch zusätzliche Begutachtungen von \nSachverständigen geführt werden. Auch eine Korrosion der \nMetalldichtungen durch Spaltprodukte sei auszuschließen. Die \nzunächst auf Vorschlag der BAM zur Gewährleistung einer \nhinreichend niedrigen, nicht zu einem Verlust der Dichtwirkung \nführenden Spaltproduktmenge geforderte Blockspalthöhe zwischen \nBehälterkörper und Primärdeckel von maximal 10 µm und ihr \nNachweis seien nach dem Gutachten der BAM vom 3. September \n1992 verzichtbar, da nach Langzeituntersuchungen erwiesen sei, \ndaß eine unzulässige Reduzierung der Dichtwirkung der \nMetalldichtungen und eine Verschlechterung der \nWerkstoffeigenschaften auszuschließen seien. Hinsichtlich der \nAufbewahrung von THTR-Brennelementen sei eine \nAktivitätsfreisetzung durch mobilen Graphitstaub \nauszuschließen. Beschädigte Brennelementkugeln würden bei der \nBefüllung der Kannen mittels einer Sortier- und \nPrüfeinrichtung aussortiert; geringfügige Abplatzungen oder \nRisse beeinträchtigten die Barrierefunktion der Brennstoff-\nPartikel mit Keramikumhüllung nicht. Die Randbedingung eines \nmaximalen Partikeldefektanteils werde sicher unterschritten. \nIm übrigen würden mögliche Kontaminationen der \nBetriebselemente durch die Kanne zurückgehalten. Selbst bei \nKontamination des Behälterinnenraums sei die Dichtheit des \nDeckelsystems gesichert. \n\n58\n\nDie Nachzerfallswärme werde durch natürliche Konvektion \nsicher abgeführt. Eine Zwangsbelüftung mit Abluftfiltern und \n-kontrolle sei nicht erforderlich, zumal die aus der \nspezifizierten Leckrate errechnete hypothetische \nAktivitätsabgabe meßtechnisch nicht zu erfassen sei.\n\n59\n\nDas Lagerbehälterüberwachungssystem gewährleiste die \nsichere Überwachung; aufgetretene Fehlalarme hätten die \nÄnderung des Kabeldurchführungsflansches veranlaßt, die als \ngeeignet und funktionssicher begutachtet worden sei. Die \nursprünglichen Mängel führten nicht zur Rechtswidrigkeit der \nGenehmigung, da Probleme nachträglich behoben werden könnten \nund hier behoben worden seien.\n\n60\n\nDas Reparaturkonzept für den Fall eines konservativ zu \nunterstellenden Einzelversagens einer Dichtbarriere \ngewährleiste die erforderliche Sicherheit für die weitere \nZwischenlagerung. Mängel der Fügedeckelschweißnaht seien erst \nbei späteren Probeschweißungen zur Qualifizierung des \nSchweißfachpersonals 1991 aufgetreten und hätten zur - bereits \nbeim 1. Nachtrag berücksichtigten - Änderung der \nFügedeckelkonstruktion, der Schweißnahtgeometrie und des \nSchweißverfahrens geführt. Die nachträglich aufgetretenen \nMängel berührten die ursprüngliche Genehmigungsfähigkeit \nnicht; sie seien nachträglich behebbar und behoben. Die \nHerstellung einer dichten Fügedeckelschweißverbindung sei zwar \nschwierig, aber durchführbar und erfolge unter radiologisch \nunproblematischen Arbeitsbedingungen. Wegen des Vorhandenseins \neiner funktionsfähigen Dichtbarriere sei ein Rücktransport \neines Behälters mit Fügedeckel transportrechtlich zulässig, \nohne daß besondere Belastungsprüfungen erforderlich seien. Ein \ngleichzeitig oder nacheinander auftretender Funktionsverlust \ndes Primär- und des Sekundärdeckels sei praktisch \nauszuschließen. Für die Störfallbetrachtung sei das \nFügedeckel-Konzept nicht relevant. Zum Schutz gegen schwere \nmechanische Einwirkungen werde der Fügedeckel nicht benötigt, \nweil die mit dem Behälterkörper fest verschraubten Primär- und \nSekundärdeckel als mechanische Barrieren erhalten blieben; der \nSekundärdeckel behalte zudem die ihm zukommende Dichtfunktion. \nEin Flugzeugabsturz auf einen Behälter mit Fügedeckel sei \npraktisch ausgeschlossen.\n\n61\n\nSchädliche radiologische Auswirkungen seien bei \nNormalbetrieb des BZA nicht zu besorgen. Die maximale \nAktivitätsabgabe aus den als \"technisch dicht\" begutachteten \nBehältern sei bloß hypothetisch zu betrachten und unter \npessimistischen Annahmen verschwindend gering, die errechneten \nWerte für die Strahlenexposition mehr als millionenmal kleiner \nals die maßgeblichen Dosisgrenzwerte. Eine spezifische \nunzulässige Strahlenbelastung des Klägers zu 1. aufgrund nur \nkurzzeitiger landwirtschaftlicher Betätigungen in der Nähe des \nZwischenlagers sei auszuschließen; die Strahlenexposition \nnehme von den ungünstigsten Stellen an der Umzäunung mit \nzunehmender Entfernung ab. Die geltend gemachten \npersonenbezogenen Besonderheiten seien im übrigen keine den \nAnlagenstandort dauerhaft prägenden allgemeinen \nUmgebungsparameter und wegen des vorgegebenen Bezugs auf eine \nReferenzperson nicht zu berücksichtigen. Die Dosisgrenzwerte \nder Strahlenschutzverordnung seien normativ verbindlich und \nnicht durch neuere Erkenntnisse in Frage gestellt. \nUrsachenzusammenhänge für eine gesundheitsschädliche Wirkung \nvon Strahlendosen unterhalb der Grenzwerte im Bereich der \nnatürlichen Strahlung seien angesichts der Schwankungsbreite \ndes spontanen Krebsrisikos weder experimentell noch \nepidemiologisch nachgewiesen. Bei Dosen selbst im Bereich von \neinigen Millisievert liege die Erhöhung der Krebshäufigkeit \nweit unter der spontanen Leukämie- und Krebshäufigkeit. Auch \nunter Berücksichtigung der entsprechenden Empfehlungen der \nInternationalen Strahlenschutzkommission aus dem Jahre 1990 \nzur höher zu bewertenden biologischen Wirksamkeit von \nNeutronenstrahlung und der empfohlenen \nStrahlenwichtungsfaktoren sei für die Zwischenlagerung eine \nunzulässige Strahlenbelastung auszuschließen. Die effektive \nDosis durch Direktstrahlung werde höchstens 1/5 des \nDosisgrenzwertes betragen; die theoretisch ermittelte \nStrahlenexposition durch Ableitung mit der Luft ändere sich \ninfolge der Neubewertung nur unwesentlich.\n\n62\n\nAuch bei Störfällen sei die erforderliche Schadensvorsorge \ngewährleistet. Ein Flugzeugabsturz sei wegen der geringen \nEintrittswahrscheinlichkeit dem Restrisiko zuzuordnen, lasse \naber im übrigen keine unzulässien Schadensfolgen besorgen, wie \ndie Auswertung repräsentativer Beschußversuche ergeben habe. \nDanach bleibe bei Undichtigkeit des Sekundärdeckels die \nIntegrität des Primärdeckels erhalten. Die diesbezüglichen \nLastannahmen entsprächen den Leitlinien der \nReaktorsicherheitskommission für Druckwasserreaktoren; eine \nExplosion mitgeführter Munition an Bord einer Militärmaschine \nsei danach nicht zu berücksichtigen. Ein Treibstoffbrand nach \neinem Flugzeugabsturz sei betrachtet worden; die Lastannahme \n(mittlere Flammentemperatur von 600°C für eine Stunde), die \nmit derjenigen aus dem gefahrgutrechtlichen Feuertest (800°C, \n30 Minuten) vergleichbar sei, sei zutreffend aus übertragbaren \nUntersuchungen in der Fachliteratur übernommen. Die thermische \nBelastung führe zu keinem zusätzlichen Dichtheitsverlust, da \ndie Konfiguration des Primärdeckels durch die mechanische \nBeanspruchung nicht verändert werde. Für die Abschätzung der \nAktivitätsfreisetzung sei die Berücksichtigung nur eines mit \nder maximalen Stoßenergie zentral getroffenen Behälters mit \nder vorgesehenen Mindestabklingzeit bereits konservativ. Die \nunter der Annahme einer Temperaturerhöhung durch \nTrümmerbedeckung konservativ errechnete maximale \nAktivitätsfreisetzung führe bei realistischem Verzehrverhalten \nzu einer Strahlenexposition unterhalb der \nStörfallplanungswerte. Die vom Sachbeistand der Kläger \nvertretene Annahme einer Freisetzung von 1 v.H. des Caesium-\nInventars sei willkürlich und völlig unrealistisch. Die vom \nTÜV begutachtete Caesium-Freisetzung liege etwa zehntausendmal \nniedriger. Maßnahmen der Gefahrenbeseitigung seien Sache der \nzuständigen Behörden und des von der Beigeladenen beauftragten \nKerntechnischen Dienstes, die zureichend ausgerüstet seien, \nund könnten ohne größere Schwierigkeiten ergriffen werden.\n\n63\n\nDie erforderlichen - geheimhaltungsbedürftigen - \nVorkehrungen zur Anlagensicherung seien getroffen. Der Einsatz \neiner panzerbrechenden Waffe werde durch mehrere überwachte \nBarrieren praktisch ausgeschlossen. Wegen der Vorkehrungen zur \nAnlagensicherung sei ein Beschuß von der nahegelegenen \nLandstraße aus nicht anzunehmen. Ein Beschuß mit einer \npanzerbrechenden Waffe führe lediglich zu einem relativ \nkleinen Einschußloch in der Behälterwand. Nach den \nUntersuchungen der GRS sei eine aus der Aktivitätsfreisetzung \nresultierende unzulässige Strahlenexposition nicht zu \nerwarten.\n\n64\n\nDie Beigeladene nimmt im wesentlichen auf den Sachvortrag \nder Beklagten Bezug und trägt ergänzend vor: Der genehmigte \nUmfang der Aufbewahrung sei auch bei Mischnutzung durch die \nfestgelegte Obergrenze \"maximal 1.500 t Uran\" hinreichend \nbestimmt. Für das Vorliegen des - nicht drittschützenden - \nErfordernisses des Bedürfnisses sei auf die Nachfrage nach \nEinlagerungsmöglichkeiten abzustellen. Da andere \nLagermöglichkeiten an anderen Standorten nicht zur Verfügung \nstünden, aber ständig ausgediente Brennelemente anfielen, sei \ndas Bedürfnis gegeben. Alle technischen Einwendungen gegen die \nSicherheit der Zwischenlagerung seien durch die \nSachverständigengutachten widerlegt; daß diese mangelhaft \nseien, sei nicht substantiiert dargetan.\n\n65\n\nWegen der weiteren Einzelheiten des Sach- und Streitstandes \nwird auf den Inhalt der gerichtlichen Verfahrensakte (6 Bände) \nund der hierzu geführten Beiakten (Hefte 1-113) Bezug \ngenommen.\n\n66\n\nEntscheidungsgründe:\n\n67\n\nDie Klage ist zulässig. Die Klagebefugnis der Kläger gemäß \n§ 42 Abs. 2 Verwaltungsgerichtsordnung (VwGO), die einzige \nSachurteilsvoraussetzung, auf die einzugehen Anlaß besteht, \nist zu bejahen.\n\n68\n\nDie Kläger tragen unter teilweise eingehender \nAuseinandersetzung mit den Antragsunterlagen der Beigeladenen \nund den von der Beklagten herangezogenen sachverständigen \nBegutachtungen und Stellungnahmen unter verschiedenen Aspekten \n- wie Prüfung der Behältersicherheit im Rahmen der \nBauartprüfung, Längsbohrungen, Nickelschicht, \nRestfeuchtegehalt in Behältern, Regelung der Beladung und \nHandhabung der Behälter, Kugelbruch bei THTR-Brennelementen, \nReparaturkonzept, Folgen von Ereignissen außerhalb des \nNormalbetriebs - Umstände vor, mit denen sie die \nSicherheitsbetrachtung und Risikoabschätzung der Beklagten zur \nIntegrität des Behältergrundkörpers unter Langzeitbedingungen \nund Störfallbeanspruchungen, zur Langzeitdichtheit des \nBehälterverschlusses, zur Freisetzung radioaktiver Stoffe, zur \nStrahlenexposition und zur Einhaltung der Dosisgrenzwerte \nhinreichend substantiiert in Zweifel ziehen und die es bei \nBerücksichtigung der Nähe des Lebensmittelpunktes der Kläger \nzum Aufbewahrungsort nicht als von vornherein ausgeschlossen \nerscheinen lassen, daß die Vorsorge gegenüber möglichen \nnuklearspezifischen Gefahren, die sie verlangen können, nicht \ngetroffen ist. Sie tragen damit im Sinne der Rechtsprechung \ndes Bundesverwaltungsgerichts,\n\n69\n\nvgl. BVerwG, Urteil vom 22. Dezember \n1980 - 7 C 84.78 -, BVerwGE 61, 256, \nbestätigt durch BVerfG, Beschluß vom \n5. Oktober 1982 - 2 BvR 316/81 -, NVwZ \n1983, 28; ferner BVerwG, Urteil vom \n11. Januar 1985 - 7 C 74.82 -, \nBVerwGE 70, 365 sowie Beschluß vom \n5. August 1993 - 7 B 112.93 -, DVBl. \n1993, 1152,\n\n70\n\nnoch hinreichend substantiiert vor, daß beim Normalbetrieb \noder bei Störfällen eine Überschreitung der für den Schutz \nDritter einschlägigen, insbesondere normativ festgelegten \nWerte möglich ist bzw. daß die Behörde zu diesen Fragen keine \nausreichenden Ermittlungen angestellt hat. Eine weitergehende \nSubstantiierung etwa im Sinne einer Berechnung der \nAuswirkungen in bezug auf die maßgeblichen Dosisgrenzwerte ist \nvon den Klägern nicht zu fordern. Es gehört zum \nVerantwortungsbereich der Beklagten, die Risikoermittlung und \n-bewertung zur Einhaltung der erforderlichen Schadensvorsorge \nvorzunehmen. Den Klägern über ihre Darlegungen hinaus eine \neigene eingehende Risikobetrachtung abzuverlangen, erfordert \ndie Funktion der Klagebefugnis nicht.\n\n71\n\nVgl. HessVGH, Beschluß vom 28. Juni \n1989 - 8 Q 2809/88 -, NVwZ 1989, \n1183.\n\n72\n\nDie Klage ist unbegründet. Die angefochtene \nAufbewahrungsgenehmigung ist nicht aus Gründen rechtswidrig, \ndie eine Verletzung von Rechten der Kläger beinhalten, § 113 \nAbs. 1 Satz 1 VwGO. \n\n73\n\n1.\n\n74\n\nGegenstand des Aufhebungsbegehrens sind die \nAufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987, der erste \nNachtrag vom 17. März 1992 sowie die nachfolgend erteilten \nÄnderungsgenehmigungen. Dies folgt bereits aus Gründen, die \ndie Regelungsgehalte der Einzelverwaltungsakte betreffen und \nden Senat veranlaßt haben, die Einzelklagen gegen den ersten \nNachtrag und die nachfolgenden Änderungsgenehmigungen zum \nvorliegenden Verfahren zu verbinden bzw. zu vereinnahmen. Die \nursprüngliche Aufbewahrungsgenehmigung und die nachfolgenden \nGenehmigungen stehen in wechselseitigen Abhängigkeiten \nzueinander. Der 1. Nachtrag fügt der Aufbewahrungsgenehmigung \nnicht lediglich in Erweiterung des Genehmigungsumfangs um die \nAufbewahrung von Brennelementen aus dem THTR einen selbständig \nausnutzbaren und vollziehbaren Regelungsgehalt an, sondern \nbaut auf der Aufbewahrungsgenehmigung im Umfang der \nunverändert gelassenen Regelungen und Nebenbestimmungen auf \nund setzt diese voraus. Ohne den Bezug auf die \nAusgangsgenehmigung wäre der 1. Nachtrag unvollständig und \nunverständlich. Ein von der ursprünglichen Genehmigung \nlosgelöster Regelungsgehalt des 1. Nachtrags ist auch nach der \nEinleitung des Entscheidungsausspruchs, die \nAufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987 werde \"geändert \nund ergänzt\", für alle Beteiligten erkennbar nicht gewollt. \nAndererseits ist der Inhalt der Aufbewahrungsgenehmigung vom \n10. April 1987 maßgeblich durch den 1. Nachtrag bestimmt; \ndieser wirkt unmittelbar gestaltend auf die \nAusgangsgenehmigung ein, indem für die Aufbewahrung von LWR- \nund THTR-Brennelementen geänderte Umstände und tatsächliche \nVerhältnisse der Lagerung - Verschlußklappen vor den \nZuluftöffnungen der nicht belegten Bereiche der Lagerhalle, \nSchließung der Decken und Seitenöffnung des Wartungsbereichs, \nAustausch des Ausgangsmonitors, Einführung eines automatischen \nDosimetriesystems, Einsatz spezifizierter Druckschalter, \nÄnderung von Werkstoffdatenblättern für Metalldichtringe - und \nÄnderungen bezüglich verantwortlicher Personen genehmigt, \nNebenbestimmungen geändert sind und das Entfallen anderer \nNebenbestimmungen bestimmt ist. Beide Verwaltungsakte sind \ndamit inhaltlich in der Weise verschränkt, daß sie gemeinsam \ndie Funktion haben, eine einheitliche rechtliche Grundlage für \ndas von der Beigeladenen nunmehr nur in Gestalt der \nErgänzungen und Änderungen verfolgte Vorhaben zu schaffen. \nEntsprechendes gilt für die nachfolgenden \nÄnderungsgenehmigungen. Der durch sämtliche Änderungen \nbestimmte Genehmigungsinhalt legt fest, welchen Umfang die \ngenehmigte Aufbewahrung (nunmehr) besitzt und in welcher Art \nund Weise sie zu erfolgen hat. Aus dem Umstand, daß in Gestalt \nder im Klageantrag bezeichneten Einzelbescheide rechtlich eine \neinheitliche Genehmigung vorliegt, folgt für die Klage nur ein \nAnfechtungsgegenstand. Durch die umfassende gerichtliche \nÜberprüfung auf eine Rechtsverletzung ist Dritten effektiver \nRechtsschutz gegen das Vorhaben in der Gestalt, in der es \nnunmehr verwirklicht werden soll, bei Vermeidung mehrerer \nKlageverfahren und sich überschneidender Mehrfachprüfungen zu \nbieten, was im übrigen aus Gründen der Rechtssicherheit auch \nder Beigeladenen zugute kommt.\n\n75\n\n2.\n\n76\n\nIn formeller Hinsicht ist die Aufbewahrungsgenehmigung \nnicht zu Lasten der Kläger rechtswidrig. Der Umfang und die \nUmstände der genehmigten Aufbewahrung sind hinreichend \nbestimmt. Hinsichtlich der Aufbewahrung von THTR-\nBrennelementen ist die Zahl der Behälter und der Brennelemente \ninsgesamt sowie der Inhalt je Behälter genau festgelegt. Da \nsich aus diesen Vorgaben in Verbindung mit der Uranmasse der \nBrennelemente die in Behältern der Bauart CASTOR THTR/AVR \neingelagerte Masse des Urans errechnen läßt, ist bei \nMischnutzung der Umfang der genehmigten Aufbewahrung von LWR-\nBrennelementen, deren Uranmasse nach den vor der \nBehälterbeladung vorzulegenden Brennelement-Daten bekannt ist, \nals Differenz zwischen der festgelegten Obergrenze von \ninsgesamt 1.500 t Uran und der in Behältern für THTR-\nBetriebselemente enthaltenen Uranmasse eindeutig bestimmbar; \ndie monatlichen Bestände an Kernbrennstoffen sind zu \ndokumentieren (Nebenbestimmung Ziffer 20). Die Anzahl der LWR-\nBrennelemente je Behälter und die maßgeblichen Brennelement-\nEigenschaften (mittlerer Abbrand, Abklingzeit, \nRestwärmeleistung) sind in konkreten Zahlenwerten festgelegt. \nEine über den Genehmigungsumfang hinausgehende - durch die \nRisikobewertung nicht abgedeckte - Aufbewahrung kann daher \nnicht aus Gründen der Bestimmung des Genehmigungsumfangs in \nder Aufbewahrungsgenehmigung eintreten. Im übrigen ergeben \nsich Art und Weise der Aufbewahrung hinreichend genau aus den \nGenehmigungsunterlagen und den Nebenbestimmungen. Insbesondere \ndie Geltungsdauer der Genehmigung ist durch Datumsangabe \neindeutig befristet. Auch der nutzungsbezogene Aussagegehalt \nder Baugenehmigung, die mit dem \"Hinweis\" auf das Erfordernis \neiner Genehmigung nach § 6 des Atomgesetzes für die \nAufbewahrung von Brennelementen versehenen ist, läßt Dritte \nnicht im Unklaren darüber, was die Aufbewahrungsgenehmigung \nregelt; letztere baut auf den in der Baugenehmigung bestimmten \nbauseitigen Anforderungen an die Sicherheit vor \nnuklearspezifischen Gefahren auf und räumt den Vorbehalt der \natomrechtlichen Prüfung der beabsichtigten Nutzung der \nLagerhalle, unter dem die Baugenehmigung steht, aus. Ob sich \naus der atomrechtlichen Prüfung zusätzliche Anforderungen an \ndie Ausgestaltung des Gebäudes ergeben und festzulegen gewesen \nwären, ist Gegenstand der materiellen atomrechtlichen Prüfung. \nDurch diese Einbeziehung der bauseitigen Vorgaben in die \natomrechtliche Prüfung und dementsprechend die gerichtliche \nÜberprüfung ist sichergestellt, daß jene nicht hinter dem Maß \nder erforderlichen Schadensvorsorge zurückbleiben und insoweit \nLücken in der Kontrolle vermieden werden. \n\n77\n\nVgl. zum Verhältnis von \nBaugenehmigung und \nAufbewahrungsgenehmigung BVerwG, Urteil \nvom 11. Mai 1989 - 4 C 1.88 -, BVerwGE \n82, 61, 68 ff.\n\n78\n\n3.\n\n79\n\nRechtsgrundlage für die nichtstaatliche Aufbewahrung von \nBrennelementen ist § 6 Atomgesetz (AtG) in der Neufassung vom \n15. Juli 1985, BGBl. I, 1565, und für die Aufbewahrung von \nTHTR-Brennelementen in der Fassung des Gesetzes über die \nErrichtung eines Bundesamtes für Strahlenschutz vom 9. Oktober \n1989, BGBl. I, 1830; nachfolgende, vor Erlaß der \nÄnderungsgenehmigungen in Kraft getretene Änderungen des \nGesetzes, zuletzt durch das Gesetz zur Sicherung des Einsatzes \nvon Steinkohle in der Verstromung und zur Änderung des \nAtomgesetzes und des Stromeinspeisungsgesetzes vom 19. Juli \n1994, BGBl. I, 1618, haben diese Vorschrift nicht berührt. \nNach § 6 Abs. 1 AtG bedarf, wer Kernbrennstoffe außerhalb der \nstaatlichen Verwahrung aufbewahrt, der Genehmigung. \n\n80\n\n3.1 Die streitige Aufbewahrung hat Kernbrennstoffe zum \nGegenstand. Dies sind besonders spaltbare Stoffe in Form von \nu.a. mit den Isotopen 235 oder 233 angereichertem Uran (§ 2 \nAbs. 1 Satz 1 Nr. 1 Buchst. c) AtG). Die LWR-Brennelemente \nenthalten Uran mit einer mittleren Anreicherung des Isotops \n235 von 3,4 v.H. bzw. 2,8 v.H., die THTR-Brennelemente und die \nBrennelemente des AMR Uran mit einer Anreicherung des Isotops \n235 von 93 v.H. Kernbrennstoff ist nicht nur in einem \nKernkraftwerk verwertbarer nuklearer Brennstoff; auch die in \nabgebrannten Brennelementen enthaltenen besonders spaltbaren \nStoffe sind Kernbrennstoffe im Sinne des Gesetzes, wie \nzusätzlich durch § 6 Abs. 3 AtG in der Fassung vom 9. Oktober \n1989 klargestellt wird. Dies gilt unabhängig davon, ob es sich \num schadlos durch Wiederaufarbeitung verwertbare radioaktive \nReststoffe handelt, wie dies hinsichtlich der LWR-\nBrennelemente jedenfalls bezogen auf den Zeitpunkt der \nEntscheidung über die Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April \n1987 nach den Dispositionen der Beigeladenen der Fall war, \noder um geordnet zu beseitigende radioaktive Abfälle (vgl. 9 a \nAbs. 1 Nr. 2 AtG) wie die THTR-Brennelemente. Der Begriff der \nKernbrennstoffe ist nach ihren physikalischen Eigenschaften \nund nicht nach ihrem Verwendungszweck oder danach bestimmt, ob \nsie bereits bestrahlt sind oder nicht, oder, falls sie schon \nbestrahlt sind, ob sie als radioaktive Reststoffe verwertet \noder als radioaktive Abfälle gesondert beseitigt werden \nsollen.\n\n81\n\nVgl. BVerwG, Beschluß vom 5. August \n1993 - 7 B 112.93 -, a.a.O.\n\n82\n\n3.2 Daß für die Verwertung durch Wiederaufarbeitung \nbestimmte LWR-Brennelemente auf der Grundlage des § 6 AtG \naufbewahrt werden dürfen, hat der Senat durch \n\n83\n\nUrteil vom 22. Oktober 1987 \n- 21 A 330/87 -, DVBl. 1988, 155, \n\n84\n\nentschieden; daran ist festzuhalten. Für die Aufbewahrung nach \n§ 6 AtG genügt nach dem eindeutigen Wortlaut eine auf die \nTätigkeit des Aufbewahrens beschränkte Genehmigung, so daß \nparallel dazu für die Errichtung der Lagerhalle und deren \nNutzung eine Baugenehmigung erforderlich ist. Eine die \nErrichtung der baulichen Anlage und den Betrieb der Lagerung \numfassende einheitliche atomrechtliche Genehmigung ist etwa \nzur Erfüllung der grundrechtlichen Schutzpflicht aus Art. 2 \nAbs. 1 Satz 1 GG verfassungsrechtlich nicht geboten.\n\n85\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 11. Mai 1989 \n- 4 C 1.88 -, BVerwGE 82, 61, \n64 ff.\n\n86\n\nDaß § 6 AtG in der Fassung vor der Änderung durch das \nGesetz vom 9. Oktober 1989 und damit zur Zeit der Erteilung \nder Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987 - anders als \nzur Zeit der Nachtragsgenehmigung vom 17. März 1992 in § 6 \nAbs. 3 AtG - keine Beteiligung der Öffentlichkeit im \nGenehmigungsverfahren vorsah, steht der Anwendbarkeit der \nVorschrift als Rechtsgrundlage für eine \nAufbewahrungsgenehmigung nicht aus Gründen der \nverfassungsrechtlichen Anforderungen an die \nVerfahrensgestaltung zur Gewährleistung vorverlagerten \nGrundrechtsschutzes entgegen. Denn die Vorschrift schloß eine \nBeteiligung der Öffentlichkeit nicht aus und war jedenfalls \neiner verfassungskonformen Auslegung zur Verfahrensgestaltung \nzugänglich in dem Sinne, daß die Genehmigungsbehörde der \nErteilung der Aufbewahrungsgenehmigung ein \nÖffentlichkeitsbeteiligung vorausgehen lassen konnte, wie dies \nim vorliegenden Fall, wenn auch auf der Grundlage des § 24 des \nVerwaltungsverfahrensgesetzes (VwVfG), tatsächlich geschehen \nist.\n\n87\n\nDie Aufgabe des Vorhabens der Wiederaufarbeitung von \nabgebrannten LWR-Brennelementen ist für die Rechtsgrundlage \nbedeutungslos. Nachdem durch Artikel 4 Nr. 2 des Gesetzes vom \n19. Juli 1994 § 9 a Abs. 1 AtG dahin geändert worden ist, daß \nder gesetzliche Vorrang der Reststoffverwertung aufgegeben \nist, bietet die streitige Aufbewahrungsgenehmigung auch die \nGrundlage für die Aufbewahrung solcher LWR-Brennelemente, die \nnach der insoweit maßgeblichen Entscheidung der \nKernkraftwerks-Betreiber als radioaktive Abfälle (letztlich) \ndurch direkte Endlagerung geordnet beseitigt werden sollen. \n\n88\n\n3.3 § 6 AtG ist die einschlägige Ermächtigungsgrundlage für \ndie Genehmigung der Aufbewahrung abgebrannter Brennelemente, \ndie - wie auch die dem THTR und dessen AMR entnommenen \nBrennelemente - radioaktive Abfälle sind. Hierzu hat der Senat \nin seinem\n\n89\n\nBeschluß vom 26. April 1993 \n- 21 B 1563/92.AK -, NVwZ-RR 1994, 143, \n\n90\n\nin bezug auf die THTR-Brennelemente ausgeführt:\n\n91\n\nDer Charakter der THTR-Brennelemente \nals radioaktive Abfälle hat nicht zur \nFolge, daß durch Sonderregelungen, die \nradioaktive Abfälle betreffen, die \nAnwendbarkeit des § 6 AtG \nausgeschlossen ist. Aus § 5 Abs. 6 \ni.V.m. Abs. 2 AtG folgt nicht die \nUnzulässigkeit der Genehmigung der \nprivaten Zwischenlagerung von in \nradioaktiven Abfällen enthaltenen \nKernbrennstoffen auf der Grundlage des \n§ 6 AtG. Folge dieser Regelung ist, daß \nradioaktive Abfälle, die \nKernbrennstoffe enthalten, vom \nGrundsatz der vom Bundesamt für \nStrahlenschutz wahrzunehmenden \n(vgl. § 23 Abs. 1 Nr. 1 AtG) \nstaatlichen Verwahrungspflicht nach § 5 \nAbs. 1 AtG ausgenommen sind und \ndemgemäß auch die mit dem \ngrundsätzlichen Besitzverbot \nkorrespondierenden Erlaubnisvorbehalte \ndes § 5 Abs. 2 AtG, darunter der \nVorbehalt der nach § 6 AtG genehmigten \nAufbewahrung, auf solche Abfälle nicht \nanwendbar sind. Der vom Gesetzgeber \nausdrücklich (vgl. BT-Drs. 7/4794, S. 8 \nund 7/4954, S. 1) verfolgte Zweck des \n§ 5 Abs. 6 AtG geht dahin, radioaktive \nAbfälle nicht dem Regelungskomplex des \n§ 5 AtG und den Handhabungstatbeständen \nder §§ 4, 6, 7 und 9 AtG, soweit auf \ndiese in § 5 verwiesen ist, unterfallen \nzu lassen, sondern sie im Sinne einer \nmateriell-rechtlichen Abgrenzung \nzwischen § 5 AtG und § 9 a AtG dem \ndurch die §§ 9 a ff. AtG begründeten \nrechtlichen Sonderregime für \nradioaktive Abfälle zu unterstellen, \ndas wie auch § 5 Abs. 6 AtG durch das \n4. Änderungsgesetz in das Atomgesetz \neingefügt wurde.\n\n92\n\nIn diesem Sinne ist § 5 Abs. 6 AtG \nbezüglich radioaktiver Abfälle als \nkonkludente Verweisungsnorm auf die \n§§ 9 a ff. AtG zu verstehen, die keine \ndavon losgelöste Ausschlußwirkung für \n§ 6 AtG hat. Daß § 6 AtG nur im Rahmen \nder Verweisung in § 5 Abs. 2 Nr. 1 AtG \nAnwendung findet, ist der Vorschrift \nnicht zu entnehmen. Nach § 9 a Abs. 2 \nSatz 1 AtG sind radioaktive Abfälle \ngrundsätzlich an eine Anlage nach \nAbs. 3 - eine Landessammelstelle für \ndie Zwischenlagerung bzw. eine Anlage \ndes Bundes zur Sicherstellung und zur \nEndlagerung - abzuliefern. Damit ist \nfür radioaktive Abfälle eine Form \nstaatlicher Verwahrung vorgeschrieben. \nAusnahmen von dem Grundsatz der \nAblieferung und der staatlichen \nVerwahrung im Sinne des Absatzes 3 läßt \n§ 9 a Abs. 2 Satz 2 AtG zu. Danach gilt \ndie in Satz 1 begründete \nAblieferungspflicht nicht, soweit \nAbweichendes durch eine aufgrund dieses \nGesetzes erlassene Rechtsverordnung \nbestimmt oder aufgrund dieses Gesetzes \noder einer solchen Rechtsverordnung \nangeordnet oder genehmigt worden ist. \nDie Zulässigkeit einer abweichenden \nBestimmung erstreckt sich auch auf die \n(private) Zwischenlagerung radioaktiver \nAbfälle außerhalb von \nLandessammelstellen. Dies folgt aus der \nebenfalls mit dem 4. Änderungsgesetz \neingefügten Vorschrift des § 12 Abs. 1 \nSatz 1 Nr. 8 AtG, die zur Regelung \neiner anderweitigen Zwischenlagerung \nradioaktiver Abfälle ermächtigt. Nach \nder Begründung zum Gesetzentwurf soll \ndamit \"dem Besitzer radioaktiver \nAbfälle etwas anderes als Ablieferung, \nz.B. eigene Verwahrung auf Zeit, \nauferlegt werden können\" (BT-\nDrs. 7/4794, S. 8). Eine abweichende \nBestimmung im Sinne des § 9 a Abs. 2 \nSatz 2 AtG trifft § 86 \nStrahlenschutzverordnung (StrlSchV), \nwonach die gemäß § 81 StrlSchV \nabzuliefernden radioaktiven Abfälle \n- zu denen nach Abs. 1 Nr. 3 auch die \nhier in Rede stehenden THTR-\nBrennelemente gehören - bis zur \nInbetriebnahme von Anlagen des Bundes \nzur Sicherstellung und zur Endlagerung \nsolcher Abfälle vom \nAblieferungspflichtigen - auch von \nmehreren gemeinsam oder durch Dritte - \nzwischenzulagern sind. Für eine solche \nZwischenlagerung von Brennelementen \naußerhalb der staatlichen Verwahrung \nfehlt eine speziell geschaffene \nZulassungsvorschrift; die auf \nradioaktive Abfälle bezogenen \nTatbestände der §§ 9 b und 9 c AtG \ngreifen nicht ein, so daß - wenn nicht \nunmittelbar, so jedenfalls zur \nVermeidung einer Lücke - auf § 6 AtG \nzurückzugreifen ist, der die gegebene \nKonstellation der Verwahrung von \nKernbrennstoffen außerhalb \ngrundsätzlich vorgesehener staatlicher \nVerwahrung regelt.\n\n93\n\nDie Anwendbarkeit des § 6 AtG auf in \nradioaktiven Abfällen enthaltene \nKernbrennstoffe hat im übrigen der \nGesetzgeber zusätzlich bestätigt. Nach \nder von ihm übernommenen Begründung zu \ndem die Einfügung des Absatz 3 in § 6 \nAtG betreffenden Artikel 2 Nr. 1 des \nEntwurfs eines Gesetzes über die \nErrichtung eines Bundesamtes für \nStrahlenschutz ist ausgeführt, die \nAufbewahrung von Kernbrennstoffen \naußerhalb der staatlichen Verwahrung im \nSinne des § 6 Abs. 1 AtG umfasse \nentsprechend der Begriffsbestimmung des \n§ 2 Abs. 1 Nr. 1 AtG (auch) bestrahlte \nKernbrennstoffe, unabhängig davon, ob \nsie wieder aufbereitet werden sollten \noder radioaktiver Abfall seien, sowie \nsonstige kernbrennstoffhaltige Abfälle \n(BT-Drs. 11/4086, S. 10). \n\n94\n\nAn dieser Auffassung wird festgehalten. \n\n95\n\n3.4 Die Genehmigung nach § 6 AtG ist als gebundene \nKontrollerlaubnis für das vom Vorhabensträger bestimmte, nach \nStandort sowie Art und Weise der Ausführung festgelegte \nVorhaben ausgestaltet. Die behördliche Entscheidung darüber \nist keine die Möglichkeit einer Versagung einschließende \nErmessensentscheidung; der Genehmigungsbehörde ist auch keine \nplanerische Gestaltungsfreiheit eingeräumt, die durch Abwägung \nder für und gegen das Vorhaben der Zwischenlagerung \nstreitenden Belange, etwa der Entsorgungssicherheit im \nHinblick auf ein Bedürfnis einerseits und der Auswirkungen auf \nden Bodenschutz und auf die landwirtschaftliche Produktion und \nBetriebsführung andererseits, und daran anknüpfend durch \nAbwägung von Standortalternativen auszuüben wäre. Eine \nAbwägung und Bewertung von Standortalternativen steht der \nGenehmigungsbehörde bei einer gebundenen Erlaubnis nicht zu. \n§ 6 AtG scheidet als Rechtsgrundlage für die streitige \nAufbewahrungsgenehmigung aber nicht wegen des Fehlens einer \nplanerischen Abwägung zur Konfliktbewältigung aus; diese ist \nverfassungsrechtlich insbesondere aus Gründen des \nGrundrechtsschutzes nicht geboten. Unter Berücksichtigung des \ndem Gesetzgeber bei der Erfüllung grundrechtlicher \nSchutzpflichten zukommenden weiten Einschätzungs-, Wertungs- \nund Gestaltungsbereichs \n\n96\n\n- vgl. BVerfG, Beschlüsse vom \n26. Oktober und 29. November 1995 \n- 1 BvR 1348/95 - und \n- 1 BvR 2203/95 -, NJW 1996, 651 -\n\n97\n\nspricht nichts dafür, daß die getroffene Regelung evident \nunzureichend ist, und daher nichts dagegen, daß Art und Umfang \nder erforderlichen staatlichen Vorsorge und Kontrolle auf die \nstrikt zu beachtenden Genehmigungsvoraussetzungen wie die des \n§ 6 Abs. 2 AtG begrenzt werden durften. Durch das Erfordernis \nder nach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderlichen \nVorsorge gegen Schäden (§ 6 Abs. 2 Nr. 2 AtG) ist auf der \nnormativen Ebene der Schutz von Leben, Gesundheit und von \nSachgütern vor den Gefahren der schädlichen Wirkung \nionisierender Strahlen (§ 1 Nr. 2 AtG) gewährleistet. Da für \ndie zur Aufbewahrung notwendige bauliche Anlage eine \nBaugenehmigung erforderlich ist, die den Standort des \nZwischenlagers festlegt, ist die Abwägung widerstreitender \nBelange und die Konfliktbewältigung, soweit sie sich auf die \nBodennutzung und auch auf Standortalternativen beziehen, auf \nden Bereich des Baurechts, und zwar entweder der Abwägung im \nRahmen der Bauleitplanung oder der Anlagenzulassung unter dem \nAspekt des Gebotes der Rücksichtnahme, verwiesen.\n\n98\n\n3.5 Gegenstand der angefochtenen Genehmigung ist im \nEinklang mit dem Genehmigungstatbestand des § 6 Abs. 1 AtG die \n(zeitweilige) Aufbewahrung von Kernbrennstoffen und nicht \nderen Endlagerung; ein Übergang von der Zwischenlagerung der \nBrennelemente zu ihrer Endlagerung, die gemäß § 9 a Abs. 3, \n§ 9 b AtG nur in einer der Planfeststellung bedürftigen Anlage \ndes Bundes zulässig wäre, ist von der streitigen Genehmigung \nnicht umfaßt. Welcher Genehmigungstatbestand eingreift, \nrichtet sich nach dem zur Genehmigung gestellten Vorhaben und \ndem darauf bezogenen Inhalt der Genehmigung. Entsprechend dem \nAntrag der Beigeladenen ist nicht die Endlagerung genehmigt, \nsondern \"die Zwischenlagerung von bestrahlten Brennelementen \nbis zu ihrer Verwertung durch Wiederaufarbeitung oder bis zu \nihrer Behandlung zur Endlagerung ohne Wiederaufarbeitung\" \n(vgl. Ziffer II.1 der Genehmigung). Die Geltungsdauer der \nGenehmigung ist bis zum 10. April 2027 befristet; die \nBrennelemente dürfen in den einzelnen Behältern für einen \nZeitraum von höchstens 40 Jahren aufbewahrt werden (Ziffer \nIV.1). Spätestens 6 Jahre vor Ablauf dieser Genehmigung ist \ngegenüber der Aufsichtsbehörde ein Nachweis über den weiteren \nVerbleib der Brennelemente nach Ablauf der Genehmigung zu \nführen (Ziffer IV.2). Damit ist klar, daß auf der Grundlage \nder angefochtenen Genehmigung die Brennelemente nicht über den \nEndzeitpunkt der Gültigkeitsdauer der Genehmigung hinaus \nzwischengelagert werden, und ist die Beendigung der \nZwischenlagerung rechtlich zwingend vorgegeben unabhängig \ndavon, wohin und mit welcher Zweckbestimmung die Brennelemente \ndanach verbracht werden sollen oder können. Der genehmigte \nZeitraum von 40 Jahren für LWR-Brennelemente bzw. von etwa \n35 Jahren für THTR-Brennelemente steht dem Charakter einer \nZwischenlagerung nicht entgegen. Normative zeitliche Grenzen \ngibt es insofern nicht. Es geht um die Überbrückung der Zeit \nbis zur schadlosen Verwertung bzw. bis zur Inbetriebnahme von \nAnlagen zur Sicherstellung oder zur Endlagerung; deren \nEinrichtung hat das Atomgesetz dem Bund zur Pflicht gemacht \n(§ 9 a Abs. 3 AtG) und damit vorausgesetzt, daß radioaktive \nAbfälle auf Dauer schadlos entsorgt werden können. Darüber \nhinaus ist weder im Hinblick auf die Tragfähigkeit der \nRechtsgrundlage noch auf drittschützende \nGenehmigungsvoraussetzungen ein Nachweis zu fordern, daß die \nsichere Entsorgung der Brennelemente für die Zeit ab 2027 \nanlagenextern gewährleistet ist.\n\n99\n\nVgl. zu § 7 AtG BVerwG, Beschluß vom \n12. Juli 1993 - 7 B 177.92 -, DVBl. \n1993, 1151.\n\n100\n\nDaß eine schadlose Reststoffverwertung bzw. eine geordnete \nAbfallbeseitigung spätestens bis zum festgelegten Ende der \nGültigkeitsdauer faktisch unmöglich war bzw. ist, die \nGenehmigung also auf faktisch unmöglichen Voraussetzungen \naufbaut, ist nicht zu sehen, insbesondere nicht in bezug auf \ndie noch nicht abgeschlossene Erkundung des Standortes für ein \nEndlager. Von einer endgültigen Nichterfüllung dieser dem Bund \nauferlegten Pflicht zur Errichtung von Anlagen zur Endlagerung \nkann nicht ausgegangen werden; das hieße, einen krassen \nGesetzesverstoß des Bundes zu unterstellen, was schon bei \nBerücksichtigung der Probleme in der Schaffung eines Endlagers \nnicht angeht. Im übrigen rechtfertigt das Bedenken, der \nSchritt von der befristeten Zwischenlagerung zur unbefristeten \nLagerung könne technisch leicht - unter Mißachtung des der \nRisikoabschätzung zugrunde gelegten Zeitraums - getan werden, \nes nicht, die genehmigte Zwischenlagerung den Regelungen für \nein Endlager zu unterwerfen; allein die abstrakte Möglichkeit \neiner künftigen Umgehung eines Planfeststellungserfordernisses \nist noch kein Grund, Vorhaben schon im Vorfeld dem dafür nicht \nnormierten Planfeststellungserfordernis zu unterwerfen.\n\n101\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 9. März 1990, \n- 7 C 23.89 -, BVerwGE 85, 54.\n\n102\n\nIst danach in bezug auf zwischengelagerte radioaktive Abfälle \nvon der Inbetriebnahme eines Endlagers auszugehen, so wird es \nzum Abruf der radioaktiven Abfälle, § 86 Satz 1 2. Halbsatz \nStrlSchV, kommen und bleibt der Charakter der genehmigten \nZwischenlagerung gewahrt. Im übrigen hat die Aufsichtsbehörde \nüber die Einhaltung der Bestimmungen der Genehmigung \neinschließlich der Befristung zu wachen (§ 19 Abs. 1 und 3 \nAtG). Daß sich die materiellen Anforderungen insbesondere \ndiejenigen zum Schutz Dritter an der hier durch die Befristung \nbestimmten Dauer der Aufbewahrung und nicht an einer \nabstrakten Differenzierung Zwischenlagerung/Endlagerung zu \norientieren haben, ist selbstverständlich; eine Gleichstellung \nder Anforderungen an Zwischenlager und Endlager ist generell \nnicht geboten.\n\n103\n\n3.6 Der Umfang der streitigen Genehmigung geht auch sonst \nüber eine Aufbewahrung nicht hinaus. Das Merkmal Aufbewahrung \nschließt selbstverständlich die - auch ausdrücklich \ngenehmigten - notwendigen Handhabungen, ohne die die \nAufbewahrung nicht durchgeführt werden könnte, wie Übernahme \nund Herrichten der Behälter für die Einlagerung, Transport zur \njeweiligen Behälterposition und sonstige bei der Lagerhaltung \nüblichen Betriebsvorgänge ein. Dieser Rahmen wird nicht durch \nWartungsarbeiten im Rahmen des genehmigten Reparaturkonzepts \n- wie Auswechseln der Dichtung des Sekundärdeckels oder des \nDruckmeßgeräts, Schweißen des Fügedeckels bei Undichtheit des \nPrimärdeckels - überschritten; sie dienen lediglich der \nWiederherstellung der Lagerfähigkeit des Behälters, ohne daß \ndie darin eingeschlossenen Brennelemente bearbeitet werden \n(vgl. § 7 Abs. 1, § 9 Abs. 1 AtG). \n\n104\n\n3.7 Die Aufbewahrung von THTR-Brennelementen bedurfte \nschließlich mit Blick auf die Stillegung des THTR nicht \nanstelle einer Genehmigung nach § 6 AtG der Einbeziehung in \ndie Stillegungsgenehmigung (Bescheid Nr. 7/12 a THTR des \nMinisteriums für Wirtschaft, Mittelstand und Technologie des \nLandes Nordrhein-Westfalen vom 22. Oktober 1993), weil die \nAufbewahrung im BZA zum Zwecke der Entsorgung radioaktiven \nAbfalls nicht Teil des Arbeitsprozesses der Stillegung ist. \n\n105\n\nVgl. Senatsbeschluß vom 26. April \n1993 - 21 B 1563/92.AK -.\n\n106\n\n3.8 Rechtsgrundlage der Erstreckung der \nAufbewahrungsgenehmigung auf den erforderlichen Umgang mit \nPrüfstrahlern und mit den bei der Aufbewahrung anfallenden \nsonstigen radioaktiven Stoffen ist ohne weiteres § 3 Abs. 2 \nder Strahlenschutzverordnung (StrlSchV), die bezogen auf die \nGenehmigung vom 10. April 1987 in der Fassung vom 13. Oktober \n1976 BGBl. I, 2905, und bezogen auf den 1. Nachtrag vom \n17. März 1992 und die nachfolgenden Änderungen in der Fassung \nvom 18. Mai 1989, BGBl. I, 943, anzuwenden ist. Der Umgang mit \nradioaktiven Stoffen schließt auch die Lagerung ein (§ 1 \nAbs. 1 Nr. 1 StrlSchV). Hinsichtlich der Erstreckung auf \nsonstige Betriebselemente (Moderator- und Absorberelemente) \ndes THTR, die sich vereinzelt in den Behältern mit bestrahlten \nKugel-Brennelementen befinden können (1. Nachtrag) bzw. die \nsich in den genehmigten Beladevarianten befinden \n(4. Änderung), und auf Erodiergut und sonstige \nBetriebselemente in Abfallkannen (5. Änderung) kommt § 3 \nAbs. 2 StrlSchV als einschlägige Rechtsgrundlage in Betracht, \nwenn diese Stoffe radioaktive Stoffe im Sinne des § 2 Abs. 1 \nNr. 2 AtG und nicht kernbrennstoffhaltige Abfälle nach § 2 \nAbs. 1 StrlSchV in Verbindung mit Anlage I sind, deren \nLagerung, Bearbeitung oder Beseitigung nach § 3 Abs. 1 \nStrlSchV der Genehmigungspflicht unterliegt. Sollte es sich \nhingegen bei den in Rede stehenden Stoffen um \nkernbrennstoffhaltige Abfälle handeln, wäre die streitige \nAufbewahrungsgenehmigung insoweit nicht allein wegen des \nFehlens einer dann erforderlichen ausdrücklichen Genehmigung \nnach § 3 Abs. 1 StrlSchV aufzuheben. Denn die hier geprüften \nGenehmigungsvoraussetzungen des § 6 Abs. 2 AtG bleiben, soweit \nsie drittschützend sind, nicht hinter den bei einer \nGenehmigung nach § 3 Abs. 1 StrlSchV zu prüfenden \ndrittschützenden Genehmigungsvoraussetzungen des § 6 Abs. 1 \nStrlSchV zurück; die Erfüllung der nach dem Stand von \nWissenschaft und Technik erforderlichen Vorsorge gegen Schäden \n(§ 6 Abs. 2 Nr. 2 AtG) gewährleistet auch, daß die nach dem \nStand von Wissenschaft und Technik erforderlichen Maßnahmen \ngetroffen sind, damit die Schutzvorschriften eingehalten \nwerden (vgl. § 6 Abs. 1 Satz 1 Nr. 5 StrlSchV). Die Kläger \nhaben darauf und damit auf eine Entscheidung Anspruch, die sie \nnicht in ihren Rechen verletzt. Die Prüfung anhand der \n\"richtigen\" Genehmigungsnorm allein hingegen könnten sie nicht \nbeanspruchen; auf das Verfahren bezogene Beteiligungsrechte \nder Kläger wären durch eine fehlerhafte Anwendung des \nGenehmigungstatbestandes nicht betroffen.\n\n107\n\n3.9 Für die Ergänzungen und Änderungen der ursprünglichen \nAufbewahrungsgenehmigung sind dieselben Rechtsgrundlagen \neinschlägig; für sie bedurfte es einer ausdrücklichen Regelung \nder Genehmigungsbedürftigkeit und der Genehmigungsbefugnis \nnicht. Allgemein anerkannt ist, daß auch ohne ausdrückliche \nEinräumung einer Änderungsbefugnis durch das Gesetz \nVerwaltungsakte, soweit sich aus dem jeweiligen Fachgesetz \nnichts anderes ergibt, nach ihrem Erlaß und auch im \ngerichtlichen Verfahren geändert, insbesondere inhaltliche \nMängel nachträglich durch Änderung oder Ergänzung korrigiert \nwerden können. § 45 Abs. 2 VwVfG schließt lediglich die \nHeilung bestimmter verfahrensfehlerhafter Verwaltungsakte \ndurch bloßes Nachholen des Verfahrensschritts aus. \n\n108\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 14. Dezember \n1990 - 7 C 5.90 -, BVerwGE 87, 241, \n244 f.\n\n109\n\nDies gilt erst recht für die Genehmigung einer Anlage im \nHinblick auf vom Betreiber beantragte Änderungen. Die \nGenehmigung - auch die nach § 6 AtG - wird erteilt für ein \nVorhaben, wie es nach dem Antrag des Betreibers zur \nGenehmigung gestellt ist; dieser bestimmt damit im Rahmen der \ngesetzlichen Grenzen wie des Anlagenbegriffs den \nGenehmigungsgegenstand,\n\n110\n\nvgl. BVerwG, Urteil vom 4. Juli 1988 \n- 7 C 88.87 -, BVerwGE 80, 21, 24, \n\n111\n\nund zwar auch insoweit, als er die Änderung des Vorhabens \nbeantragt. Die Befugnis, eine Änderung des Vorhabens zu \ngenehmigen, folgt dann aus der allgemeinen \nGenehmigungsbefugnis für das Vorhaben. Insofern ist in dem \nFehlen einer ausdrücklichen Regelung zu Änderungen in § 6 AtG \nkeine Lücke zu sehen. Die Befugnis zur Genehmigung von \nÄnderungen des Vorhabens versteht sich von selbst. Was sich \nvon selbst versteht, muß der Gesetzgeber nicht ausdrücklich \naussprechen, sondern kann es als selbstverständlich \nvoraussetzen.\n\n112\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 25. Juni \n1992 - 7 C 1.92 -, BVerwGE 90, 255, \n260.\n\n113\n\nSoweit etwa in §§ 7 Abs. 1, 9 Abs. 1, 9 b Abs. 1, 9 c \nAbs. 1 AtG die Genehmigung von Änderungen angesprochen ist, \nwird dadurch nicht erst die Änderung ermöglicht, sondern liegt \ndie Bedeutung in der wegen des Anlagenbezugs gebotenen \nHervorhebung des Genehmigungserfordernisses als \nBetreiberpflicht. Die Änderungen sind, auch gerade soweit sie \nnachträglich gesehene partielle Mängel des Vorhabens \naufgreifen, unter Nutzung der durch den ursprünglichen \nVerwaltungsakt gebotenen Anschlußmöglichkeiten Ausdruck \nflexiblen, wachsendes Erfahrungswissen einbeziehenden \nHandelns. \n\n114\n\nVgl. Ladeur, Verwaltungsarchiv Band \n86 (1995), 511 ff.\n\n115\n\nMit dem 1. Nachtrag hat die Beklagte im übrigen eine ganz \nübliche, herkömmlichem Sprachgebrauch entsprechende \nRegelungsform gewählt; seitens der Kläger hiergegen erhobene \nBedenken greifen nicht. Mit einem \"Nachtrag\" wird \nüblicherweise die Genehmigung, zu der etwas nachgetragen wird, \nergänzt oder geändert. Damit kann auch eine Genehmigung im \nRegelungsgegenstand erweitert oder vervollständigt werden, \nwenn dies - wie hier - für Drittbetroffene deutlich im \nNachtragsbescheid zum Ausdruck kommt.\n\n116\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 7. Juni 1991 \n- 7 C 43.90 -, BVerwGE 88, 286, \n294.\n\n117\n\n4.\n\n118\n\nDie Aufbewahrungsgenehmigung mit allen Änderungen und \nErgänzungen ist ohne Verfahrensfehler ergangen, die wegen \nVerletzung entsprechender Rechte der Kläger zur Aufhebung \nführen müßten. \n\n119\n\n4.1 Sofern vor Erteilung der Genehmigung vom 10. April 1987 \naus Gründen vorverlagerten Grundrechtschutzes aufgrund \nverfassungskonformer Auslegung der Rechtsgrundlage eine \nBeteiligung Dritter am Genehmigungsverfahren geboten war, \nwurde diesen Anforderungen genügt. Die Beteiligung Dritter \nerfolgte in Anlehnung an die Vorschriften der Atomrechtlichen \nVerfahrensverordnung (AtVfV) in der Fassung vom 31. März 1982, \nBGBl. I, 411: Das Vorhaben der Beigeladenen wurde \nbekanntgemacht (vgl. §§ 4, 5 AtVfV), Antrag, \nSicherheitsbericht und Kurzbeschreibung lagen in der Zeit vom \n14. Februar bis 15. April 1983 bei der PTB und der Stadt Ahaus \naus (vgl. § 6 AtVfV); darüber hinaus bestand die Möglichkeit \nder Einsichtnahme in die Gutachten des TÜV und der BAM vom \nNovember 1982, worauf in der Bekanntmachung hingewiesen wurde. \nDie von den Klägern erhobenen Einwendungen wurden in der Zeit \nvom 21. bis 29. Juni 1983 ausweislich des Wortprotokolls des \nAnhörungstermins ausführlich und bis in zahlreiche Details \ngehend erörtert; daß erhobene Einwendungen der Kläger nicht \nerörtert worden sind, ist nicht zu sehen und auch von diesen \nnicht substantiiert geltend gemacht. So waren die Kläger über \ndie Bedeutung und Tragweite des Vorhabens im Hinblick auf die \nWahrung ihrer Rechte und Interessen ausreichend ins Bild \ngesetzt und in der Lage, ihre Belange im Genehmigungsverfahren \neffektiv vorzubringen und auf die Genehmigungsentscheidung \nrechtzeitig Einfluß zu nehmen. Damit ist dem Zweck der \nBeteiligung Dritter genügt. Weitere insbesondere im Rahmen der \nErörterung geforderte Gutachten oder Unterlagen waren nicht \nergänzend auszulegen. Es reicht, daß die betreffenden Aspekte \nund die Notwendigkeit weiterer Unterlagen hierzu erörtert \nworden sind. Die Beteiligung dient nämlich nicht dazu, \nsämtliche Aspekte des Vorhabens und der \nGenehmigungsvoraussetzungen oder der Einschätzung und \nBewertung der Genehmigungsbehörde, von Gutachtern und \nbeteiligten Fachbehörden mit Dritten bzw. Einwendern \nauszuleuchten. Ob die Beteiligung Dritter am \nGenehmigungsverfahren insbesondere Bekanntmachungen alle \npotentiell Betroffenen - etwa in den Nachbargemeinden von \nAhaus oder in den benachbarten Niederlanden - erreicht hat, \nist für die Entscheidung im vorliegenden Verfahren \nunerheblich. Denn die Kläger, die im Genehmigungsverfahren \nihre Belange uneingeschränkt vorbringen konnten, haben keinen \nAnspruch darauf, daß alle anderen Betroffenen hierzu in der \nLage sind. \n\n120\n\nVgl. BVerwG, Beschluß vom 28. Mai 1985 \n- 7 B 116.85 -, NVwZ 1985, 745.\n\n121\n\n4.2 Auch der 1. Nachtrag leidet nicht an die Rechte der Kläger \nmöglicherweise treffenden Verfahrensfehlern. Es ist nicht \nfestzustellen, daß am Zustandekommen der Entscheidung \nBedienstete des Bundesamtes mitgewirkt haben, bei denen ein \nGrund vorlag, der die Besorgnis der Befangenheit \nrechtfertigte. Tragfähige Gründe sind weder vorgebracht noch \nsonst, insbesondere nicht aus dem Material des \nErörterungstermins ersichtlich. Dem in diesem Zusammenhang \nangesprochenen und von der Betreiberin des THTR in dem \nVerfahren 21 B 1563/92.AK vorgelegten Auszug aus dem Vertrag \nvom November 1984 über die Zwischenlagerung ist bezüglich der \nin § 2 Abs. 1 des Vertrags vereinbarten Verpflichtung, die \nspezifizierten Brennelemente aus dem THTR nach Maßgabe der \nnoch zu erteilenden atomrechtlichen Aufbewahrungsgenehmigung \n(Anlage II) zwischenzulagern, nicht eine bereits damals \nexistente Ausfertigung oder ein Muster eines \nGenehmigungsbescheides als Anlage II beigefügt worden, sondern \nlediglich ein erkennbar ohne Zutun des Bundesamtes für \nStrahlenschutz (BfS) gefertigtes Beiblatt, auf dem eine \natomrechtliche \"Aufbewahrungsgenehmigung vom ...\" angesprochen \nist, die vereinbarungsgemäß Bestandteil des Vertrages werde, \nsobald sie erteilt werde. Daraus auf das Vorhandensein eines \nGenehmigungsbescheides bereits im November 1984 zu schließen, \nist auch in Würdigung der dem ersten Nachtrag zugrunde \nliegenden Unterlagen abwegig.\n\n122\n\nDas in § 6 Abs. 3 AtG in der Fassung des Gesetzes vom \n9. Oktober 1989 in Verbindung mit §§ 4 ff. AtVfV \nvorgeschriebene Anhörungsverfahren ist durchgeführt worden; \ninsoweit gelten die vorstehenden Ausführungen über \nBekanntmachung, Auslegung der Unterlagen und Erörterung der \nEinwendungen entsprechend. Die gerügten Mängel der Beteiligung \nDritter liegen nicht vor. Daß der ausgelegte \nSicherheitsbericht, der Dritten die Beurteilung einer etwaigen \nRechtsverletzung ermöglichen soll, nicht den Anforderungen des \n§ 3 Abs. 1 Nr. 1 AtVfV genügt, ist nicht ersichtlich. Das \nAnhörungsverfahren hat sich gerade auch auf die genehmigte \nMischnutzung der Lagerhalle zur Aufbewahrung von LWR- und \nTHTR-Brennelementen erstreckt. Auf diese beziehen sich \nausdrücklich der ausgelegte Antrag vom 27. Februar 1984, in \ndem es heißt, es werde \"in Erweiterung\" des Antrags vom \n3. Oktober 1979 \"zusätzlich\" beantragt, \"auch\" die \nAufbewahrung von THTR-Brennelementen zu genehmigen, ferner die \nErgänzung zum Sicherheitsbericht, in dem einleitend ausgeführt \nist, im Zwischenlager sollten ausgediente Brennelemente aus \nLWR \"und/oder\" aus dem THTR aufbewahrt werden, und schließlich \ndas ausgelegte Gutachten des TÜV vom September 1988. Bereits \nvor Abschluß des Erörterungstermins zum Nachtrag vorliegende, \nu.a. die Prüfung der Erfüllung von Nebenbestimmungen \nbetreffende Stellungnahmen von Behörden und Gutachtern \nbrauchten gemäß § 6 AtVfV ebensowenig zusätzlich ausgelegt zu \nwerden wie der nach dem Erörterungstermin vorgelegte \nBedürfnisnachweis vom 22. Februar 1991 oder die Daten zur \nAbsturzhäufigkeit militärischer Strahlflugzeuge und deren \ngutachtliche Bewertung. Ihre Einbeziehung in die Erörterung \nnach § 8 AtVfV war nicht geboten, so daß sich diese weder als \nunvollständig noch verfrüht erweist. Der Erörterungstermin \ndient der Erörterung der aufgrund der Einsicht in die \nausgelegten Unterlagen rechtzeitig erhobenen Einwendungen, \nsoweit dies für die Prüfung der Genehmigungsvoraussetzungen \nvon Bedeutung sein kann, § 8 Abs. 2 AtVfV. Er soll so den \npotentiell von dem Vorhaben betroffenen Dritten die \nMöglichkeit geben, über die schriftlichen Einwendungen hinaus \nihre Belange schon im Genehmigungsverfahren vorzubringen und \nsich damit - wenn nötig - schon frühzeitig gegen das Vorhaben \nzur Wehr zu setzen. Er dient aber nicht der Erörterung \nsämtlicher Genehmigungsvoraussetzungen und der Einschätzungen \nund Bewertungen von Behörden und Gutachtern hierzu. Sinn und \nZweck der Erörterung schließen nicht die Ergänzung und \nAktualisierung von Unterlagen und gutachtlichen \nStellungnahmen, die sich - wie hier bezüglich der Häufigkeit \nvon Flugzeugabstürzen - gerade aus der Erörterung der \nEinwendungen ergeben können, nach Beendigung des \nErörterungstermins aus. Für eine Verlagerung des Schwerpunktes \nder für Dritte relevanten Probleme in die Zeit nach der \nErörterung spricht nichts.\n\n123\n\nDie während des Nachtragsverfahrens vorgenommenen \nÄnderungen, auch soweit sie die Aufbewahrung von LWR-\nBrennelementen betreffen, wie u.a. Anbringung von \nVerschlußklappen vor den Zuluftöffnungen, Einsatz spezifischer \nDruckschalter und Werkstoffdatenblätter für Metalldichtungen \nund ferner die Regelungen in bezug auf die Nebenbestimmungen \nder Aufbewahrungsgenehmigung erforderten, sollten sie \nüberhaupt wesentliche Änderungen im Sinne des § 4 Abs. 2 bzw. \nAbs. 3 AtVfV sein, nach Absatz 2 keine zusätzliche Auslegung \nund Erörterung, weil ein Fall des entsprechend \nheranzuziehenden § 4 Abs. 2 Satz 3 Nr. 1 bis 5 AtVfV \nersichtlich nicht gegeben ist. Außerdem sind die Änderungen \nfür die Vollständigkeit des Sicherheitsberichts im Hinblick \nauf Umstände, die nachteilige Auswirkungen für Dritte besorgen \nlassen, bedeutungslos. Die Verschlußklappen haben nach der \ngutachtlichen Stellungnahme des TÜV vom 20. Dezember 1988 \n(Nr. 2.11 der unter Ziffer 3 der Aufbewahrungsgenehmigung in \nder Fassung des 1. Nachtrags aufgeführten Unterlagen - im \nfolgenden: U 2.11 - in Beiakte 80) keinen Einfluß auf die \nNachzerfallswärmeabfuhr, da der freie Strömungsquerschnitt in \nden belegten Lagerbereichen für die Naturkonvektion zur \nVerfügung steht. Bezüglich des Einsatzes mit geändertem \nRevisionsstand gefertigter Druckschalter ergibt sich nach der \ngutachtlichen Stellungnahme der BAM vom 15. Mai 1991 (U 2.44 \nin Beiakte 81) keine Änderung der getroffenen \nsicherheitstechnischen Aussagen. Die Einführung geänderter \nWerkstoffdatenblätter für Metalldichtungen ist nach der \nStellungnahme der BAM vom 16. August 1991 (U 2.46 in \nBeiakte 81) ohne Einfluß auf die früheren sicherheitstechnisch \nbedeutsamen Aussagen. Ferner hat die Änderung von Bauteilen \nder Behälter für THTR-Brennelemente, insbesondere zum \nFügedeckel-Konzept, nach der gutachtlichen Stellungnahme des \nTÜV vom 24. Januar 1991 (U 2.37 in Beiakte 81) keinen Einfluß \nauf die betrachteten sicherheitstechnischen Aspekte. Die \nfachlichen Stellungnahmen sind für die hier zu betrachtenden \nAuswirkungen im Sinne des § 4 Abs. 2 AtVfV plausibel und \naussagekräftig. Nachteilige Auswirkungen in diesem Sinne haben \nauch nicht die Regelungen in bezug auf die Nebenbestimmungen, \nsoweit sie deren Entfallen wegen Erfüllung der auferlegten \nVerpflichtungen zur Durchführung von Funktions- und \nAbnahmeprüfungen und zum Vorlegen von Unterlagen und \nNachweisen betreffen.\n\n124\n\n4.3 Auch in bezug auf die durch die nachfolgenden \nÄnderungsgenehmigungen bewirkten Änderungen und Ergänzungen, \nsofern sie wesentlich sein sollten, durfte von einer \nzusätzlichen Beteiligung Dritter, § 4 Abs. 3 in Verbindung mit \nAbs. 2 AtVfV, abgesehen werden. Die Umsetzung der 2. Änderung \nist nicht mit zusätzlichen Umständen verbunden, die \nnachteilige Auswirkungen für Dritte besorgen lassen. \nInsbesondere ist weder von einer Erhöhung radioaktiver \nImmissionen auszugehen noch ist eine nicht unwesentliche \nMinderung der Zuverlässigkeit der Sicherheitsfunktionen der \ngeänderten Sicherheitseinrichtung bei der Beherrschung von \nAuslegungsstörfällen zu besorgen (§ 4 Abs. 2 Satz 3 Nrn. 1 und \n3 AtVfV). Die im Zusammenhang mit der Konstruktionsänderung \ndes Kabeldurchführungsflansches stehenden Änderungen haben \nnach der gutachtlichen Stellungnahme der BAM vom 5. April und \n4. Oktober 1993 (U 2.2.2 und U 2.2.5 zur 2. Änderung in \nBeiakte 98) und des TÜV vom 7. Juni 1993 (U 2.2.4 in \nBeiakte 98) keine nachteiligen Auswirkungen auf die \nFunktionsfähigkeit des Lagerbehälter-Überwachungssystems und \nim Hinblick auf Korrosionseinflüsse. Die Änderung des \nEvakuierungsdrucks von 1 mbar auf entsprechend 10 mbar gemäß \nder geänderten Arbeitsanweisung AA 38/2 hat, wie in der \ngutachtlichen Stellungnahme der BAM vom 24. Juni 1992 (U 2.2.1 \nin Beiakte 98) nachvollziehbar erläutert, keinen Einfluß auf \ndie Dichtheit des Behälters. Die im Hinblick auf die als \nerfüllt angesehenen Regelungen zum Betriebshandbuch \n(vgl. S. 51 des 1. Nachtrags) bestimmte Änderung der \nNebenbestimmung Ziffer 18 dahin, daß anzuzeigende Änderungen \ndes Betriebshandbuchs der vorherigen Zustimmung der \nAufsichtsbehörde bedürfen, ist kein Umstand, der nachteilige \nAuswirkungen für Dritte besorgen läßt. Entsprechendes gilt für \nden durch die 3. Änderung genehmigten Einsatz spezifizierter \nDruckschalter, weil nach der gutachtlichen Stellungnahme der \nBAM vom 16. November 1993 (U 2.2.1 in Beiakte 97) die \nsicherheitsrelevanten Aussagen aus dem Gutachten vom September \n1988 auch auf die nach den nunmehr zugrunde gelegten \nUnterlagen gefertigten Druckschalter zutreffen. Die durch die \n4. und 5. Änderung genehmigten Änderungen und Ergänzungen \nbetreffend die Erhöhung der Lagermenge bestrahlter THTR-\nBrennelemente und die Anzahl bzw. Zusammensetzung bestrahlter \nTHTR-Betriebselemente je Behälter bzw. die Aufbewahrung von \nbestrahlten Brennelementen des AMR des THTR und von \nBetriebselementen mit Erodiergut in Abfallkannen sind keine \nsolchen im Sinne des § 4 Abs. 2 Satz 3 Nrn. 1 bis 5 AtVfV und \nlassen über den Gegenstand der vorangegangenen \nAufbewahrungsgenehmigung hinaus nachteilige Auswirkungen für \nDritte nicht besorgen, weil ihre Auswirkungen überwiegend \ndurch die früheren Sicherheitsbetrachtungen abgedeckt sind und \ndie Änderungen des Inhalts von nur einigen im übrigen \nunveränderten Lagerbehältern unter den Aspekten der \nRestfeuchte und des Aktivitätsinventars auf die Dichtheit der \nBehälter ohne veränderten Einfluß sind und zur \nStrahlenexposition keinen relevanten erhöhenden Beitrag \nleisten (vgl. Gutachten der BAM und des TÜV vom Juli 1994, \nU 2.2.2 und 2.2.3 in Beiakte 101, gutachtliche Stellungnahme \ndes TÜV vom 15. September 1994, U 2.2.4 in Beiakte 101, sowie \nGutachten der BAM vom 16. Januar 1995 und des TÜV vom Januar \n1995 U 2.2.8 bzw. U 2.2.7 in Beiakte 105). Hinsichtlich der \ndurch die 6. Änderung für die Behälter der Bauart CASTOR Ia, \nIc und IIa genehmigten Änderung der Kabeldurchführung durch \ndie Schutzplatte gilt das zur 2. Änderung ausgeführte \nentsprechend. Die sonstigen Änderungen unterfallen bei \nentsprechender Anwendung nicht § 4 Abs. 2 Satz 3 Nrn. 1 bis 5 \nAtVfV; insbesondere ist die Änderung des Fügedeckelkonzepts \nbzgl. der Form der Schweißnaht, der zusätzlichen \nEntlastungsnut im Fügedeckelring, der Einhaltung eines \nSchweißspaltes und der mechanischen Entlastung der Schweißnaht \nkeine Änderung an einem Sicherheitssystem, die eine Minderung \nder Zuverlässigkeit der vom Fügedeckel zu erfüllenden \nSicherheitsfunktion besorgen läßt, wie sich aus den hierzu \nvorgelegten gutachtlichen Stellungnahmen der BAM (U 2.3.1, \n2.3.2, 2.3.3, 2.3.8 und 2.3.9 in Beiakte 110) ergibt. Die \nÄnderungen lassen auch keine nachteiligen Auswirkungen für \nDritte besorgen, die im Sicherheitsbericht darzulegen wären. \nAuch die weiteren Änderungen betreffen weder grundlegende \nAuslegungsmerkmale noch die Funktion der Anlage einschließlich \nihrer Betriebs- und Sicherheitssysteme an sich (vgl. § 3 \nAbs. 1 Nr. 1 AtVfV); überdies haben die Änderungen entweder \nkeine sicherheitstechnische Bedeutung oder aber genügen nach \nden vorgelegten gutachtlichen Stellungnahmen des TÜV und der \nBAM den durch die Änderungen bedingten sicherheitstechnischen \nAnforderungen, so daß durch jene keine zusätzlichen \nnachteiligen Auswirkungen für Dritte zu besorgen sind.\n\n125\n\nAus dem Vorstehenden folgt auch ohne weiteres, daß das der \nGenehmigungsbehörde eingeräumte verfahrensrechtliche Ermessen \nin bezug auf sämtliche Änderungen nicht so eingeschränkt war, \ndaß sie nicht von einer Beteiligung Dritter hätte absehen \ndürfen.\n\n126\n\n4.4 Auf den Aspekt, daß die Klage eines Betroffenen wegen \neines geltend gemachten Verfahrensfehlers nur Erfolg haben \nkann, wenn dieser dartut, daß und inwieweit sich der gerügte \nVerfahrensfehler auf seine materiell rechtliche Rechtsposition \nausgewirkt hat\n\n127\n\n- vgl. BVerwG, Beschluß vom 13. Juli \n1989 - 7 CB 80.88 -, NVwZ 1989, 1168; \nUrteil vom 7. Juni 1991 - 7 C 43.90 -, \nBVerwGE 88, 286, 288; Beschluß vom \n12. Juli 1993 - 7 B 114.92 -, DVBl. \n1993, 1149; ferner Roßnagel, JuS 1994, \n927 -,\n\n128\n\nwofür vorliegend nichts spricht, braucht daher nicht \neingegangen zu werden.\n\n129\n\n4.5 Die streitige Aufbewahrungsgenehmigung leidet \nschließlich nicht deshalb an einem Fehler des Verfahrens, weil \nweder vor der Genehmigung noch einer oder mehrerer ihrer \nErgänzungen und Änderungen eine förmliche \nUmweltverträglichkeitsprüfung durchgeführt worden ist. Die \nstreitige Aufbewahrung brauchte weder nach dem Gesetz über die \nUmweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) vom 12. Februar 1990, \nBGBl. I, 205, noch nach der Richtlinie des Rates vom 27. Juni \n1985 über die Umweltverträglichkeitsprüfung bei bestimmten \nöffentlichen und privaten Projekten 85/337/EWG (UVP-\nRichtlinie), ABl. EG Nr. L 175/40 einer förmlichen \nUmweltverträglichkeitsprüfung unterzogen zu werden. Auf \nverschiedene sich sonst in diesem Zusammenhang stellende \nFragen braucht daher nicht eingegangen zu werden. Das Vorhaben \nhat nach dem vorstehend Ausgeführten keine Anlage zur \nSicherstellung und zur Endlagerung radioaktiver Abfälle nach \n§ 9 b AtG im Sinne von Nr. 3 der Anlage zu § 3 UVPG bzw. keine \nAnlage mit dem ausschließlichen Zweck der Endlagerung und \nendgültigen Beseitigung radioaktiver Abfälle im Sinne der \nNr. 3 des Anhangs I zu Art. 4 Abs. 1 UVP-Richtlinie zum \nGegenstand. Die Zwischenlagerung von THTR-Brennelementen ist \nferner nicht Teil der - rechtlich und tatsächlich von der \nEntsorgung getrennt zu betrachtenden - Stillegung des THTR und \nist deshalb nicht nach Nr. 2 der Anlage zu § 3 UVPG einer \nUmweltverträglichkeitsprüfung zu unterziehen.\n\n130\n\nDie hier genehmigte Zwischenlagerung abgebrannter \nBrennelemente ist auch kein Projekt nach Nr. 3 Buchstabe i) \ndes Anhangs II der Richtlinie, so daß sich die Frage nicht \nstellt, ob der Gesetzgeber insofern der Umsetzungspflicht \nnachgekommen ist\n\n131\n\n- vgl. dazu BVerwG, Beschluß vom \n30. August 1995 - 4 B 185.95 -, BayVBl. \n1996, 28 zu Art. 4 Abs. 2 der UVP-\nRichtlinie -.\n\n132\n\nEin solches Projekt setzt nach dem eindeutigen Wortlaut, \nder zudem dadurch unterstrichen wird, daß in Nr. 3 g) Anlagen \nzur Erzeugung \"oder\" Anreicherung von Kernbrennstoffen \naufgeführt sind, kumulativ die Aufnahme \"und\" Bearbeitung \nradioaktiver Abfälle voraus. Im BZA werden aber abgebrannte \nBrennelemente, sofern es sich um radioaktive Abfälle handelt, \nnicht - auch nicht im Rahmen des auf das Deckelsystem der \nBehälter bezogenen Reparaturkonzeptes - bearbeitet, sondern \nlediglich aufbewahrt.\n\n133\n\nEine Vorlage der Sache an den Europäischen Gerichtshof mit \ndem Ziel, wegen der Frage der Erfassung des streitigen \nVorhabens von der UVP-Richtlinie und deren unmittelbarer \nAnwendung eine Vorabentscheidung herbeizuführen, ist nicht \nveranlaßt, weil die streitige Aufbewahrung einer förmlichen \nUmweltverträglichkeitsprüfung im Sinne der Richtlinie \nzweifelsfrei nicht unterfällt, sich also keine Auslegungsfrage \nstellt.\n\n134\n\n5.\n\n135\n\nHinsichtlich des Zeitpunktes, der der Prüfung der \nergangenen Bescheide zugrundezulegen ist, ist zu \ndifferenzieren. Die Prüfung, ob gegen die \nGenehmigungsvoraussetzungen des § 6 Abs. 2 AtG in einer Weise \nverstoßen worden ist, die die Kläger in ihren Rechten \nverletzt, hat grundsätzlich von der Sach- und Rechtslage im \nZeitpunkt der Genehmigungsentscheidung auszugehen. Ein Dritter \nkann daher einen aufgrund eines vorangetriebenen Standes von \nWissenschaft und Technik nachträglich eingetretenen \nsicherheitstechnischen Fortschritt nicht mit der \nAnfechtungsklage gegen die Genehmigung als ihm gegenüber \neinzuhalten einfordern, sondern ist auf das Begehren \nnachträglicher Maßnahmen (§ 17 Abs. 1 Satz 3, Abs. 3, § 19 \nAbs. 3 AtG) verwiesen.\n\n136\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 19. Dezember 1985 \n- 7 C 65.82 -, BVerwGE 72, 300, 311 f. \nsowie Urteil vom 21. August 1996 \n- 11 C 9.95 -, S. 27 f.\n\n137\n\nAllerdings kann ein zwischenzeitlich fortgeschrittener Stand \nvon Wissenschaft und Technik, der ein vordem mögliches Risiko \nnachträglich entfallen läßt, berücksichtigt werden, weil dann \nbei erneuter Genehmigungserteilung insoweit wiederum keine \nVorsorge getroffen zu werden braucht; insoweit sind - etwa \naufgrund nachträglicher Ermittlungen - auch Nachbesserungen \noder Ergänzungen im Hinblick auf eventuelle Defizite der \nRisikobewertung zu berücksichtigen. \n\n138\n\nDiese Grundsätze gelten auch für die Prüfung der Änderungen \nund Ergänzungen der Aufbewahrungsgenehmigung. Soweit der \n1. Nachtrag und die 4. und 5. Änderung den Umfang der \ngenehmigten Aufbewahrung nach Art und Zusammensetzung der \nBetriebselemente in Behältern der Bauart CASTOR THTR/AVR \nergänzen, hat die Prüfung der Einhaltung der drittschützenden \nGenehmigungsvoraussetzungen auf die Sach- und Rechtslage im \nZeitpunkt der jeweiligen Genehmigungsentscheidung abzustellen. \nSoweit durch den 1. Nachtrag und die 3. und 6. Änderung die \nAufbewahrung von Brennelementen in Behältern der Bauart \nCASTOR Ia, Ic und IIa hinsichtlich der anlagen-, einrichtungs-\n, behälter- und handhabungsbezogenen Umstände und durch die \n2. Änderung teilweise die konstruktive Gestaltung und die bei \nder Beladung einzuhaltende Vorgabe des einzustellenden \nEvakuierungsdrucks des Behälters CASTOR THTR/AVR geändert \nworden sind, gilt nichts anderes. Im Umfang der Änderungen \nsoll das Vorhaben nunmehr nur nach dem geänderten Konzept der \nBeigeladenen verwirklicht werden und hat sich deshalb durch \ndie Änderungen und damit durch teilweises Aufgeben von \nElementen des Vorhabens die gestattende Wirkung der \nursprünglichen Genehmigung insoweit erledigt. Ob diesbezüglich \ndie drittschützenden Genehmigungsvoraussetzungen erfüllt \nwaren, ist nicht mehr zu prüfen, wenn mit den Änderungen \n- insbesondere auch durch Ausräumen eventueller früherer \nSicherheitsbedenken - der den Klägern geschuldeten Vorsorge \ngenügt ist; denn unter dieser Voraussetzung konnte der \nBeigeladenen im Zeitpunkt der behördlichen \nGenehmigungsentscheidungen über die Änderungen die Genehmigung \nohne Rechtsverletzung Dritter erteilt werden. Soweit der \nInhalt der Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987 durch \ndie nachträglichen Änderungen unberührt geblieben ist, \nverbleibt es bei der Maßgeblichkeit der Sach- und Rechtslage \nim Zeitpunkt der letzten Behördenentscheidung. Die behördliche \nPrüfung der drittschützenden Genehmigungsvoraussetzungen, \ninsbesondere die der Genehmigungsbehörde aufgegebene \nRisikoermittlung und -bewertung, ist durch die Änderungen und \nErgänzungen nicht in der Weise in Frage gestellt, daß die \nbehördliche Prüfung auf die Gesamtheit der \nbehälterspezifischen Anforderungen an die \n(Langzeit -)Sicherheit, der bauseitigen Vorgaben für die \nLagerhalle und der Erfordernisse des Lagerbehälter-\nÜberwachungssystems erneut hätte erstreckt werden müssen. Die \nÄnderungen betreffen nur Einzelaspekte des Konzepts der \nBehälter und der Lagerung, die einer auf die ursprüngliche \nRisikoabschätzung aufbauenden, die geänderten Anlagen- und \nBehälterteile und Handhabungsschritte gesondert in den Blick \nnehmenden Sicherheitsüberprüfung unterzogen werden \nkonnten.\n\n139\n\n6.\n\n140\n\nDie streitige Aufbewahrungsgenehmigung genügt der ersten \nGenehmigungsvoraussetzung des § 6 Abs. 2 AtG, dem Bedürfnis \nfür die Aufbewahrung von LWR-Brennelementen und THTR-\nBetriebselementen außerhalb der staatlichen Verwahrung; \nunabhängig davon würde dessen Fehlen eine Rechtsverletzung der \nKläger nicht begründen.\n\n141\n\n6.1 Für Brenn- und sonstige Betriebselemente aus dem THTR \nund dessen AMR folgt das Bedürfnis objektiv aus dem gesetzlich \nvorgeprägten Umgang mit radioaktiven Abfällen, nämlich aus der \nPflicht zur Zwischenlagerung bis zur Inbetriebnahme von \nAnlagen des Bundes (§ 86 StrlSchV). Diese radioaktiven Abfälle \nsind angefallen. Dies ist das Ergebnis der endgültigen \nStillegung des THTR, die zur Gewährleistung der erforderlichen \nSchadensvorsorge die Entladung der Brennelemente und der damit \nausgeschleusten sonstigen Betriebselemente aus dem Reaktorkern \nvoraussetzte. Die Entladung der Brennelemente und der Abbau \ndes AMR sind Gegenstand des (Stillegungs-)Bescheides \nNr. 7/12 a THTR vom 22. Oktober 1993 und waren als für die \nStillegung des THTR vorhersehbar bereits bei Genehmigung des \nersten Nachtrags bestimmend. Die Entladung erfordert die \nSchaffung einer kraftwerksexternen Zwischenlagermöglichkeit, \nweil eine solche noch nicht zur Verfügung steht, weil das auch \nder Aufnahme von Betriebsstoffabfällen dienende \nkraftwerksinterne Lager nicht ausreicht und seine Belegung mit \nBrennelement-Behältern weitere Schritte des sicheren \nEinschlusses des THTR behindern kann und weil die \nTransportbereitstellungshalle auf dem Gelände des THTR für die \nLagerung kernbrennstoffhaltiger Betriebsmittelabfälle und \nBetriebsstoffabfälle (Absorber- und Moderatorelemente) \nbestimmt war und wegen der Stillegung des THTR nicht in \nBetrieb genommen werden soll. Die sonach gegebene \nNotwendigkeit der Zwischenlagerung ist auch im aktualisierten \nBedürfnisnachweis der Beigeladenen vom 22. Februar 1991 (U 50 \nin Beiakte 76) nachvollziehbar begründet. Der Menge nach \nergibt sich das Bedürfnis aus dem tatsächlichen Anfall an \nBrennelementen, Kugelbruch und sonstigen Betriebselementen, \nwie er in dem vorgenannten Bedürfnisnachweis und in dem zur \n4. Änderung (U 2.1.1.2 in Beiakte 101) belegt ist. Für die \nBrennelemente aus dem abzubauenden AMR ist die Notwendigkeit \nder Zwischenlagerung damit überzeugend dargetan, daß eine als \nAlternative betrachtete Wiederaufarbeitungsanlage stillgelegt \nworden ist und eine Wiederaufarbeitung in einer Laboranlage \ndieser Wiederaufarbeitungsanlage wegen der erforderlichen \nVerwendung von in langwierigen Verfahren erst noch \nzuzulassenden, naß entladbaren Transportbehältern zu einer \nerheblichen, nicht vertretbaren Verzögerung der für die \nStillegung erforderlichen Kernbrennstofffreiheit des THTR \nführen würde (vgl. U 2.1.1.6 in Beiakte 104).\n\n142\n\n6.2 Auch für die Aufbewahrung von LWR-Brennelementen \nbesteht ein Bedürfnis. Ausgangspunkt ist jedenfalls für den \nZeitpunkt der Erteilung der ursprünglichen \nAufbewahrungsgenehmigung die Rechtspflicht der Betreiber der \nKernkraftwerke zur schadlosen Verwertung abgebrannter \nBrennelemente durch Wiederaufarbeitung, die, ohne daß § 9 a \nAbs. 1 AtG Regelungen zum Verbleib trifft, die Aufbewahrung im \nKernkraftwerk oder außerhalb bis zur Zuführung zu einer im \nInland zu schaffenden oder im Ausland verfügbaren \nWiederaufarbeitungsanlage voraussetzt. Sofern (nunmehr) auch \ndie Beseitigung als radioaktive Abfälle in Betracht zu ziehen \nist, ist wegen des Fehlens von Anlagen des Bundes zur \nSicherstellung und zur Endlagerung von der Notwendigkeit einer \nin § 9 a Abs. 2 Satz 2 AtG in Verbindung mit § 86 StrlSchV \nzugelassenen privaten Zwischenlagerung auszugehen. Diese ist \neine den Betreibern von Kernkraftwerken auferlegte Pflicht, \ndie die Schaffung und Vorhaltung dafür geeigneter \nEinrichtungen voraussetzt, deren Anzahl und Größe im Hinblick \nauf die zeitliche Dimension für die Verfügbarkeit von \nEntsorgungsanlagen des Bundes und auf den Anfall von \nBrennelementen nicht durch rechnerisch exakt ermittelte \nGrößen, sondern nur auf der Grundlage einer Prognose der \nkünftigen Entwicklung des Anfalls von abgebrannten \nBrennelementen und der Entwicklung im Bereich der Verwertung \nund der Endlagerung beurteilt werden kann; in diese \nBeurteilung sind im Interesse der sicheren Verfügbarkeit von \nKapazitäten Elemente vorsorgender Planung einzubeziehen. Die \nEndlagerung radioaktiver Abfälle ist nicht zuletzt aus Gründen \nder Schutzpflicht und der Schadensvorsorge gegenüber \nnuklearspezifischen Gefahren eine öffentliche Aufgabe auf \ngesamtstaatlicher Ebene, die hinsichtlich der Art und Weise \nder Erfüllung, insbesondere der Zwischenschritte der \nEntsorgung, der Standorte und Kapazitäten und der zeitlichen \nStreckung auch dem Bereich politischen Wollens und Wertens und \nplanerischer Gestaltung zugewiesen ist. Deshalb kommt der \nEntsorgungsplanung auf staatlicher Ebene, wie sie u.a. im \nBericht der Bundesregierung zur Entsorgung der Kernkraftwerke \nund anderer kerntechnischer Einrichtungen vom 13. Januar 1988 \n(Entsorgungsbericht) und der Anlagen hierzu (BT Drs. 11/1632) \nzum Ausdruck gekommen ist, Gewicht zu. Gemessen daran genügte \nder seitens der Beigeladenen vorgelegte, auf den Planungen der \nKernkraftwerks-Betreiber bezüglich des Anfalls von \nBrennelementen aufbauende Bedürfnisnachweis für LWR-\nBrennelemente (U 105 in Beiakte 9), dessen Abschätzungen und \nplanerische Ansätze seitens des Bundesministers des Innern \n1983 und 1986 (U 7 und U 31 in Beiakte 14) und im \nEntsorgungsbericht bestätigt worden sind, bezogen auf den \nZeitpunkt der Erteilung der Aufbewahrungsgenehmigung zur \nBejahung des Bedürfnisses für die streitige Aufbewahrung. Die \nZwischenlagerung abgebrannter LWR-Brennelemente stellt sich \ndanach als ein notwendiger Zwischenschritt auf den geplanten \nEntsorgungswegen und ferner als Grundlage des von den \nKernkraftwerks-Betreibern fortschreitend für die Betriebszeit \nvon sechs Jahren zu erbringenden Entsorgungsnachweises dar. \nAufbauend auf dem mengenmäßigen und zeitlichen Anfall von \nabgebrannten Brennelementen gemäß den nachvollziehbaren \nAnalysen und Abschätzungen der Kernkraftwerks-Betreiber war \n- auch unter Berücksichtigung von zu verwertenden \nReststoffen - eine Restmenge und für die Zeit nach dem \nzunächst angenommenen Prognosezeitraum bis 1992 eine steigende \nMenge an abgebrannten Brennelementen prognostiziert, die für \ndie Zwischenlagerung in Ansatz gebracht wurde. Hierbei blieb \ndie kraftwerksinterne Lagerung mangels bestandskräftiger \nGenehmigungen und zum Zwecke der Vorhaltung als Reserve für \nschwer prognostizierbare Eventualfälle vertretbar \nunberücksichtigt. Selbst bei Berücksichtigung dieser Kapazität \nwar im Interesse der Entsorgungssicherheit für längere \nPlanungszeiträume ein Erfordernis für Zwischenlager-\nKapazitäten auch im BZA nicht zu verneinen. Daß sich der \nmengenmäßig angenommene Bedarf in der Zeit nach Erteilung der \nGenehmigung nicht aktualisiert hat, widerlegt die Bejahung des \nBedürfnisses gerade wegen der nur schwer abschätzbaren \nUnsicherheiten nicht. In diesem Sinne ist der \nBedürfnisnachweis auch darin begründet, daß das Zwischenlager \ndie Funktion einer Kapazitätsreserve für Unwägbarkeiten etwa \nauch im Hinblick auf Transporte zur Wiederaufarbeitung oder \ndie Vertragsabwicklung mit ausländischen \nWiederaufarbeitungsbetrieben hat; diese Funktion stellt sich \nals sinnvollerweise geboten dar. Die der Menge nach \nvorzuhaltende Kapazität hat auch die Notwendigkeit zu \nberücksichtigen, die Anlage so zu dimensionieren, daß sie \nunter Einsatz der erforderlichen personellen und technischen \nMittel sicher und sinnvoll betrieben werden kann. Das \nBedürfnis für die Zwischenlagerung kann auch nicht unter \nHeranziehung der Strategieüberlegungen der Kernkraftwerks-\nBetreiber vom September 1989 (Beiakte 39) in Frage gestellt \nwerden. Abgesehen davon, daß aus diesen sich nichts gegen die \nAspekte vorsorgender Planung herleiten läßt, ist auch ihnen \nfür beide bis zum Jahr 2024 betrachteten \"Szenarien\" \n- Aufrechterhaltung der gegebenen Kernkraftwerkskapazität \ndurch Ersatz stillgelegter Anlagen und Abnahme der Kapazität \ndurch sukzessive Stillegung nach 35-jähriger Betriebszeit - \neine ständig steigende Menge angefallener abgebrannter \nBrennelemente zu entnehmen, von der unter Berücksichtigung der \nvertraglich festgelegten bzw. optionierten Wiederaufarbeitung \nin ausländischen Anlagen jeweils steigende Restmengen \nverbleiben.\n\n143\n\n6.3 Zu der an die bis 2027 festgeschriebenen Geltungsdauer \nder Genehmigung anknüpfenden Frage, ob das Bedürfnis bis dahin \nandauert oder vorher mit Inbetriebnahme von Anlagen des Bundes \nzur Sicherstellung oder Endlagerung radioaktiver Abfälle \nwegfällt, \n\n144\n\nvgl. hierzu Senatsbeschluß vom 26. April \n1993 - 21 B 1563/92.AK -, S. 19 f.,\n\n145\n\nist darauf hinzuweisen, daß sich nach Inbetriebnahme einer \nAnlage des Bundes der Abruf der zwischengelagerten \nradioaktiven Abfälle nach § 86 Satz 1 2. Halbsatz StrlSchV \ngegen die - zeitlich sich darüberhinaus erstreckende - \ngenehmigte Zwischenlagerung durchsetzt. Schon nach dem \nWortsinn beinhaltet der Begriff \"Abrufen\" mehr als ein Angebot \nzur Ablieferung, dessen Annahme in die freie Entscheidung oder \ndas Belieben des Betreibers des Zwischenlagers oder des \nKernkraftwerks, durch dessen Betrieb die radioaktiven Abfälle \nangefallen sind, gestellt ist; gemeint ist vielmehr dessen \nInanspruchnahme zur Befolgung des Gebots, die \nzwischengelagerten radioaktiven Abfälle an die Anlage des \nBundes abzugeben, weil die Ablieferungspflicht nach § 81 \nAbs. 1 StrlSchV aufgelebt ist. Dies ist darin begründet, daß \ndie rechtliche Voraussetzung für die in § 86 Satz 1 StrlSchV \nbis zur Inbetriebnahme von Anlagen des Bundes eingeräumte \nAusnahme von der grundsätzlichen Ablieferungspflicht nach \n§ 9 a Abs. 2 AtG in Verbindung mit § 81 Abs. 1 StrlSchV und \ndamit für die private Aufbewahrung mit der Inbetriebnahme \nentfällt, so daß die private Zwischenlagerung radioaktiver \nAbfälle rechtlich nicht mehr gerechtfertigt ist. § 86 Satz 1 \n2. Halbsatz StrlSchV legt das zeitliche Ende der rechtlich \nzulässigen Zwischenlagerung radioaktiver Abfälle abstrakt \nfest; bei Eintreten der Voraussetzungen durch das Abrufen \nentfällt die Rechtfertigung für die ausnahmsweise zur \nÜberbrückung bis zur Inbetriebnahme von Anlagen des Bundes zur \nSicherstellung oder zur Endlagerung eröffnete private \nAufbewahrung derjenigen radioaktiven Abfälle, die von dem \nAbruf erfaßt werden. Mit dem Abruf ist wegen des Wegfalls des \nBedürfnisses die Zwischenlagerung zu beenden. Die Erfüllung \ndieser Rechtspflicht zur Ablieferung ist erforderlichenfalls \ndurch Maßnahmen der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde nach § 19 \nAbs. 1 AtG sicherzustellen. Dadurch ist dem Schutzanspruch \nDritter - bei angenommenem drittschützenden Charakter des \nErfordernisses des Bedürfnisses - genügt. Der Bestand der \nstreitigen Aufbewahrungsgenehmigung als solcher, soweit sie \nsich auf radioaktive Abfälle bezieht, ist erst dann in Frage \ngestellt, wenn sämtliche radioaktiven Abfälle abgerufen worden \nsind. Dann wird die Genehmigung mit der einsetzenden \nAblieferungspflicht gegenstandslos und erledigt sich (vgl. \n§ 43 Abs. 2 VwVfG), ohne daß sie wegen Wegfalls des \nBedürfnisses aufgehoben werden müßte. Im übrigen könnte, \nsofern das Erfordernis des Bedürfnisses, was hier noch \nunterstellt wird, drittschützenden Charakter hat, ein Obsiegen \nder Kläger wegen einer zeitlichen Erstreckung der Genehmigung \nüber die Dauer des Bedürfnisse hinaus nur zu einer Kappung \nführen. Die Kläger könnten aber wegen eines Wegfalls des \nBedürfnisses nicht bereits jetzt die Aufhebung der Genehmigung \nin bezug auf die betreffenden Brennelemente beanspruchen.\n\n146\n\n6.4 Unabhängig von den vorstehenden Darlegungen zum \nVorliegen des Bedürfnisses könnten die Kläger wegen Fehlens \ndieser Voraussetzung die Aufhebung der Genehmigung nicht \nbeanspruchen, weil das Erfordernis des Bedürfnisses jedenfalls \ngrundsätzlich nicht auch dem Schutz Dritter zu dienen bestimmt \nist. Drittschutz vermitteln grundsätzlich nur \nRechtsvorschriften, die das individuell geschützte private \nInteresse Dritter und die Art seiner zu besorgenden Verletzung \nhinreichend deutlich erkennen lassen. Maßgeblich dafür ist, \ndaß sich aus individualisierenden Merkmalen des \nGenehmigungstatbestandes ein zu schützender Personenkreis \nentnehmen läßt, der sich von der Allgemeinheit \nunterscheidet.\n\n147\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 15. Juli 1987 \n- 4 C 56.83 - DVBl. 1987, 1265 und Urteil \nvom 7. Mai 1996 - 1 C 10.95 -, BayVBl 1996, \n732.\n\n148\n\nDas Erfordernis des Bedürfnisses schließt keine Merkmale \nein, die auf individuelle Interessen eines von der \nAllgemeinheit zu unterscheidenden Personenkreises bezogen \nsind. Zunächst ist festzustellen, daß das Erfordernis des \nBedürfnisses entsprechend den bereits in bezug auf radioaktive \nAbfälle erörterten rechtlichen Zusammenhängen den Grund \nbezeichnet, der vorliegen muß, damit die Ausnahme von dem \nGrundsatz der staatlichen Verwahrung von Kernbrennstoffen (§ 5 \nAbs. 1, § 9 a Abs. 2 Satz 1, Abs. 3 AtG) gerechtfertigt ist; \nes ist daher eindeutig den Belangen der Allgemeinheit \nzuzuordnen. Ein Schutzzweck bezogen auf den durch das nukleare \nGefahrenpotential aufbewahrter Kernbrennstoffe potentiell \nbetroffenen, abgrenzbaren Personenkreis ist insbesondere durch \n§ 6 Abs. 2 Nr. 2 AtG normiert, wonach die nach dem Stand von \nWissenschaft und Technik erforderliche Schadensvorsorge zu \ntreffen ist. Soweit die Genehmigungsbehörde im Rahmen ihrer \nEntscheidung die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik \nerforderliche Vorsorge gegen Schäden als getroffen ansehen \ndarf, hat es auch mit dem Drittschutz sein Bewenden. Mehr als \nder in diesem Sinne erforderlichen Vorsorge, die auf einen \npraktischen Ausschluß eines sich als Grundrechtsverletzung \ndarstellenden Schadens hinausläuft, bedarf es zum Schutz \nDritter - unabhängig vom Bedürfnis für die Aufbewahrung - \nnicht. Ein weitergehender Drittschutz kann nicht mit der \nErwägung begründet werden, das mit dem Umgang mit \nKernbrennstoffen unausweichlich verbundene, als sozialadäquate \nLast zu tragende Restrisiko brauche ein Betroffener nur dann \nzu tragen, wenn eine restrisikobehaftete Aufbewahrung \nunbedingt erforderlich sei, und eine diesbezügliche \nGenehmigung sei mithin grundrechtswidrig, wenn nicht zuvor \nalle anderen Möglichkeiten zur Vermeidung der konkret zur \nGenehmigung gestellten Aufbewahrung ausgeschöpft seien. Dies \nliefe unter dem Aspekt des Bedürfnisses auf ein weiteres, mit \nDrittschutz versehenes Strahlenminimierungsgebot hinaus, \nobwohl bereits das Strahlenminimierungsgebot des § 28 Abs. 1 \nNr. 2 StrlSchV, das auf ein anzustrebendes, jeweils \nerreichbares Minimum der Strahlenbelastung bezogen ist, ohne \ndrittschützenden Charakter ist. \n\n149\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 22. Dezember \n1980 - 7 C 84.78 -, BVerwGE 61, 256, 263, \n267 sowie zum Erfordernis einer \nenergiewirtschaftlichen Notwendigkeit der \nErzeugung von Atomstrom Urteil vom \n19. Dezember 1985 - 7 C 65.82 -, BVerwGE \n72, 300, 318.\n\n150\n\nDer drittschützende Charakter der Genehmigungsvoraussetzung \ndes Bedürfnisses läßt sich schließlich mit einem Recht auf \numfassende Abwägung der für und gegen das Vorhaben sprechenden \nöffentlichen und privaten Belange in dem Sinne, daß ein \nVorhaben, für das kein Bedürfnis besteht, private Belange \nnicht zurückdrängen kann, schon deshalb nicht begründen, weil \nnach dem oben Dargelegten die Entscheidung über eine \nAufbewahrungsgenehmigung keine Planungsentscheidung ist, bei \nder das Abwägungsgebot zu beachten ist.\n\n151\n\nEin drittschützender Charakter des Erfordernisses des \nBedürfnisses mag allenfalls unter dem Aspekt in Erwägung zu \nziehen sein, daß als Folge der privatwirtschaftlichen Nutzung \nder Kerntechnik und der privaten Folgenbewältigung im Bereich \nder Aufbewahrung abgebrannter Brennelemente Betreiber von \nZwischenlagern, die zur wirtschaftlichen Nutzung ihrer mit \nbeträchtlichem Kapitalaufwand vorgehaltenen Kapazitäten in \nscharfen Wettbewerb um die Aufnahme zu lagernder Reststoffe \noder Abfälle treten, bei eindeutigem Fehlen des Bedürfnisses \nund entsprechender Schwäche der Nachfrage nach \nZwischenlagerkapazität technische und organisatorische \nSicherheitsvorkehrungen vernachlässigen könnten, um \nBetriebskosten zu senken. Unter diesem Aspekt könnte dem \nErfordernis des Bedürfnisses auch die Funktion einer neben die \nsonstigen Genehmigungsvoraussetzungen tretenden Vorkehrung \ngegen solche wirtschaftliche und in der Folge \nsicherheitsrelevante Auswirkungen zukommen, die möglicherweise \nder effektiven Kontrolle der staatlichen Aufsicht nicht \nunmittelbar zugänglich sind. Eine solche Konstellation ist \nhier jedoch auszuschließen. Dafür, daß die Betreiber der \nZwischenlager in Ahaus und Gorleben in Konkurrenz um eine \nnachhaltig nachlassende Nachfrage nach Zwischenlagerkapazität \ntreten, fehlt jeglicher Ansatz; ein solcher ist schon \nangesichts der beide Zwischenlager einschließenden \nEntsorgungsplanung, der wirtschaftlichen Trägerschaft der \nBetreiber und ihrer Kooperation in der aufeinander \nabgestimmten Planung der Kapazitäten und der \nAuslegungsmerkmale auszuschließen. \n\n152\n\n7.\n\n153\n\nDie streitige Genehmigung verstößt nicht gegen § 6 Abs. 2 \nNr. 1 AtG, von dessen drittschützendem Charakter der Senat \nausgeht.\n\n154\n\nVgl. BVerwG, Beschluß vom 17. April \n1990 - 7 B 111.89 -, NVwZ 1990, 858, \n859 zu § 7 Abs. 2 Nr. 1 und 2 AtG.\n\n155\n\nEs sind keine Tatsachen ersichtlich, aus denen sich \nBedenken gegen die Zuverlässigkeit der Beigeladenen, der für \ndie Leitung und Beaufsichtigung der Aufbewahrung \nverantwortlichen Personen und deren erforderliche Fachkunde \nergeben. Substantiierte Zuverlässigkeitsbedenken sind von den \nKlägern nicht geltend gemacht. Die für die Leitung und \nBeaufsichtigung der Aufbewahrung verantwortlichen Personen \nsind unter V. der Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987 \nund unter IV.3.1 des 1. Nachtrags bestimmt. Die Organisation \ndes BZA und die Aufgaben- und Verantwortungsbereiche sind im \nBetriebshandbuch festgelegt. Die Genehmigungsbehörde hat nach \nvorgelegten Unterlagen die für die Tätigkeiten erforderliche \nFachkunde der verantwortlichen Personen nach ihrer fachlichen \nAusbildung und praktischen Erfahrung, ihren Fachkenntnissen \nund Fähigkeiten mit positivem Ergebnis geprüft; Ansatzpunkte \nzu Beanstandungen sind nicht zu sehen. Ferner ist in \nNebenbestimmung 19 bestimmt, daß das Betriebspersonal dem \njeweiligen Tätigkeitsbereich entsprechend ausgebildet sein muß \nund daß zur Erhaltung des Ausbildungsstandes regelmäßig \nSchulungen durchzuführen und Teilnahmebescheinigungen der \nAufsichtsbehörde jährlich vorzulegen sind. Der \nAusbildungsstand ist von Sachverständigen positiv beurteilt \nworden.\n\n156\n\n8.\n\n157\n\nDie drittschützende Genehmigungsvoraussetzung, daß die nach \ndem Stand von Wissenschaft und Technik erforderliche Vorsorge \ngegen Schäden durch die Aufbewahrung der Kernbrennstoffe \ngetroffen ist (§ 6 Abs. 2 Nr. 2 AtG), ist erfüllt.\n\n158\n\n8.1 Mit dieser Genehmigungsvoraussetzung ist die \nGenehmigungsbehörde auf die bestmögliche Gefahrenabwehr und \nRisikovorsorge festgelegt, durch die künftige \nSchadensereignisse nach dem Stand von Wissenschaft und Technik \npraktisch ausgeschlossen werden. Dabei sind die Schutzmaßstäbe \nentsprechend den zu § 7 Abs. 2 Nr. 3 AtG entwickelten \nGrundsätzen dem Gefahrenpotential zu entnehmen, das bei der \nAufbewahrung von Kernbrennstoffen in Behältern der hier in \nRede stehenden Art in Rechnung zu stellen ist. Unsicherheiten \nbei der Risikoermittlung und Risikobewertung - also in \nBetracht zu ziehende Schadensmöglichkeiten, die sich nur \ndeshalb nicht ausschließen lassen, weil nach dem derzeitigen \nWissensstand bestimmte Ursachenzusammenhänge weder bejaht noch \nverneint werden können - ist nach Maßgabe des sich aus dem \nStand von Wissenschaft und Technik ergebenden \nBesorgnispotentials durch hinreichend konservative Annahmen \nRechnung zu tragen; hierbei hat die Genehmigungsbehörde alle \nvertretbaren wissenschaftlichen Erkenntnisse - nicht nur die \neiner \"herrschenden Meinung\" - und Schutzmaßnahmen auch anhand \nbloß theoretischer Überlegungen und Berechnungen in Erwägung \nzu ziehen. Dabei braucht sie Regelwerke und in der Fachwelt \nabgesicherte Erkenntnisse von die Bundesregierung beratenden \nGremien nicht ohne jeden Anhalt für abweichende Auffassungen \nin Frage zu stellen; bei Zweifeln ist diesen nachzugehen. \nSicherheitstechnische Standards und grundlegende Aussagen zur \nSicherheit können nur mit fachlichen, auf neuere Erkenntnisse \nund Möglichkeiten in Wissenschaft und Technik bezogenen \nEinwänden in Zweifel gezogen werden.\n\n159\n\nVgl. hierzu BVerwG, Urteil vom 19. Dezember \n1985 - 7 C 65.82 -, BVerwGE 72, 300, \n314 ff.; Beschluß vom 23. November 1988 \n- 7 B 145 und 146.88 -, NVwZ 1989, 670; \nBeschluß vom 13. Juli 1989 - 7 B 188.88 -, \nNVwZ 1989, 1169 und Beschluß vom 12. Juli \n1993 - 7 B 114.92 -, DVBl. 1993, 1149.\n\n160\n\nDie Prüfung, ob die erforderliche Schadensvorsorge \ngetroffen ist, ist Aufgabe der Genehmigungsbehörde, die damit \nauch die Verantwortung für die Risikoermittlung und -bewertung \nträgt. Wegen der hohen Bedeutung des zu gewährleistenden \nGrundrechtsschutzes und der besonders strengen Schutzmaßstäbe, \nderen sichere Einhaltung der Eigenart des Sachbereichs \nentsprechend von der Prüfung und Begutachtung komplexer \nnaturwissenschaftlicher und technischer Zusammenhänge und \nFragestellungen abhängt und auf umfassender, bis in technische \nEinzelheiten gehender, nur mit fachwissenschaftlichem \nSachverstand zu leistender und zu beurteilender \nProblembewältigung aufbaut, ist die Entscheidung über die \nGenehmigungsvoraussetzung der atomrechtlichen Fachbehörde \nüberantwortet, hier zunächst der PTB (vgl. § 23 Abs. 1 Nr. 4 \nAtG in der Fassung vom 15. Juli 1985) bzw. dem BfS (vgl. § 23 \nAbs. 1 Nr. 4 AtG in der Fassung des Gesetzes vom 9. Oktober \n1989) als technischen Oberbehörden des Bundes. Deren fachliche \nund wissenschaftliche Sachkompetenz wird vom Gesetz \nvorausgesetzt, für das BfS durch Art. 1 § 2 Abs. 2 und 3 des \nGesetzes vom 9. Oktober 1989 besonders hervorgehoben und \nzusätzlich durch die auch hier erfolgte Zuziehung von \nSachverständigen durch die Genehmigungsbehörde nach § 20 AtG \nverstärkt. Dieser gesetzlichen Funktionszuordnung, der die \ngeringe Regelungsdichte des Entscheidungsprogramms in der \nGestalt der Genehmigungsvoraussetzung entspricht, ist gemäß \ndem Grundsatz der Gewaltenteilung bei der nachträglichen \nverwaltungsgerichtlichen Kontrolle der Rechtmäßigkeit der \nGenehmigung Rechnung zu tragen. Dieser Kontrolle sind \nunabhängig von der Frage eines Beurteilungsspielraums der \nExekutive Funktionsgrenzen gesetzt; diese sind auch gleichsam \naus der Natur der Sache heraus und durch die Sachkompetenz der \nExekutive einerseits und die Möglichkeiten der \nverwaltungsgerichtlichen Kontrolle andererseits vorgegeben. \nDas Gericht hat im Rahmen seiner Rechtskontrolle zu prüfen, ob \ndie der Sicherheitsbeurteilung der Genehmigungsbehörde \nzugrunde liegenden Annahmen und Bewertungen auf einer \nausreichenden Datenbasis beruhen und den dem Stand von \nWissenschaft und Technik entsprechenden \nSicherheitsanforderungen genügen. Es hat ferner sich über die \nGewährleistung der erforderlichen Vorsorge so zu vergewissern, \ndaß es die Unrichtigkeit der Genehmigungsentscheidung \nausschließen kann.\n\n161\n\nVgl. zur gerichtlichen Kontrolle \nBVerwG, Urteil vom 19. Dezember 1985, \na.a.O.; BVerfG, Beschluß vom \n16. Dezember 1992 - 1 BvR 167/87 -, \nBVerfGE 88, 40, 61 unter Bezugnahme auf \nden Beschluß vom 8. August 1978 \n- 2 BvL 8/77 -, BVerfGE 49, 89, \n124 ff.\n\n162\n\n8.2 Gemessen an diesen Grundsätzen sind die \nRisikoermittlung und Risikobewertung der Beklagten in bezug \nauf die Zwischenlagerung von abgebrannten LWR-Brennelementen \nund von Brennelementen und sonstigem Material aus dem THTR \n- auch in bezug auf die Mischnutzung der Halle - für den \ngenehmigten Zeitraum nicht zu beanstanden. Die Beklagte ist \ndabei zu dem Ergebnis gelangt, daß die Exposition durch \nStrahlung am ungünstigsten Aufpunkt im außerbetrieblichen \nÜberwachungsbereich und erst recht am gewöhnlichen \nAufenthaltsort der Kläger weit unter dem Grenzwert des § 44 \nAbs. 1 StrlSchV liegt, der sichere Einschluß der radioaktiven \nStoffe im bestimmungsgemäßen Betrieb und bei Störfällen \ngewährleistet ist, daß die für den bestimmungsgemäßen Betrieb \naus den rechnerischen Aktivitätsleckraten der Behälter \nermittelte Strahlenexposition um mehrere Größenordnungen die \nGrenzwerte des § 45 StrlSchV unterschreitet und daß bei den \nunterstellten Störfällen, bei denen mindestens eine der beiden \nDichtbarrieren der Behälter erhalten bleibt, die \nradiologischen Auswirkungen im Sinne von § 28 Abs. 3 StrlSchV \nvernachlässigbar gering bleiben. Die Bewertung, daß danach die \nnach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderliche \nVorsorge gegen Schäden getroffen ist, ist mit Erkenntnissen, \nAnnahmen und Abschätzungen, die auf einer ausreichenden \nDatenbasis beruhen und auf technisch-naturwissenschaftlichem \nSachverstand zuverlässig gestützt sind, nachvollziehbar \nbegründet.\n\n163\n\n8.3 Die Beklagte hat sich außer auf eigene Prüfungen \nmaßgeblich auf die Gutachten der BAM und des TÜV vom \nNovember 1982 und September 1986 (Beiakte 15) sowie vom \nSeptember 1988 (Beiakte 80), ferner auf deren zahlreiche \nweitere gutachtliche Stellungnahmen zu Einzelaspekten gestützt \nund sich die Feststellungen und Ergebnisse der Begutachtungen \neinschließlich ihrer Ansätze, Ableitungen und \nBegründungszusammenhänge zu eigen gemacht. Folglich ist die \ngerichtliche Kontrolle der Genehmigungsentscheidung auf diese \nim Verwaltungsverfahren erstellten Sachverständigengutachten \nzu erstrecken.\n\n164\n\nDie Sachverständigengutachten leiden nicht an Mängeln, die \nihrer Verwertung entgegenstehen. Ihre Verwertbarkeit beurteilt \nsich nach allgemeinen beweisrechtlichen Grundsätzen, wie sie \nauch für die Verwertung von in Verwaltungs- oder in \nGerichtsverfahren eingeholten Sachverständigengutachten oder \nfür das Erfordernis der Einholung von Obergutachten \nherausgebildet worden sind. Danach ist eine Verwertung \nunzulässig, wenn das Gutachten unvollständig, widersprüchlich \noder aus anderen Gründen nicht überzeugend ist, wenn das \nGutachten von unzutreffenden tatsächlichen Voraussetzungen \nausgeht, wenn der Sachverständige erkennbar nicht über die \nnotwendige Sachkunde verfügt oder Zweifel an seiner \nUnparteilichkeit bestehen, wenn sich durch neuen \nentscheidungserheblichen Sachvortrag der Beteiligten oder \ndurch eigene Ermittlungen des Gerichts die Bedeutung der vom \nSachverständigen zu klärenden Fragen verändert, wenn ein \nanderer Sachverständiger über neue oder überlegene \nForschungsmittel oder über größere Erfahrungen verfügt oder \nwenn das Beweisergebnis durch substantiierten Vortrag eines \nder Beteiligten oder durch eigene Überlegungen des Gerichts \nernsthaft erschüttert wird.\n\n165\n\nVgl. BVerwG, Beschluß vom 26. Juni 1992 \n- 4 B 1-11.92 -, NVwZ 1993, 572, \n578.\n\n166\n\nSolche Mängel der Begutachtungen sind nicht festzustellen. Die \nim einzelnen zu betrachtenden Gutachten der Sachverständigen, \nderen Sachkunde und Objektivität nicht in Frage gestellt ist, \nsind im Hinblick auf ihre methodischen Grundlagen, Ansätze und \nEinzelfeststellungen, Ableitungen und Schlußfolgerungen \nnachvollziehbar; in ihnen sind insgesamt und umfassend die \nSicherheit der Behälter und die Unbedenklichkeit der \nradiologischen Auswirkungen der Zwischenlagerung lückenlos und \nstringent begründet. Angriffe auf die Feststellungen und \nBewertungen der Sachverständigen im Sinne bloßen \nGegenvorbringens stellen die Verwertbarkeit nicht bereits in \nFrage; vielmehr ist dies erst dann der Fall, wenn sich aus dem \nsubstantiierten Vorbringen eines Verfahrensbeteiligten im \ngerichtlichen Verfahren herleiten läßt, daß die Annahmen und \nBewertungen der Genehmigungsbehörde und die zugrunde liegenden \nAussagen der Sachverständigen im Hinblick auf dem Stand von \nWissenschaft und Technik als widerlegbar erscheinen. \n\n167\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 22. Oktober \n1987 - 7 C 4.85 -, BVerwGE 78, 177, \n182.\n\n168\n\nLetzteres ist nicht der Fall.\n\n169\n\n8.3.1 Die Sachkunde der Sachverständigen, namentlich der \nBAM, deren Begutachtungen zur Behältersicherheit in besonderem \nMaße Gegenstand der klägerseits schriftsätzlich und in den \nmündlichen Verhandlungen vom 11. März sowie vom \n29./30. Oktober 1996 vorgebrachten Kritik gewesen sind, ist zu \nbejahen. Die BAM verfügt, wie in den Gutachten und im \ngerichtlichen Verfahren zur Überzeugung des Gerichts \nerläutert, als das staatliche wissenschaftlich-technische \nInstitut für Materialforschung und -prüfung und als alleinige \nPrüfstelle für Behälter der hier interessierenden Art aufgrund \npersoneller und technisch-organisatorischer Ausstattung, \nzahlreicher Behälterprüfungen, internationalen \nErfahrungsaustauschs, der Teilnahme am wissenschaftlichen \nDiskurs sowie von Forschungs- und Entwicklungsvorhaben zur \nFortentwicklung der Prüf- und Beurteilungsmethoden über \nherausgehobene Fähigkeiten, Kenntnisse und Erfahrungen auf dem \nGebiet der Behältertechnik und -sicherheit in Orientierung am \nStand von Wissenschaft und Technik und gestaltet diesen \nmit.\n\n170\n\nZweifel an der Qualifikation der Sachverständigen sind \nnicht aufgrund von Vorkommnissen begründet, die nach den \ngrundlegenden Begutachtungen aufgetreten sind. Die im Sommer \n1994 bei der Beladung eines Behälters der Bauart CASTOR IIa im \nKernkraftwerk Philippsburg aufgetretenen Probleme wie \nVerkanten des Primärdeckels beim Aufsetzen mit der Folge der \nBeschädigung der Elastomerdichtung und Reib- und Freßspuren an \nPrimärdeckel und Behälterfläche bzw. Führungsbolzen sowie bei \nder Vakuumtrocknung und Feuchtemessung geben insoweit nichts \nher. Sie stellen die den Begutachtungen zugrunde liegende \nAnnahme, daß die Beladung eines Behälters im Abklingbecken \neines Kernkraftwerks den sicherheitstechnischen Anforderungen \ngenügend und den festgelegten Handhabungen und Prüfungen \nentsprechend praktisch möglich ist, und die Gründlichkeit der \ngutachterlichen Tätigkeit im Hinblick auf Probleme bei der \nkünftigen Praxis der Beladung und der Handhabungs- und \nPrüfungsschritte nicht in Frage. Bei der Begutachtung konnte \nnoch nicht auf Betriebserfahrungen zurückgegriffen werden; \ngerade deshalb und weil Schwierigkeiten bzw. erforderliche \nVerbesserungen bei neuartigen komplexen Handhabungsvorgängen \nnicht ausgeschlossen werden können, wurde der Weg gewählt, die \nBeladungen der ersten drei Behälter einer Bauart im Beisein \nvon Sachverständigen durchzuführen. Trotz der aufgetretenen \nSchwierigkeiten ist die Grundannahme, daß bei der Beladung die \nAnforderungen nachprüfbar und zuverlässig eingehalten werden \nkönnen, bestätigt worden (vgl. gutachtliche Stellungnahme des \nTÜV vom 9. September 1994, Anlage zum Schriftsatz der \nBeklagten vom 14. Dezember 1994). Es sind auch keine die \nEinhaltung der vorgeschriebenen Handhabungs- und Prüfschritte \nerschwerende Belastungen und gesundheitliche \nBeeinträchtigungen des Betriebspersonals unter den \nArbeitsbedingungen bei der Beladung aufgetreten (vgl. \nStellungnahmen des TÜV vom 15. April 1996, Anlage 2 zum \nSchriftsatz der Beklagten vom 3. Mai 1996, und der \nKernkraftwerk Philippsburg GmbH vom 27. März 1996, Anlage 6 \nzum Schriftsatz der Beigeladenen vom 23. April 1996); für die \ngegenteiligen Behauptungen des Sachbeistands der Kläger hat \nsich nichts ergeben. Zweifel an der Qualifikation der BAM \nergeben sich auch nicht im Hinblick auf Fehlmeldungen des \nLagerbehälter-Überwachungssystems, die im Winter 1992/93 durch \nNässezutritt durch den geteilten, nicht besonders \nabgedichteten Kabeldurchführungsflansch unter die Schutzplatte \nzu den Druckschaltern einiger Behälter der Bauart \nCASTOR THTR/AVR eingetreten sind. Unbeschadet der \nSicherheitsrelevanz der Vorkommnisse ergibt die Tatsache, daß \nin der erstmaligen Praxis Umstände in bezug auf ein Detail \neintreten, die in den - noch nicht Betriebserfahrungen \neinbeziehenden - Grundannahmen so nicht bedacht worden sind, \nnichts Gewichtiges gegen die Sachkunde und Gründlichkeit der \nSachverständigen bei der Begutachtung; dies gilt insbesondere, \nwenn nicht aktive Sicherheitskomponenten, sondern - wie hier - \nüberbrückbare Funktionseinheiten der passiven Überwachung \neines Systems betroffen sind. Auch aus den nachträglich 1991 \nbei zur Qualifikation des eingesetzten Schweißfachpersonals \ndurchgeführten Probeschweißungen aufgetretenen erheblichen \nRissen in der Fügedeckelschweißnaht lassen sich keine \nAnhaltspunkte für eine auf Oberflächlichkeit in der Analyse \nund Bewertung beruhende Fehleinschätzung in den Gutachten der \nBAM vom November 1982, September 1986 und September 1988 \nherleiten, in denen die grundsätzliche Eignung der seinerzeit \ngeprüften Schweißverfahren bejaht worden ist. Diese Annahme \nberuht auf der Auswertung einer Schweißverfahrungsprüfung von \n1984 (U 129 in Beiakte 11) und des seinerzeitigen Standes der \nSchweißtechnik und bezieht sich auf die grundsätzliche \nValidität des Schweißverfahrens bei sicherer Beherrschung der \nSchweißtechnik und der Beachtung aller relevanten Parameter; \nzur Bewährung in der Praxis war von vornherein die Auflage \nvorgeschlagen worden, daß vor Beginn der Einlagerung \nVerfahrensprüfungen für die Schweißnaht in Abstimmung mit der \nBAM durchzuführen und zum Nachweis der Qualifikation des \nSchweißfachpersonals Probeschweißungen durchzuführen sind. \nAngesichts dessen geben die bei der Arbeitsprobenschweißung \n- zumal bei leicht veränderter Nahtgeometrie gegenüber der \nSchweißverfahrensprüfung von 1984 - und sodann bei einer \nweiteren Schweißung - bei einer gegenüber den Sollmaßen \nveränderten Schweißnahtgeometrie mit größeren Spaltbreiten im \nBereich der Schweißnahtwurzel - aufgetretenen Schweißmängel \n(vgl. Stellungnahme der BAM vom 2. März 1992, U 2.49 in \nBeiakte 81) nichts her für Zweifel an der Sachkunde der \nGutachter in bezug auf ihre gutachtlichen Aussagen.\n\n171\n\nDas Vorbringen des Sachbeistands der Kläger in der \nmündlichen Verhandlung am 29./30. Oktober 1996, nach dem der \nBAM in bezug auf deren Gegenkritik in der Stellungnahme vom \n23. Oktober 1996 (Anlage zum Schriftsatz der Beklagten vom \n25. Oktober 1996) Unseriösität vorzuhalten sei, da bei einem \nim Kernkraftwerk X. beladenen Behälter in der Tat \nReibmarken und Riefen auf den vernickelten Dichtflächen \nfestgestellt worden seien und trotzdem die Dichtheit \nbescheinigt worden sei, hat sich nach der Darlegung von \nProf. Dr. E. von der BAM als untauglich erwiesen. Danach \nsind an dem angesprochenen Behälter bei der Entladung nach \neinem Versuchsprogramm zur Messung der Brennstabtemperatur \ndurch das Entfernen der Meßlanze, nicht aber als Folge \nlängerer Lagerung Riefen auf den Dichtflächen aufgetreten, die \ndann bei einer späteren Beladung desselben Behälters \nfestgestellt und behoben worden sind. \n\n172\n\n8.3.2 Zweifel an der Unparteilichkeit und Objektivität der \nSachverständigen bestehen nicht. Es steht zur Überzeugung des \nSenats fest, daß insbesondere die BAM bei der Prüfung und \nBegutachtung der Behälterintegrität und -dichtheit, namentlich \nder Sicherstellung der Ertragbarkeit von spezifizierten \nBelastungen keinen Weisungen oder sonstigen mit ihrer \nObjektivität unvereinbaren Beeinflussungen unterlegen hat. \nSoweit vom Sachbeistand der Kläger, Prof. Dr. T. , durch \nAndeutungen und von ihm vorgelegte Unterlagen die Annahme \nvermittelt oder der Eindruck hervorgerufen werden sollte, die \nBAM habe im Zusammenhang mit der Prüfung der \nWerkstoffkennwerte der der Baumusterprüfung unterzogenen \nersten Behälter über die PTB einer Weisung des Bundesministers \ndes Inneren unterlegen, ergibt sich dafür nichts Greifbares, \ndem weiter nachzugehen wäre. Die im Rahmen eines \nwissenschaftlichen Meinungsstreits mit der BAM über den \nNachweis der Duktilität des Werkstoffs der seinerzeit \ngefertigten zehn Behälter (vgl. S. 7 der Stellungnahme von \nProf. Dr. T. vom 11. März 1996 nebst Anlagen) von einem \nVertreter des Bundesministers für den Fall, daß es nicht zur \nEinigung und zum Abschluß der Gutachten komme, angeführte \nAlternative des weiteren Vorgehens, nämlich im \nBundesministerium des Inneren zu klären, ob die Weisung \ngegeben werde, die ersten zehn Behälter mangels ausreichender \nDuktilität des Werkstoffs zu verwerfen, anderweitig \neinzusetzen oder einem späteren Zulassungsverfahren zu \nunterziehen, läßt schon im Ansatz nicht auf eine sachfremde \nEinwirkung auf die hier maßgebliche Begutachtung schließen. \nEine Weisung ist nicht konkret in Aussicht gestellt worden. Ob \nüberhaupt eine Weisung als Variante weiteren Vorgehens \nernsthaft in Betracht gezogen wurde, ist völlig \noffengeblieben. Zudem war die in der Besprechung erwogene \nAlternative nicht auf Vorgehensweise und Inhalt der \nBegutachtung, wie sie der streitigen Genehmigung \nzugrundeliegt, daß nämlich die Serienbehälter im Vergleich mit \nden ersten Behältern gesichert höhere Duktilitätswerte haben \nund ausreichend bruchsicher sind, bezogen, sondern auf die \nweitere Verwendung der damals in Rede stehenden Behälter. Vor \ndiesem Hintergrund ist die von Prof. Dr. E. in der \nmündlichen Verhandlung bekräftigte Aussage der BAM, daß zu \nkeiner Zeit ihre unabhängige fachliche Meinung durch eine \nWeisung oder ähnliches beeinflußt worden sei (vgl. \nStellungnahme vom 16. April 1996 S. 9 f., Anlage 1 zum \nSchriftsatz der Beklagten vom 3. Mai 1996), unmittelbar \neinleuchtend und überzeugend. Weiterhin ist die Annahme, daß \ndie BAM im vorstehend erörterten Zusammenhang sich von \nfachfremden Erwägungen habe leiten lassen, etwa wegen im \nBesprechungsprotokoll vom 22. März 1982 angesprochenen \npolitischen Drucks auf die Exekutive zur Vermeidung von \nVerzögerungen auf die Anwendung der Bruchmechanik verzichtet \nhaben könnte, unbegründet. Sie wird bereits durch die Aussage \nder BAM im Gutachten vom November 1982 und sodann durch die \nnachvollziehbaren Erläuterungen in der Stellungnahme vom \n16. April 1996 widerlegt, daß für die Gewährleistung der \nerforderlichen Werkstoffduktilität nach den Ergebnissen einer \nVielzahl von Werkstoffuntersuchungen wie Zugprüfungen an aus \nHohlbohrkernen aus der Mitte der Behälterwand entnommenen \nWerkstoffproben auf das Streckgrenzenverhältnis der \nFestigkeitskennwerte als Hilfsgröße zurückgegriffen werden \nkann. Diesem Befund hat in der Sache auch der Sachbeistand der \nKläger nichts entgegengesetzt. Die Einhaltung der maßgeblichen \nWerkstoffkennwerte auch für die Bruchzähigkeit bei der \nFertigung jedes einzelnen Serienbehälters ist durch der \nstreitigen Aufbewahrungsgenehmigung zugrunde liegende \nQualitätssicherungsmaßnahmen gewährleistet. Daher kann nach \nder überzeugenden Bewertung der BAM ausreichende \nBruchsicherheit auch bei bruchmechanischer Betrachtung als \ngewährleistet angesehen werden, so daß die seinerzeitige \nKontroverse - auch nach der positiven sicherheitstechnischen \nBeurteilung durch die Reaktorsicherheitskommission - mit der \nBAM als bereits Ende 1982 erledigt betrachtet werden kann. \n\n173\n\nSchließlich ist auch die Behandlung der Frage des \nZusammentreffens einer Störfallbeanspruchung mit einem \nunentdeckt gebliebenen Fehler kritischer Größe im Rahmen der \nWerkstoffbegutachtung nicht geeignet, Zweifel an der \nWeisungsfreiheit und Objektivität der Begutachtung durch die \nBAM zu begründen. Die im Vermerk vom 22. Oktober 1980 (von \nProf. Dr. T. in der Stellungnahme vom 24. September 1996 \nin Bezug genommene) festgehaltene Aussage der BAM zum \nbeabsichtigten Vorschlag einer Formulierung in der zu \nerstellenden Ergebnisniederschrift ist nach dem textlichen \nZusammenhang auf die seinerzeit noch nicht vorliegende \nErgebnisniederschrift über die Besprechung vom 11. September \n1980, nicht aber auf das Gutachten der BAM vom November 1982 \noder auf dieses vorbereitende Berichte bezogen, so daß die \nAnnahme des Sachbeistands der Kläger, ein \nFormulierungsvorschlag der BAM sei mit der PTB und \nmöglicherweise mit der Beigeladenen abgestimmt worden und habe \nin dieser abgestimmten Form seinen Niederschlag im Gutachten \ngefunden, reine Spekulation bleibt. Sofern die BAM, etwa zur \nVermeidung eines umfangreichen Untersuchungsprogramms, 1980 im \nfortschreitenden Prozeß der Untersuchungen und Auswertungen \nerwogen haben sollte, die Nichtbetrachtung der Koinzidenz \neiner Störfallbeanspruchung mit einem unentdeckt gebliebenen \nriß- oder kerbförmigen Fehler kritischer Größe entgegen der \nPraxis der Sicherheitsbegutachtung in der Kerntechnik rein \nprobabilistisch zu begründen, hat dies im für die streitige \nGenehmigung maßgeblichen Gutachten vom November 1982 keinen \nNiederschlag gefunden. Wenn dort (S. 93) die Nichtbetrachtung \nder Ereigniskombination auf den Beschluß der \nReaktoricherheitskommission vom 18. März 1981 gestützt wird, \nkann darin eine über eine Beratung durch ein weiteres \nFachgremium hinausgehende unzulässige Beeinflussung der BAM im \nSinne der Festlegung auf ein nur probabilistisches Vorgehen \nnicht erblickt werden. Die BAM hat ihrer sachverständigen \nAussage zunächst die Bewertung vorangestellt, durch \nzerstörungsfreie Prüfungen (Ultraschall- und \nOberflächenrißprüfung) an jedem gefertigten Behälter werde die \nnotwendige Überprüfung auf Freiheit von größeren \nmakroskopischen Fehlern vorgenommen, und die Zusammenhänge in \nder Stellungnahme vom 23. Oktober 1996 dahin erläutert, nach \nBeratung in der Reaktorsicherheitskommission sei eine Klärung \nherbeigeführt worden und ihre Vorgehensweise sei immer auf \ndeterministische Betrachtungen, nämlich konkrete Versuche und \nRechnungen zur Abdeckung der Lastannahmen, gestützt und nicht \nprobabilistisch gewesen. Dies ist nachvollziehbar; wie dem \nGutachten der BAM in Auswertung der Belastungsprüfungen \neinschließlich der Beschußversuche zugrundeliegt und in den \ngutachtlichen Stellungnahmen vom 9. November 1992 (Anlage zum \nSchriftsatz der Beklagten vom 29. April 1993), vom 16. April \nund 23. Oktober 1996 auch unter Rückgriff auf weitere Versuche \nmit extremen Beanspruchungen einschließlich künstlicher Fehler \neingehend erläutert worden ist, besitzen die CASTOR-Behälter \nbei Einhaltung der - unzulässige Fehler sicher \nausscheidenden - Qualitätssicherungsmaßnahmen und -kontrollen \ngroße Sicherheitsreserven und eine hohe Zuverlässigkeit bei \nschweren mechanischen Beanspruchungen, und konnte deshalb die \nRelevanz des angesprochenen Zusammentreffens ausgeschieden \nwerden. \n\n174\n\nDafür, daß in anderen für die Begutachtung erheblichen \nZusammenhängen die Sachverständigen sachfremden \nBeeinflussungen unterlegen haben könnten, ist nichts \nersichtlich.\n\n175\n\n8.3.3 Die Begutachtung der für die erforderliche \nSchadensvorsorge relevanten Aspekte durch die zugezogenen \nSachverständigen ist durch das Vorbringen der Kläger und auch \nsonst nicht in einer Weise erschüttert worden, daß die \nAussagen im Hinblick auf den Stand von Wissenschaft und \nTechnik als widerlegbar erscheinen; erst recht sind keine den \nGutachten überlegenen Erkenntnisse aufgezeigt worden. Dies \ngilt namentlich für die Begutachtung durch die BAM, die die \nEignung der CASTOR-Behälter für die genehmigte \nZwischenlagerung, ihre sicherheitstechnische Unbedenklichkeit \nim Hinblick auf die Behälterintegrität und -dichtheit im \nNormalbetrieb und bei Belastungen in den angesprochenen \nGutachten und in ergänzenden gutachtlichen Stellungnahmen zu \n- insbesondere von den Änderungsgenehmigungen aufgeworfenen - \nEinzelaspekten positiv beurteilt hat. Probleme wie die \nBeachtung der Vorgaben der IAEA, der Ähnlichkeitsgesetze und \nder Grundsätze zu Übertragbarkeitsbetrachtungen, auf die sich \ndie von Prof. Dr. T. mit seinen Ausführungen vom \n11. März und September 1996 sowie in der mündlichen \nVerhandlung geübte Kritik schwerpunktmäßig bezieht, sind nicht \nerst von ihm aufgedeckt, vielmehr schon im Rahmen der \nBauartprüfung und der Begutachtung abgearbeitet und bewältigt \nund in den Gutachten und gutachtlichen Stellungnahmen der BAM \nin den maßgeblichen Zusammenhängen behandelt worden, so daß \ndie Kritik nichts wirklich Neues bietet, sondern eher die \nAufdeckung von Mängeln und Fehlern zu suggerieren sucht. \nGleichwohl sind mit ihren ins einzelne gehenden Darlegungen \ngewichtige Aspekte angesprochen und ist Erläuterungsbedarf \naufgezeigt worden, der aber von seiten der Beklagten, ihrer \nSachverständigen und der Beigeladenen so befriedigt worden \nist, daß das Gericht die Überzeugung von der Verwertbarkeit \nund Tragfähigkeit der gutachtlichen Aussagen gestützt auf das, \nwas Gegenstand der mündlichen Verhandlung gewesen ist, \ngewinnen konnte, ohne daß weiterer Aufklärungsbedarf \nverblieben ist. \n\n176\n\nDie Begutachtung der Behältersicherheit durch die BAM \nverstößt in ihren methodischen Ansätzen und deren Ausführung \nbei der Ermittlung und Bewertung der tatsächlichen Grundlagen \nder Sachverständigenbeurteilung nicht gegen anerkannte, dem \nfortgeschrittenen Entwicklungsstand entsprechende Grundsätze \nder Ingenieurspraxis und den Stand der Wissenschaft bei der \nSicherheitsüberprüfung von Transport- und Lagerbehältern für \nradioaktive Stoffe. Daß die BAM in den im \nGenehmigungsverfahren nach § 6 AtG für die langfristige \nZwischenlagerung erstellten Gutachten wegen der Auswirkungen \nmechanischer und thermischer Beanspruchungen auf die \nErkenntnisse und Ergebnisse der ihr obliegenden Bauartprüfung, \ndie im Rahmen des selbständigen gefahrgutrechtlichen \nVerfahrens der Versandstückmusterzulassung durchgeführt worden \nist, zurückgegriffen und diese verwertet hat (vgl. Gutachten \nvom November 1982 S. 6 f.), ist nicht zu beanstanden. Denn die \nAnsätze und Ergebnisse der Bauartprüfung treffen insoweit \ndenselben Prüfungsgegenstand wie die Prüfung der \nBehältersicherheit unter den Bedingungen der Zwischenlagerung \nund reichen in diese hinein, decken also die Beanspruchungen \nbei der Zwischenlagerung ab. Die Prüfung und Begutachtung ist \ndurch denselben Sachverständigen durchgeführt worden. Einer \nWiederholung der bereits durchgeführten Versuche und \nUntersuchungen bedurfte es nicht. Prüfungsmaßstab waren die \nverkehrsrechtlichen Sicherheitsanforderungen und damit auch \ndie \"Regulations for the Safe Transport of Radioactive \nMaterial\" der IAEA (Safety Series No. 6), auf die im Gutachten \nvom November 1982 unter L 14 verwiesen wird und die durch das \n\"Advisory Material\" (Safety Series No. 37) der IAEA erläutert \nwerden. Diese geben, wie die Vertreter des BfS und der BAM in \nder mündlichen Verhandlung vor dem Senat ausgeführt haben und \nwie der Kritik des Sachbeistands der Kläger zugrunde liegt, \ndie allgemeinen ingenieurmäßigen Grundsätze und den Stand von \nWissenschaft und Technik für die Begutachtung von \nTransportbehältern für radioaktive Stoffe nach \nverkehrsrechtlichen Vorschriften vor. Es steht in Würdigung \nder von der BAM in den gutachtlichen Stellungnahmen vom \n16. April und 23. Oktober 1996 und in der mündlichen \nVerhandlung gegebenen Erläuterungen zur Überzeugung des Senats \nfest, daß die Begutachtung der Behältersicherheit nicht gegen \ndiese Vorgaben verstößt; die vom Sachbeistand der Kläger \nhierzu ausführlich vorgebrachte Kritik hat die methodischen \nGrundlagen der Begutachtung und ihre Anwendung nicht zu \nerschüttern vermocht. \n\n177\n\nZunächst verlangen die Vorgaben der IAEA für den Nachweis \nder Einhaltung der Sicherheitsanforderungen bei bestimmten \nBeanspruchungen der Behälter nicht aus sich heraus stets, d.h. \nauch nach konstruktiven Änderungen oder bei Besonderheiten und \ninsbesondere im Hinblick auf weitere Typen der \n\"Behälterfamilie\" CASTOR, mechanische und thermische \nBelastungsversuche mit Originalbehältern oder Prototypen im \nMaßstab 1:1. \n\n178\n\nNach Ziffer 601 der vorgenannten \"Regulations\" kann der \nNachweis durch eines oder mehrere der Verfahren geführt \nwerden, nämlich die Prüfung an Prototypen oder Serienmustern \nder Verpackung, die Bezugnahme auf frühere zufriedenstellende \nund annähernd ähnliche Nachweise, die Prüfungen an Modellen \neines geeigneten Maßstabs oder die Berechnung oder begründete \nBetrachtung, sofern die Berechnungsverfahren und Parameter als \nbelastbar oder konservativ anerkannt sind. Diese Verfahren \nsind nach dem Text und den ohne weiteres einleuchtenden \nErläuterungen der BAM grundsätzlich gleichwertig; nur eines \nder Verfahren, insbesondere das erstgenannte, als dem Stand \nder Ingenieurspraxis und der Wissenschaft genügend zu \nbetrachten, geht danach nicht an. Entgegen der Ansicht des \nSachbeistands der Kläger läßt sich eine Beschränkung der \nNachweisverfahren auf Prüfungen an Originalbehältern in dem \nSinne, daß die übrigen Verfahren und insbesondere Prüfungen an \nModellen nur zusätzlich zulässig seien, nicht aus den \nErläuterungen unter A-601.3 des \"Advisory Material\" herleiten. \nDaß die dort verwendete Formulierung \"in addition to\" gerade \nnicht mit \"zusätzlich\", sondern mit \"neben\" oder \"außer\" zu \nübersetzen ist, erschließt sich - außer aus der von der BAM, \nderen Mitarbeiter an der Ausarbeitung der IAEA-Dokumente \nmaßgeblich beteiligt waren, mit dem nachvollziehbaren Anspruch \nder Autentizität gegebenen Interpretation, und außer aus dem \nHinweis, daß selbst in der jüngeren Vergangenheit in anderen \nLändern vergleichbare Behälter nach Prüfungen nur an Modellen \nzugelassen worden sind - unmittelbar aus dem Wortlaut der \n\"Regulations\" (\"by any of the methods or by a combination \nthere of\"). Dem entspricht, daß nach den Ausführungen der BAM \ndie Führung eines Sicherheitsnachweises ausschließlich durch \nVersuche an Originalbehältern oder Modellen an der technischen \nWirklichkeit vorbeigeht und gerade die Kombination der \nNachweismethoden, insbesondere der Berechnungsmethode mit \nexperimentellen Befunden Stand von Wissenschaft und Technik \nist. \n\n179\n\nIm Einklang mit diesen Vorgaben der IAEA hat die BAM die \nBehälter auf schwere mechanische und thermische \nBeanspruchungen hin geprüft und dies im Gutachten vom November \n1982 (S. 43 ff.) zusammenfassend dargestellt. Sie hat \naufgezeigt, daß der Sicherheitsnachweis, da die Auswirkungen \nder Beanspruchungen auf die Erhaltung der dichten Umschließung \nsich zum Teil einer hinreichend genauen rechnerischen und \ntheoretischen Betrachtung entziehen, überwiegend experimentell \n- durch insgesamt 42 Belastungsversuche an 6 Prüfmustern, \ndarunter 25 Fallversuche - geführt worden ist, und sich im \nübrigen auf Übertragbarkeitsbetrachtungen und Berechnungen \nstützt. Durch Versuche an einem CASTOR Ic-Originalbehälter und \neinem CASTOR Ia-Prototyp hat sie insbesondere, wie in der \nStellungnahme vom 23. Oktober 1996 erläutert, Grundsätzen der \nIngenieurspraxis entsprechend mit Blick auf die bei der Größe \ndes Behälters zu betrachtenden werkstofftechnischen \nZusammenhänge der Neuheit der Konstruktion Rechnung getragen. \nSchon deshalb kann davon, daß der Prüfung allein oder \nmaßgeblich Versuche an (verkleinerten) Modellen zugrunde \ngelegen hätten, keine Rede sein. Die in diesem Zusammenhang \nvom Sachbeistand der Kläger vorgebrachte Kritik, die bei der \nBauartprüfung verwendeten Prüfmuster wichen von den CASTOR-\nSerienbehältern in Abmessung und konstruktiver Gestaltung ab \nund erfüllten daher nicht die nach der Modelltheorie zu \nstellenden Anforderungen an die vollständige geometrische \nÄhnlichkeit, trifft auch sonst nicht zu. Bereits die zu ihrer \nStützung in der Stellungnahme vom 11. März 1996 aufgestellte \nBehauptung, es seien nur verkleinerte Modelle ohne \nnachgebildete Beladung getestet worden, ist wegen der Versuche \nan Behältern mit Originalabmessung und wegen der \nnachgebildeten Beladung bei Fallversuchen mit dem CASTOR Ic-\nOriginalbehälter, dem CASTOR Ia-Prototyp und dem 1:1 Modell \ndes Behälters CASTOR Ia, bei einem Beschußversuch und bei \neinem Brandtest im Hinblick auf die simulierte \nNachzerfallswärmeleistung erweislich unwahr. Im übrigen steht \nzur Überzeugung des Senats fest, daß die BAM, soweit sie zur \nFührung des Sicherheitsnachweises Belastungstests an Modellen \nherangezogen und die Begutachtung auf die einzelnen \nBehälterbauarten erstreckt hat, die Grundsätze der \nModelltheorie bzw. Ähnlichkeitsmechanik beachtet und bezüglich \nder Besonderheiten der einzelnen Behälterbauarten aufgrund \nsorgfältiger Übertragbarkeitsbetrachtungen und Berechnungen \nzuverlässig beurteilt hat. Hierzu sind im Gutachten vom \nNovember 1982 die maßgeblichen Aspekte aufgezeigt. In bezug \nauf die Prüfmodelle ist der Maßstab angegeben und auf die für \ndie CASTOR-Bauart typische Geometrie sowie wegen der \nÜbertragbarkeit der Beanspruchungen auf Originalbehälter auf \ndie Anwendung der Modellgesetze hingewiesen; ferner ist die \nÜbertragbarkeit der Versuchsergebnisse auf die einzelnen \nBehältertypen mit deren gleichem Konstruktionsprinzip \nhinsichtlich der Anordnung und Ausführung der \nsicherheitsrelevanten Bauteile und Komponenten begründet \nworden. Damit war und ist für die Genehmigungsentscheidung und \nihre Überprüfung nachvollziehbar, daß die gutachtlichen \nAussagen auf umfangreiche Erfahrungen aus \nBeanspruchungsversuchen mit unterschiedlichen \nBehälterausführungen gestützt sind und - wegen der besonderen \nSachkunde des Sachverständigen - die dem Stand der \nIngenieurspraxis entsprechenden Vorgaben der Modelltheorie und \nÄhnlichkeitsmechanik und korrekte Übertragbarkeitsbeziehungen \nbei der Beurteilung von Abmessungsunterschieden zur Anwendung \ngekommen sind. Daß die maßgeblichen Zusammenhänge nicht im \neinzelnen im Gutachten dargestellt sind, belegt nicht deren \nAußerachtlassung und begründet kein Defizit des Gutachtens, \ndenn in ihren gutachtlichen Stellungnahmen vom 16. April und \n23. Oktober 1996 und in der mündlichen Verhandlung haben die \nBAM bzw. Prof. Dr. E. die Ansätze und die Methoden der \nBegutachtung überzeugend erläutert. Danach hat die BAM bei \nallen Prüfschritten die Zulässigkeit der Randbedingungen für \ndie Anwendung der jeweiligen Methode nach den IAEA-Vorgaben \ngeprüft. Die ergänzend zu Fallversuchen an \noriginalmaßstäblichen Behältern durchgeführten Versuche an \nModellen waren, da sie entsprechend der Maßstäblichkeit \nvergleichbare Beanspruchungen abbildeten, für den Nachweis der \nmechanischen Widerstandsfähigkeit geeignet, so daß die Kritik \nunzulässiger Abweichungen der Prüfmodelle von den \nSerienbehältern in den geometrischen Abmessungen nicht zu \nüberzeugen vermag. Auf der Grundlage aus zahlreichen Versuchen \nerhobener experimenteller Befunde zu Belastungskennwerten und \ngewonnener Erfahrungen konnte mit Betrachtungen zur \nÜbertragbarkeit der experimentellen Nachweise nach den \nÄhnlichkeitsgesetzen der Mechanik kombiniert mit experimentell \nverifizierten Berechnungsverfahren gemäß den oben \ndargestellten Methoden der Sicherheitsnachweis für die \njeweilige Behälterbauart geführt und konnten konstruktive \nBesonderheiten der in den wesentlichen sicherheitsrelevanten \nKomponenten übereinstimmenden Bauarten ingenieurmäßig \nzuverlässig beurteilt werden, ohne daß die jeweilige Bauart \nals Neukonstruktion zu bewerten gewesen wäre und einem neuen, \nauf sie abgestellten vollen Versuchsprogramm hätte unterzogen \nwerden müssen. Entsprechendes gilt für den nach dem Gutachten \nder BAM vom September 1988 für die Behälterbauart \nCASTOR THTR/AVR geführten Sicherheitsnachweis, wie ergänzend \nvon seiten der BAM in der gutachtlichen Stellungnahme vom \n23. Oktober 1996 und in der mündlichen Verhandlung erläutert \nworden ist. Aufbauend auf dem im Rahmen der Bauartprüfung \ngeführten Nachweis des Ertragens der Beanspruchung eines \nFalles aus 9 m Höhe auf ein unnachgiebiges Fundament mit einer \nbestimmten maximalen Aufprallverzögerung ist die den zu \nbetrachtenden Handhabungsstörfällen entsprechende Belastung \nunter konservativen Randbedingungen berechnet und durch \nBezugnahme auf den erbrachten Sicherheitsnachweis beurteilt \nund ferner eine vergleichende Analyse anhand der \nFallversuchsergebnisse mit einem CASTOR IIa-1:2 Modell sowie \nvon Berechnungen unter Beachtung der \nÜbertragbarkeitsbeziehungen durchgeführt worden. Schließlich \nist durch Vergleichsberechnungen zu den maximalen \nBeanspruchungen, die durch die an einem verkürzten Modell des \nBehälters CASTOR IIa durchgeführten Beschußversuche erzeugt \nworden sind, die Übertragbarkeit begutachtet worden (vgl. \ngutachtliche Stellungnahme der BAM vom Januar 1989, U.2.12 in \nBeiakte 80).\n\n180\n\nAuch soweit der Sachbeistand der Kläger unter Hinweis auf \ndie Auswertung der Texte der IAEA und hier insbesondere auf \nZiffer A-601.20 des \"Advisory Material\" für die Führung des \nSicherheitsnachweises allgemein die Durchführung einer \nstatistisch abgesicherten Versuchsreihe unter konservativer \nBerücksichtigung der Streuung von Meßwerten verlangt, vermag \ndies die Vorgehensweise der BAM nicht in Frage zu stellen. Die \nangesprochene Vorgabe der IAEA, die sich nur auf die \nVerwendung der Berechnungsmethode bezieht, ergibt weder für \ndiese noch allgemein die Forderung nach einer statistisch \nabgesicherten Versuchsreihe mit Behältern; im übrigen ist nach \nden überzeugenden Erläuterungen durch die BAM in der \nStellungnahme vom 23. Oktober 1996 die Anzahl der \ndurchgeführten Versuche im Zusammenwirken mit den übrigen \nMethoden ausreichend, zumal jedes Prüfmuster der Fallversuche \nder kumulierten Wirkung mehrerer Belastungstests unterzogen \nwurde. \n\n181\n\nDie vom Sachbeistand der Kläger in besonderem Maße \nherausgestellte Kritik in bezug auf die in die Behälterwand in \nzwei konzentrischen Kreisen eingebrachten 80 Längsbohrungen \nmit einem Durchmesser von 6 cm vermag ebenfalls nicht die \nBegutachtung der Behältersicherheit zu erschüttern, weil auch \ninsoweit dem Stand von Wissenschaft und Technik, insbesondere \nden Vorgaben der IAEA genügt ist. Hinsichtlich dieses \nkonstruktiven Merkmals ist ein Defizit der Prüfung im Hinblick \nauf den experimentellen Ausschluß von nachteiligen \nBeeinflussungen der Behältersicherheit nicht aufgezeigt. Nach \nden überzeugenden Erläuterungen der BAM in den Stellungnahmen \nvom 16. April und 23. Oktober 1996 sind die Auswirkungen von \nmechanischen und thermischen Beanspruchungen der Behälterwand \nauch im Hinblick auf die Längsbohrungen ausreichend und die \nStörfallbeanspruchungen unter Zwischenlagerbedingungen \nabdeckend untersucht worden, da der CASTOR Ic-Originalbehälter \nmit in einem Halbkreis angeordneten Längsbohrungen \nverschiedenen Fallversuchen und auch das CASTOR Ia-Teilstück, \ndas in der Wand Längsbohrungen aufwies, einem Beschußversuch \nauf die Wand und ferner einem Wärmelastversuch unterzogen \nwurden, ohne daß jeweils Beeinträchtigungen des \nBehältermantels feststellbar waren. Daß weitere Versuche mit \nOriginalbehältern mit sämtlichen Längsbohrungen - auch unter \ndem Aspekt \"Neukonstruktion\" - zur Führung des \nSicherheitsnachweises nicht erforderlich waren, hat die BAM \nnachvollziehbar damit begründet, daß bei dem andere \nFallpositionen abdeckenden Fallversuch mit der maximalen \nWerkstoffbeanspruchung in der Behälterwand - dem horizontalen \nFall aus 9 m Höhe auf die Tragzapfen - die Längsbohrungen in \nder Zone mit den höchsten Zugbiegespannungen lagen, so daß \nnach den Grundsätzen der Ähnlichkeitsmechanik vergleichbare \nBelastungen in der Behälterseite, die keine Längsbohrungen \naufwies, auszuschließen waren; letzteres gilt auch bei \nBerücksichtigung von Schwingungsbeanspruchungen. Da ferner die \nmaximalen Spannungen in der unbeschädigt gebliebenen \naufprallseitigen Randfaser des Behältermantels auftraten, \nkonnte davon ausgegangen werden, daß der Spannungszustand im \nInnern der Behälterwand durch die Längsbohrungen nicht \nnachhaltig beeinflußt wird und unzulässige Spannungen und \nAnrisse in den Wandungen der Bohrungen und den Stegen zwischen \nden Bohrungen auszuschließen sind. Auf der Grundlage dieser \nsachverständigen Äußerungen ist ferner ohne weiteres \nnachvollziehbar, daß es zur Führung dieses auf experimentellen \nBefunden und nicht erschütterten Übertragbarkeitsbetrachtungen \nabgestützten Sicherheitsnachweises über die \nOberflächensichtprüfungen hinaus einer zerstörungsfreien \nPrüfung der Behälterwand auf verborgene Fehler mittels \nUltraschall nicht bedurfte; denn nach den von der BAM in den \nangeführten Stellungnahmen und derjenigen vom 9. November 1992 \ngegebenen Erläuterungen kann das Einbringen der Bohrungen, das \nnach der Ultraschalluntersuchung eines jeden Behälterkörpers \nzur Feststellung und Ausscheidung unzulässiger Fehler gemäß \nvon der BAM geprüften Fertigungs- und Prüffolgeplänen zu \nerfolgen hat, keine zusätzlichen Fehler induzieren und die \nFestigkeit der Behälterwand im Bereich der Längsbohrungen \ngegenüber maximaler Beanspruchung nicht beeinträchtigen. Die \ndieser Beurteilung zugrunde liegende Annahme hat der \nSachbeistand der Kläger mit dem Hinweis auf das Vorliegen \neiner bruchmechanischen Vorschädigung infolge des Einbringens \nder Bohrungen nicht substantiiert in Frage gestellt; diesem \nVorbringen ist die BAM in der Stellungnahme vom 23. Oktober \n1996 mit nachvollziehbaren Erwägungen entgegengetreten. Das \nErfordernis zerstörungsfreier Prüfung auf verborgene Fehler \nkann auch nicht aus den Vorgaben der IAEA unter A-602.1 des \n\"Advisory Material\" hergeleitet werden, weil dort die \nwahlweise anzuwendenden Untersuchungsverfahren aufgezählt \nsind. Daß auf die zerstörungsfreie Prüfung des Prüfmusters auf \nverborgene Fehler verzichtet werden konnte, belegen überdies \ndie Ergebnisse der in den angeführten Stellungnahmen der BAM \nund in der mündlichen Verhandlung mitgeteilten Versuche, die \nzur Untersuchung der beträchtlichen Sicherheitsreserven, \nteilweise unter beträchtlich höheren Lastannahmen, an \nBehältern aus dem Werkstoff GGG 40 sogar mit definierten \nkünstlichen rißartigen Fehlern in der Zone der maximalen \nZugbiegespannung durchgeführt wurden, ohne daß ein \nnennenswerter Rißfortschritt oder ein sonstiges Versagen \nfestgestellt wurde. Diese Nachweise können hier ergänzend \nberücksichtigt werden, weil sie die vorgenommene Begutachtung \nbestätigen. Auch im Hinblick auf bei der \nUltraschalluntersuchung unentdeckt gebliebene \"zulässige\" \nFehler fehlte jedenfalls wegen des durch die vorstehend \nangeführten Überlastversuche bestätigten Sicherheitsnachweises \ndie Notwendigkeit der weiteren Untersuchung. Insgesamt tragen \ndiese Erwägungen auch den Verzicht auf die Untersuchung auf \nverborgene Fehler an den übrigen Prüfmustern nach den \nFallversuchen und auch auf Fallversuche an einem mit \nLängsbohrungen versehenen Behälter des Typs CASTOR Ia, bei \ndessen Prototyp nach dem Gutachten der BAM vom November 1982 \ndie höchsten ertragenen Beanspruchungen auftraten. Zu alledem \nkommt hinzu, daß die hier zu betrachtenden maximalen \nBeanspruchungen, wie der TÜV bereits in seinem Gutachten vom \nNovember 1982 hervorgehoben hat, wegen der Begrenzung der \nHubhöhe im Lager und der nachgiebigeren Sohlplatte des \nLagerbodens deutlich niedriger als bei den durchgeführten \nFallversuchen sind, so daß auch deshalb die Begutachtung \nallemal auf der sicheren Seite liegt. Daß schließlich im \nHinblick auf die Längsbohrungen den Anforderungen an die \nBegutachtung der Behältersicherheit auch bei thermischen \nBeanspruchungen genügt ist, hat die BAM in der Stellungnahme \nvom 16. April 1996 einleuchtend damit erläutert, daß die \nBohrungen die Wärmeleitung durch die massive Behälterwand nur \ngeringfügig und den Behälterwerkstoff durch Temperaturerhöhung \nnicht nachteilig beeinflussen können. \n\n182\n\nFerner steht nach den Erläuterungen durch die BAM in der \nStellungnahme vom 16. April 1996, die die bereits im Gutachten \nvom November 1982 gegebene Darstellung der maßgeblichen \nZusammenhänge ergänzen, zur Überzeugung des Senats fest, daß \ndie Übertragbarkeit der aus den Belastungstests gewonnenen \nErgebnisse und Erkenntnisse nicht wegen einer Abweichung der \nPrüfmuster von den Serienbehältern hinsichtlich des Werkstoffs \nscheitert. Durch die BAM ist im Gutachten mehrfach bestätigt \nund in der Stellungnahme erläutert worden, daß die Prüfmuster \nGroßgußstücke aus dem Werkstoff GGG 40 waren, was sich durch \ndie Umstellung des Gießverfahrens bei den Serienbehältern vom \nSandgußverfahren auf ein Verfahren mit aktiver Kühlung des \nAbgusses nicht geändert hat, daß letzteres vielmehr eine \nVerbesserung der sicherheitstechnisch aussagekräftigen \nWerkstoffeigenschaften wie der Duktilität zur Folge hat; dies \nhat die BAM aufgrund umfangreicher Werkstoffuntersuchungen \nauch anhand des Zusammenhangs zwischen Streckgrenzenverhältnis \nund Bruchdehnungswerten nachgewiesen. Einleuchtend ist danach, \ndaß aufgrund von Maßnahmen der Qualitätssicherung die \nFertigung der Behälter nach den in Werkstoffdatenblättern \nfestgelegten mindestens einzuhaltenden Kennwerten und der \nQualitätskontrolle an Proben aus dem mittigen, für die \nWerkstoffeigenschaften ungünstigeren Wandbereich eines jeden \neinzelnen Serienbehälters der Einsatz von Behältern mit \nWerkstoffkennwerten sichergestellt ist, die besser sind als \ndiejenigen der Prüfmuster, die die Belastungsversuche ohne \nVersagen ertragen haben. Diese Bewertung, deren Grundlagen und \nAnsätze nachvollziehbar erläutert worden sind, hat der \nSachbeistand der Kläger in der Sache nicht mehr in Frage \ngestellt.\n\n183\n\nDie vom Sachbeistand der Kläger behaupteten Mängel bei der \nAuswertung der Belastungsversuche liegen nicht vor; daher sind \nauch unter diesem Aspekt die von der BAM zu den \nBeanspruchungen der Serienbehälter aller Typen insbesondere im \nHinblick auf Längsbohrungen und die Werkstoffqualität \ndurchgeführten Übertragbarkeitsbetrachtungen und insgesamt die \nBegutachtung der Behältersicherheit in der Bauartprüfung nicht \nerschüttert. Auf zerstörungsfreie Untersuchungen auf \nverborgene Fehler nach den Belastungstests konnte, wie bereits \nerörtert, verzichtet werden. Die zur Ermittlung der maximalen \nVerzögerungswerte bei den Fallversuchen vorgenommene \nBereinigung der von hochempfindlichen Beschleunigungssensoren \ngemessenen Werte um die hochfrequenten, die Grundschwingungen \nüberlagernden Signalanteile ist bereits im Gutachten der BAM \nvom November 1982 damit erklärt, daß diese auf die Integrität \nund Dichtheit der Behälter ohne Einfluß sind, wie die \nhinreichende Übereinstimmung der bereinigten Werte mit den aus \nder Filmauswertung - als dem zweiten der beiden selbständigen \nMeßverfahren, deren Meßwerte erst durch Kombination und \nVergleich gesicherte Aussagen ergeben - resultierenden Werte \nbestätigte. Diese Zusammenhänge sind seitens der BAM in der \nStellungnahme vom 23. Oktober 1996 und in der mündlichen \nVerhandlung einleuchtend dahin erläutert worden, daß den \naufgenommenen und dem akustischen Bereich zuzuordnenden \nhochfrequenten Signalteilen entgegen den Ausführungen des \nSachbeistands der Kläger keine oder nur vernachlässigbare, da \ndem Schwingungsweg proportionale Materialbeanspruchungen aus \nder Stoßbelastung entsprechen; deshalb steht auch die \nNichtberücksichtigung hochfrequenter Schwingungen mit den \nVorgaben der IAEA unter Ziffer A-601.14 des \"Advisory \nMaterial\" in Einklang. Ferner hat die BAM nachvollziehbar \nerläutert, daß der bei einem Fallversuch mit dem CASTOR Ia-\nPrototyp gemessene maximale Verzögerungswert von 3000 m/s2, wie \nbereits im Gutachten von November 1982 angesprochen, nicht zur \nHerleitung einer höheren Beanspruchung herangezogen werden \nkonnte; dieser Wert wurde erst nach dem die höchste \nBiegebeanspruchung verursachenden Primärstoß auf den \nTragzapfen mit einer Verzögerung von 1.200 m/s2 durch das \nAufsetzen des Behälters auf einen massiven angegossenen Block \n(Auflageblock), der bei den Behältertypen nicht vorkommt, \nhervorgerufen. Der maßgebliche Verzögerungswert ist bestätigt \nworden durch die Filmauswertung und durch einen weiteren \nFallversuch. Daher ist auch den vom Sachbeistand der Kläger \naus dem streitigen Verzögerungswert gezogenen, im Hinblick auf \nden angeführten Wert der Streckgrenze nach den getroffenen \nFeststellungen am Behälter ohnehin unplausiblen Folgerungen \nder Boden entzogen. Die weitere Kritik des Sachbeistands der \nKläger an der Verwendung der Gleichung für Biegebalken bei der \nBerechnung der maximalen Zugbiegespannung in der Randfaser \nverfängt nach den seitens der BAM in der Stellungnahme vom \n23. Oktober 1996 und in der mündlichen Verhandlung gegebenen \nErläuterungen nicht, da der Primärstoß zu einer der Gleichung \nentsprechenden Biegelinie am Behälter führt und ferner die \nmaximale Aufprallverzögerung und damit die dynamische \nBelastung in die Berechnung nach dem konservativer Betrachtung \ndienenden Biegebalkenmodell eingehen. Schließlich hat die BAM \nin der Stellungnahme vom 16. April und 23. Oktober 1996 \nnachvollziehbar erläutert, daß, nachdem nach Fallversuchen mit \ndem CASTOR IIa-1:2 Modell nicht ausreichend niedrige Leckraten \nam Sekundärdeckel - am Primärdeckel wurde die Auslegungs-\nLeckrate eingehalten - festgestellt wurden und diese zur \nBewertung nicht herangezogen werden konnten, zur separaten \nBeurteilung des Sekundärdeckel-Dichtsystems erneut Versuche \nmit dem CASTOR Ic-Originalbehälter mit einer verbesserten \nKonstruktion des Deckelstoßdämpfers durchgeführt und die dabei \nermittelten Leckraten zur Grundlage der verkehrsrechtlichen \nBewertung gemacht wurden.\n\n184\n\nDie Begutachtung der Auswirkungen thermischer \nBeanspruchungen auf die Behälterintegrität und -dichtheit \ngenügt den Vorgaben der IAEA und auch sonst dem Stand von \nWissenschaft und Technik, ohne daß, wie vom Sachbeistand der \nKläger gefordert, eine Vielzahl von verschiedenen \nBelastungstests an Originalbehältern und ähnlichen Modellen \nhätte durchgeführt werden müssen. Wie von der BAM in der \nStellungnahme vom 23. Oktober 1996 und in der mündlichen \nVerhandlung erläutert, ist, auch nach den Vorgaben der IAEA, \ndie Berechnung der Auswirkungen die führende bzw. \ngebräuchlichste Methode in der thermischen Prüfung, zumal in \nder Berechnung die Wärmeeinflüsse besser abgebildet werden \nkönnen als im Versuch, wobei die Brandversuche dazu dienen, \ndie Berechnungsverfahren zu verifizieren. Dementsprechend hat \ndie BAM ihre Begutachtung maßgeblich auf \nTemperaturberechnungen gestützt, deren Ergebnisse sich durch \nVergleich mit den in den durchgeführten Brandversuchen \nermittelten Temperaturverläufen als konservativ und geeignete \nBeurteilungsgrundlage erwiesen haben. Die BAM hat auch die \nthermischen in Kombination mit vorangegangenen mechanischen \nBeanspruchungen betrachtet und im Gutachten vom November 1982 \ndahin bewertet, daß die Kombination nicht zu einer \nweitergehenden Schädigung der Behälter führen kann als das \njeweilige Einzelereignis. Diese Beurteilung ist nicht durch \ndas Vorbringen des Sachbeistands der Kläger erschüttert, es \nsei zur Beurteilung der Auswirkungen eines Flugzeugabsturzes \nmit einem auf die mechanische Einwirkung typischerweise \nfolgenden Treibstoffbrand geboten gewesen, Brandversuche an \nzuvor einem Beschußversuch unterzogenen Prüfmustern \ndurchzuführen. Gestützt auf die Ergebnisse der \nBeschußversuche, daß nämlich die Integrität der Behälterwand \nnicht beeinträchtigt wurde und - von einer bleibenden \nVerformung des Sekundärdeckels und einer erhöhten Leckrate des \nPrimärdeckels abgesehen - die Komponenten des Dichtsystems, \ninsbesondere die Geometrie des Primärdeckels einschließlich \ndes Zustands und der Lage des Metalldichtrings und die festen \nDeckelverschraubungen unverändert erhalten blieben, ist nach \nden von der BAM in der Stellungnahme von 16. April 1996 und \nvom TÜV in seiner Stellungnahme vom 15. April 1996 sowie den \nin der mündlichen Verhandlung gegebenen Erläuterungen \nunmittelbar einleuchtend, daß die Brandeinwirkung nach einem \nFlugzeugabsturz nicht durch Wärmeeintrag zu einer relevanten \nzusätzlichen thermischen Beanspruchung des Behälterinneren und \nder Metalldichtungen führt.\n\n185\n\n8.3.4 Dem zu der Behauptung, daß der Beurteilung durch die \nBAM keine den Vorgaben der IAEA sowie dem Stand von \nWissenschaft und Technik entsprechende Ähnlichkeitstheorie \nzugrunde liege, gestellten Beweisantrag, die der \nZulassungsentscheidung zugrunde liegenden Materialien, \nGutachten, gutachtlichen Stellungnahmen und insbesondere die \nPrüfberichte beizuziehen, war nicht zu entsprechen. Die \naufgestellte Behauptung hat sich nach dem Vorstehenden als \nrein spekulativ erwiesen. Bereits in den der \nGenehmigungsentscheidung zugrunde liegenden Gutachten der BAM \nsind die maßgeblichen Zusammenhänge, die durchgeführten \nVersuche an Originalbehältern und Behältermodellen sowie ihre \nAuswertung, Berechnungen und Übertragbarkeitsbetrachtungen in \neiner dem Zweck der Begutachtung durch die zugezogenen \nSachverständigen, nämlich der Ermittlung aller für das \nErbringen des Sicherheitsnachweises entscheidungserheblichen \nTatsachen, genügenden Weise so dargestellt, daß die \nGenehmigungsbehörde als Fachbehörde ihre Entscheidung, daß die \nerforderliche Schadensvorsorge getroffen ist, darauf stützten \nkonnte; aus den Gutachten ergibt sich insbesondere, daß \nÄhnlichkeitsbetrachtungen angestellt worden sind. Deren \nGrundlagen wie Modellannahmen, Auswahl und Ableitung der \nÄhnlichkeitsgesetze, ferner auch sonstige Basisannahmen für \nBerechnungsverfahren und Ableitungen brauchten als Beleg für \ndie Nachvollziehbarkeit der gutachterlichen Bewertung nicht \nweiter als geschehen dargestellt zu werden. Methodenwahl im \neinzelnen und Heranziehung von sonstigen Grundlagen der \nBegutachtung sind Sache des Sachverständigen, dessen besondere \nSachkunde und Objektivität auch insoweit zu beachten sind. \nLetztere bieten Gewähr für die Tragfähigkeit der \nherangezogenen Methoden und Grundannahmen und für die \nBeachtung der naturwissenschaftlichen Gesetze und der \nAnwendungsregeln der Ingenieurspraxis im Einzelfall. Für die \nNachvollziehbarkeit und Stringenz der Begutachtung ist im \nHinblick auf die Darlegungstiefe weiter zu berücksichtigen, \ndaß der Sachverständige von einer Fachbehörde zugezogen worden \nist, und ferner, daß, soweit auf die gefahrgutrechtliche \nBauartprüfung zurückgegriffen worden ist, die BAM nach den in \nder mündlichen Verhandlung gegebenen Erläuterungen in der \nBauartprüfung die einzelnen Prüfschritte mit der \nGenehmigungsbehörde erörtert hat. Soweit mit der vom \nSachbeistand der Kläger erhobenen Kritik unzureichender \nDarlegungen Erläuterungsbedarf angesprochen worden ist, sind \nkeine Anhaltspunkte für Mängel der Begutachtung, insbesondere \nfür Unzulänglichkeiten im Hinblick auf die Einhaltung von \nVorgaben der IAEA und des Standes von Wissenschaft und Technik \naufgezeigt. Die BAM hat in ihren schriftlichen Stellungnahmen \nund in der mündlichen Verhandlung die methodischen Ansätze und \ndie gutachterliche Vorgehensweise in der Gesamtschau mit den \nder Genehmigung zugrunde liegenden Gutachten eingehend \nerläutert und ein für die gerichtliche Überprüfung \nnachvollziehbares, in sich geschlossenes Bild von der \nBegutachtung der Behältersicherheit und insbesondere den \nmethodischen Ansätzen und Grundlagen geboten. Sie hat so dem \nGericht, wie im Vorstehenden im einzelnen begründet, die \nÜberzeugung vermittelt, daß die vom Sachbeistand der Kläger \nvorgebrachte Kritik die gutachtlichen Aussagen nicht zu \nerschüttern vermögen und die Begutachtung der BAM namentlich \nim Hinblick auf Ähnlichkeitsbetrachtungen dem Stand von \nWissenschaft und Technik und den Vorgaben der IAEA entspricht. \nJedenfalls nach den gegebenen Erklärungen ist kein Ansatzpunkt \nfür Zweifel an der Tragfähigkeit der Feststellungen und \nBewertungen der Sachverständigen und damit kein Klärungsbedarf \nverblieben, dem im Wege der Beiziehung der den \nZulassungsentscheidungen zugrunde liegenden Unterlagen, \nnamentlich der im Rahmen der Bauartprüfung erstellten \nGutachten und Prüfberichte nachgegangen werden müßte. Dies \ngilt auch im Hinblick auf sonstige Aspekte wie die \nWerkstoffprüfung, Umstellung des Gießverfahrens, die \nAuswertung der Versuche und Besprechungen und Kontakte mit \nanderen Stellen. \n\n186\n\nSoweit sich die Behauptung, der Beurteilung der BAM liege \nkein den Vorgaben der IAEA und dem Stand der Wissenschaft und \nTechnik entsprechendes Vorgehen zugrunde, darauf bezogen ist, \ndaß es an zu fordernden Darlegungen zur Ähnlichkeit bzw. an \nAngaben der angewendeten Ähnlichkeitsgesetze fehle, berührt \ndies die Verwertbarkeit der Begutachtung durch die BAM im \nvorliegenden Genehmigungsverfahren nicht. Nach den seitens des \nBfS und der BAM in der mündlichen Verhandlung gegebenen \nErläuterungen dient die von der IAEA etwa unter Ziffer A-\n615.15 des \"Advisory Material\" vorgegebene Dokumentation, die \nneben Prüfzeugnissen und -berichten auch die Angaben darüber \nenthält, welche Prüfungen, Berechnungen und Betrachtungen der \nverkehrsrechtlichen Begutachtung durch die BAM zugrunde \nliegen, und die beim BfS vorgehalten wird, speziellen Zwecken \nder verkehrsrechtlichen Zulassung und hier insbesondere der \nKontrolle im Bereich des auch zwischenstaatlichen Transports \nvon radioaktivem Material. Die Dokumentation als solche ist \ndaher für die Überzeugungsbildung zur Verwertbarkeit von \nSachverständigenaussagen im atomrechtlichen \nGenehmigungsverfahren ohne Bedeutung; insofern verbleibt es \nvielmehr bei den allgemeinen Grundsätzen. \n\n187\n\nSchließlich gebieten der Anspruch auf rechtliches Gehör und \nder Grundsatz der Waffengleichheit, ebenso der des fairen \nVerfahrens nicht die Beiziehung der mit dem Beweisantrag \nangesprochenen Unterlagen und die Gewährung von Einsicht. Die \nangeführten Gebote beziehen sich auf das gerichtliche \nVerfahren und sind auf das beschränkt, was das Gericht auf der \nGrundlage seiner Überzeugungsbildung im Rahmen der \nAmtsermittlung für geboten erachtet. Den Belangen der \nKlägerseite ist prozeßrechtlich dadurch umfassend Rechnung \ngetragen, daß die Amtsermittlung - mit der Folge von \nAktenbeiziehung und -einsicht - bereits dann aktiviert wird, \nwenn ernstliche Zweifel an der Richtigkeit von Darstellungen \nder Gegenseite geweckt werden. Das ist hier aber gerade nicht \nder Fall.\n\n188\n\n8.4 Es steht zur Überzeugung des Gerichts fest, daß die \nGenehmigungsentscheidungen der Beklagten in bezug auf den \nbestimmungsgemäßen Betrieb des Zwischenlagers Ergebnis \nausreichender Prüfungen der Genehmigungsvoraussetzung des § 6 \nAbs. 2 Nr. 2 AtG sind, daß die Beklagte also auf der Grundlage \nder Begutachtung durch die zugezogenen Sachverständigen zu \nRecht in der Sache die erforderliche Schadensvorsorge als \ngetroffen beurteilt hat. \n\n189\n\nHierzu ist zunächst hervorzuheben, daß die von den Klägern \nals verletzt bezeichneten sicherheitstechnischen \nAuslegungsgrundsätze für kerntechnische Anlagen nicht als \nMaßstab heranzuziehen sind. Eine Übertragung der \nangesprochenen Sicherheitsgrundsätze auf ein Zwischenlager mit \nTransport- und Lagerbehältern für abgebrannte Brennelemente \nwäre in Würdigung der der Genehmigung zugrunde liegenden \nSachverständigengutachten und auch nach den einleuchtenden \nErklärungen in der Stellungnahme der BAM vom 9. November 1992 \nvon vornherein verfehlt. Daß für die Aufbewahrung einer \nbegrenzten Anzahl von Brennelementen im unterkritischen \nZustand in Behältern, in denen der sichere Einschluß durch \npassive, jederzeit wirksame technische Maßnahmen gewährleistet \nist und die als inhärent sichere statische Systeme beurteilt \nwerden, redundante und diversitäre Sicherungen über das \nvorgesehene Maß hinaus nicht erforderlich sind, leuchtet ohne \nweiteres ein.\n\n190\n\n8.4.1 Die Abschätzung, daß durch die Aufbewahrung von LWR-\nBrennelementen keine unzulässige Strahlenexposition durch \nDirektstrahlung zu besorgen ist, ist nicht zu beanstanden. Die \nKläger werden durch eine solche Strahlenexposition nicht in \nihren Rechten verletzt.\n\n191\n\nHierzu hat der TÜV in seinem Gutachten vom November 1982 \ndie Neutronen- und Gammastrahlenexposition durch \nDirektstrahlung, indirekten Wandbeitrag und den Skyshine-\nEffekt betrachtet, da Alpha- und Beta-Strahlen spätestens in \nder Behälterwand vollständig absorbiert werden. Er hat mit \ninsgesamt einleuchtenden, auf der Grundlage von teilweise \nexperimentell abgesicherten sowie anhand geprüfter und als \nqualifiziert eingestufter Rechenmodelle ermittelten Daten und \nRandbedingungen zur Quellstärke sowie zur Dosisleistung an den \nBehältern, in der Halle und an den Innen- und Außenseiten der \nHallenwände und des Daches für den ungünstigsten Aufpunkt etwa \n40 m vor der südöstlichen Stirnseite der Halle außerhalb des \nAußenzauns eine maximale Jahresdosis von 0,16 Millisievert \n(mSv) abgeschätzt. Diese unterschreitet den Grenzwert für den \naußerbetrieblichen Überwachungsbereich von 1,5 mSv nach § 44 \nAbs. 1 StrlSchV - die im vorliegenden Verfahren maßgeblichen \nWerte der Strahlenschutzverordnung sind nicht durch die Zweite \nVerordnung zur Änderung der Strahlenschutzverordnung vom \n18. Mai 1989 (BGBl. I S. 943) geändert worden - sicher. Diese \nAbschätzung schließt zahlreiche konservative bzw. \npessimistische Annahmen ein, aufgrund derer der Schluß \nzwingend ist, daß die real zu erwartende Jahresdosis der \nStrahlung am ungünstigsten Aufpunkt noch wesentlich geringer \nist als die abgeschätzte. Für die Jahresdosis am Wohn-, \nArbeits- oder gewöhnlichen Aufenthaltsort der Kläger, auf den \nes für die ihnen geschuldete Schadensvorsorge ankommt, sind \nWerte, die noch deutlich niedriger sind, zu erwarten. Nach \nBerechnungen des TÜV (vgl. Stellungnahme vom 20. April 1983 in \nBeiakte 14), die im wesentlichen auf den gleichen Methoden und \nAnnahmen beruhen wie diejenigen im Gutachten vom November \n1982, haben sich im Bereich der im Süden an das Gelände der \nBeigeladenen angrenzenden landwirtschaftlichen Flächen des \nKlägers zu 1. Werte für die Jahresdosis von kleiner als \n0,01 mSv bis 0,058 mSv und nach einer weiteren Berechnung des \nTÜV für zwei Aufpunkte auf dem Besitz des Klägers zu 1. in \n150 m bzw. 600 m Entfernung von der Mitte des Lagers Werte von \n0,08 mSv bzw. kleiner als 0,01 mSv (vgl. Anschreiben der PTB \nvom 25. Februar 1986 mit Anlage in Beiakte 52) ergeben. Daß \nfür den etwa 2 km vom Standort des BZA entfernten Wohnort des \nKlägers zu 2. die Jahresdosis noch erheblich unter den zuletzt \ngenannten Werten liegen wird, ist zwingend.\n\n192\n\nDie Abschätzung der Strahlung beruht auf Voraussetzungen, \ndie sicher eingehalten werden. Die von den lagernden \nBrennelementen ausgehende Strahlung hat auch unter \nLangzeitbedingungen keine negativen Einflüsse auf den \nBehälterkörper und die massiven Komponenten des Deckelsystems; \nsie bewirkt unter Berücksichtigung der Energiedosis auch keine \nÄnderung der mechanischen und thermischen Eigenschaften des \nModeratormaterials. Der Abschätzung liegt ferner die \ngenehmigte und ausgeführte bauliche Ausgestaltung der \nLagerhalle zugrunde, darunter die in der Nebenstimmung 15 der \nerteilten Baugenehmigung festgelegte für die Abschirmung der \nGammastrahlung relevante Betondichte von 2,3 g/cm3 und ein für \ndie Abschirmung der Neutronenstrahlung bedeutsamer \nWassergehalt des Betons von 4,5 %. Diese Vorgaben sind \nausweislich der Bestätigung der Betonprüfstelle zur Dichte \n(U 36 in Beiakte 82) und der Betonsortenverzeichnisse \n(Beiakte 41) sowie der Bestätigung der Bauaufsichtsbehörde, \ndaß Abweichungen von der Baugenehmigung nicht festzustellen \nsind, (U 167 in Beiakte 84) als erfüllt anzusehen. \nWeiterreichende Anforderungen an die durch die Bauteile \nerreichte Strahlenabschirmung sind danach im Sinne der \nRechtsausführungen im Urteil des Bundesverwaltungsgerichts vom \n11. Mai 1989 - 4 C 1.88 - nicht zu stellen. \n\n193\n\n8.4.2 In bezug auf die Lagerung von THTR-Brennelementen hat \nder TÜV in seinem Gutachten vom September 1988 unter \nHeranziehung von Grundlagen aus dem Gutachten vom November \n1982 die Strahlenexposition durch Direktstrahlung unter \nBerücksichtigung von Anzahl, Anordnung und Größe der Behälter \ndahin abgeschätzt, daß die Jahresdosis am ungünstigsten \nAufpunkt geringer ist als die im Gutachten vom November 1982 \nerrechnete. Diese Abschätzung beruht ihrerseits auf \nnachvollziehbaren, hinreichend konservativen Randbedingungen. \nSie ist auch nicht im Hinblick auf die Modifikationen des \nBehälterhinhalts entsprechend der 4. und 5. Änderung und auf \ndie Aufbewahrung von Brennelementen des AMR zum Nachteil der \nKläger zu ändern. Dies erschließt sich zum einen aus der \ngeringen Zahl der betroffenen Behälter. Zum anderen gelangt \nder TÜV in seinem Gutachten vom Juli 1994 (U 2.2.3 in Beiakte \n101) nachvollziehbar zu dem Ergebnis, daß bei Einlagerung von \nKannen mit bis zu 2110 Betriebselementen und von Bruch- und \nAbfallkannen eine meßbare Erhöhung der Ortsdosisleistung nicht \nzu erwarten ist und die Abschätzung im Gutachten vom September \n1988 die Änderung abdeckt. Bezüglich der Lagerung von \nBrennelementen des AMR in zwei Behältern hat der TÜV im \nGutachten vom Januar 1995 (U 2.2.7 in Beiakte 105) auf der \nGrundlage einleuchtender Annahmen die Dosisleistung als weit \nunterhalb der im Gutachten vom September 1988 zugrundegelegten \nabgeschätzt. Die vorstehenden Ausführungen zur real zu \nerwartenden Strahlenexposition im Bereich der Kläger sind hier \nmit entsprechend niedrigeren Werten zu berücksichtigen.\n\n194\n\n8.4.3 Die Abschätzung, daß durch die Aufbewahrung von LWR-\nBrennelementen keine unzulässige Strahlenexposition durch die \nAbgabe radioaktiver Stoffe zu besorgen ist, ist nicht zu \nbeanstanden. Auch insoweit werden die Kläger nicht in ihren \nRechten verletzt.\n\n195\n\nNach den Gutachten des TÜV vom November 1982 und vom \nSeptember 1986 werden bei ausreichend konservativen, durch \nVorbringen der Kläger nicht in Frage zu stellenden Annahmen \nund Randbedingungen die Dosisgrenzwerte des § 45 StrlSchV ganz \nbeträchtlich und in einem Maß unterschritten werden, das \netwaige Unwägbarkeiten sicher abdeckt. Die Behälter werden auf \nder Grundlage der Begutachtungen der BAM nachvollziehbar als \n\"technisch dicht\" eingestuft, so daß im Normalbetrieb \npraktisch keine Aktivitätsfreisetzung zu besorgen ist. \nDementsprechend ist die Freisetzung radioaktiver Stoffe \nlediglich rechnerisch betrachtet worden, um die Einhaltung der \nmaßgeblichen Dosisgrenzwerte prüfen zu können; die \nvorausgesetzte Abgaberate hat hypothetischen Charakter, die \nweitere Berechnung den einer hypothetischen Grenzbetrachtung. \nDie berechnete Freisetzung, die der TÜV zugrunde gelegt hat, \nist bestimmt durch die gesamte Lagerkapazität, eine von der \nBAM begutachtete Auslegungsleckrate der Behälter und durch das \nmaximal mögliche, nach pessimistischsten Annahmen abgeschätzte \nAktivitätsinventar in der Behälteratmosphäre. Auf dieser \nGrundlage hat der TÜV unter Berücksichtigung der relevanten \ngasförmigen bzw. flüchtigen Nuklide Tritium (H3), \nKrypton-85 (Kr 85), Jod 129 (J 129) und Caesium 134 und 137 \n(Cs 134, 137) und der maximalen Freisetzungsrate je Nuklid in \nAnwendung der Rechenmodelle der Allgemeinen \nBerechnungsgrundlage für die Strahlenexposition bei \nradioaktiven Ableitungen mit der Luft oder in \nOberflächengewässern vom 15. August 1979 (Richtlinie zu § 45 \nStrlSchV, GMBl. 1979, 371) ermittelt, daß die Exposition für \nden Ganzkörper und alle zu betrachtenden Organe Werte der \nJahresdosis von etwa 10-6 mSv nicht übersteigt und somit die \nGrenzwerte des § 45 StrlSchV wie den niedrigsten für die \neffektive Dosis, Teilkörperdosis für Keimdrüsen, Gebärmutter, \nrotes Knochenmark von 3 x 10-1 mSv um mehrere Größenordnungen \nunterschreitet. In bezug auf Aufpunkte auf dem Grundbesitz des \nKlägers zu 1. in 150 m bzw. 600 m Entfernung von der Mitte des \nLagers hat der TÜV Werte errechnet, die um eine bis drei bzw. \neine bis vier Größenordnungen unter dem Wert von 10-6 mSv/a \nliegen. In bezug auf den Wohnort des Klägers zu 2. ist der \nWert für die Strahlenexposition noch geringer anzusetzen.\n\n196\n\n8.4.3.1 Das vom TÜV zugrunde gelegte Maximum des \nAktivitätsinventars in der Behälteratmosphäre beruht auf der \nwegen des Fehlens experimentell abgesicherter Erkenntnisse zur \nHüllrohr-Schadensquote und zu den Freisetzungsanteilen unter \nTrockenlagerbedingungen hypothetischen Annahme, daß direkt \nnach der Behälterbeladung an sämtlichen Hüllrohren der \nBrennstäbe Leckagen auftreten. Mit diesem Ansatz hat der TÜV \ndie Freisetzung von Aktivität und damit die Strahlenexposition \nauch unter Berücksichtigung erforderlicher konservativer \nRandbedingungen erheblich überschätzt. Ob der TÜV in seinen \nVorgaben so weit gehen mußte oder welche andere Hüllrohr-\nSchadensquote anzunehmen war, mag dahinstehen. Für eine \nerhebliche Überschätzung spricht zum einen die Bewertung in \nder Empfehlung der Reaktor-Sicherheitskommission vom 23. März \n1983 (Bundesanzeiger Nr. 106 vom 10. Juni 1983, U 5 in Beiakte \n14); danach entspricht nach experimentellen Befunden und \naufgrund der Einlagerungsbedingungen (z.B. zur maximalen \nHüllrohrtemperatur) eine Hüllrohr-Schadensquote von \nmaximal 1 v.H. realistischen Gegebenheiten mit der Folge einer \nerheblichen Reduzierung der Gesamtfreisetzung. Diese Aussage \nhat im Hinblick auf die in Fragen der Kerntechnik und ihrer \nEinzelkomponenten ausgewiesenen Fachkunde und die \nUnabhängigkeit der Kommission Gewicht. Zum anderen ergeben die \nweiteren Betrachtungen des TÜV eher eine Überforderung des \nkonservativen Ansatzes und eine Überschätzung des Risikos. \nAusgangspunkt ist, daß entsprechend dem Auflagenvorschlag des \nTÜV nur Brennelemente mit intakten Brennstäben eingelagert \nwerden dürfen, was nach der Nebenbestimmung 7.1.1.12 der \nAufbewahrungsgenehmigung rechtzeitig vor der Beladung der \nBehälter durch Bescheinigungen unabhängiger, mit Zustimmung \nder Aufsichtsbehörde beauftragter Sachverständiger \nnachzuweisen ist. Das Verfahren dafür ist in den Technischen \nAnnahmebedingungen (Betriebshandbuch Teil 2 Anhang 3 in \nBeiakte 87) festgelegt. Eine unter Lagerbedingungen \nbetrachtete Beschädigung durch Korrosion der Hüllrohre aus \nZircaloy, einem Werkstoff von hoher Korrosionsresistenz, hat \nder TÜV in Auswertung der Antragsunterlagen und \nexperimenteller Untersuchungen wegen des geringen \nSauerstoffanteils in der gasgefüllten Behälteratmosphäre und \nwegen des durch die Brennelement-Temperaturen bedingten \nAusdampfens von Restfeuchte nachvollziehbar als \nvernachlässigbar bewertet. Bezüglich der mechanischen \nBelastung der Hüllrohre durch den von den Brennstab-\nTemperaturen abhängigen Innendruck hat der TÜV die \nUmfangsdehnung anhand eigener Untersuchungen bei Hüllrohr-\nTemperaturen von 400°C für DWR-Brennelemente und 420°C für \nSWR-Brennelemente - maximal zulässig bei Lagerbeginn sind \n390°C bzw. 410°C - nach Kriechgesetzen und Werkstoffdaten und \nunter Berücksichtigung eines konservativ angesetzten Abbrandes \nmit etwa 0,2 v.H. berechnet, womit der zulässige Dehnwert von \n1 v.H. sicher unterschritten und eine Hüllrohr-Undichtigkeit \ndurch Verformung ausgeschlossen wird. Er hat ferner die \nTangentialspannung als unkritisch bewertet, da bei Hüllrohr-\nTemperaturen von 420°C der Grenzwert, ab dem Versprödung des \nZircaloy einsetzen kann, nicht erreicht ist. Die Nachweise für \ndie entsprechenden Kriterien sind nach den \nNebenbestimmungen 7.1.1.10 und 11 vorzulegen, das \nNachweisverfahren ist in den Technischen Annahmebedingungen \ngeregelt und experimentell abgesichert. Somit ist der Schluß \ndes TÜV ohne weiteres nachvollziehbar, daß realistischerweise \nein systematisches Versagen der Hüllrohre auszuschließen ist. \nEr hat sodann lediglich konservativ lokal begrenzte \nHüllrohrveränderungen und -defekte durch temperaturabhängige \nVerformung und Korrosion nicht ausgeschlossen. Wegen deren \nfehlender Quantifizierbarkeit eine Schadensquote von 100 v.H. \nzugrundezulegen, kann im Hinblick auf die vorstehenden \nZusammenhänge und insbesondere auch deshalb, weil die Annahme \neines gleichzeitigen Vorhandenseins der maximal zulässigen \nHüllrohrtemperaturen in allen Brennstäben eine \nVernachlässigung des Absinkens der Temperatur bei der \ngestreckten Einlagerung einschließt und daher in \nbeträchtlichem Maße konservativ ist, im Einklang mit der \nWertung der Reaktor-Sicherheitskommission jedenfalls als \nÜberforderung des konservativen Ansatzes gewertet werden. \n\n197\n\nDiese Beurteilung wird nicht durch die vom Sachbeistand der \nKläger in Anknüpfung an die Probleme bei der Beladung eines \nBehälters im Kernkraftwerk Philippsburg vorgetragene auf die \nGenehmigungsfähigkeit zielende Kritik in Frage gestellt, eine \nlängere als die den Gutachten zugrunde gelegte Dauer der \nTrocknungs- und Evakuierungsprozedur bei der Beladung sei zu \nerwarten und führe zu einer Überschreitung der maximal \nzulässigen Hüllrohrtemperaturen mit der Folge von nicht \nbetrachteten Hüllrohrschäden. Für derartige Folgen ist aus dem \nEinzelfall nach den hierzu vorgelegten Stellungnahmen des TÜV \nnichts herzuleiten. Nach der Stellungnahme vom 15. April 1996 \nist eine Überhitzung der Hüllrohre nur bei einer bestimmten \ndauerhaften Unterdruckhaltung wegen Abnahme der \nWärmeleitfähigkeit zu besorgen und dies bei den in den \neinzuhaltenden Arbeitsanweisungen festgelegten Randbedingungen \nauszuschließen; die für die Evakuierungs- und \nTrockungsprozeduren zu beachtenden Arbeitsanweisungen und \nPrüfvorschriften wurden aufgrund theoretischer Betrachtungen \nund Verfahrensprüfungen sowie der Abläufe und Ergebnisse \ntatsächlicher Behälterbeladungen festgelegt. Danach leuchtet \nein, daß das Absehen von der Festlegung einer maximal \nzulässigen Beladungsdauer und von der Messung der \nHüllrohrtemperaturen bei der Beladung kein Defizit darstellt. \n\n198\n\nDer weiteren Abschätzung der Aktivitätsfreisetzung in die \nBehälteratmosphäre sind nuklidbezogene Freisetzungsmodelle \nunter weiteren konservativen Randbedingungen zugrunde gelegt. \nInsbesondere hinsichtlich der durch den Dampfdruck bestimmten \nFreisetzung von Cs 134 und Cs 137 ist konservativ der \nDampfdruck des metallischen Caesiums berücksichtigt worden; \nnach der Stellungnahme der Reaktor-Sicherheitskommission führt \ndies zu einer wesentlichen Überschätzung der Caesium-\nFreisetzung, da realistischerweise vom Dampfdruck von Cs-\nOxiden und -Hydroxiden, nicht von Cs-Metall auszugehen \nsei.\n\n199\n\nEine Kontrolle der Hüllrohrintegrität für die Dauer der \nLagerung ist unter Berücksichtigung der gewählten \nkonservativen Ansätze, der Sicherung der \nEinlagerungsbedingungen und der Wärmeabfuhr nach \nnachvollziehbarer sachverständiger Bewertung nicht \ngeboten.\n\n200\n\n8.4.3.2 Die für die Hüllrohrintegrität wesentliche \nAbschätzung, daß die Abfuhr der Nachzerfallswärmeleistung \ngesichert ist, beruht auf hinreichend konservativen Ansätzen \nund Randbedingungen und ist nachvollziehbar. Ausgangspunkt \nsind die nach der Nebenbestimmung 7.1.1.9 nachzuweisende \nWahrung der maximal zulässigen Hüllrohrtemperaturen vor der \nBeladung des Behälters und ferner die für jeden Behältertyp \ndefinierte, im Gutachten der BAM geprüfte Auslegungsleistung \nfür die Wärmekapazität bzw. -leitfähigkeit. Aufgrund eigener \nAbbrandberechnungen anhand als qualifiziert eingestufter \nRechenprogramme, experimenteller Untersuchungen und \nMeßprogramme hat der TÜV mit konservativen Ansätzen zur \nAnfangsanreicherung zu unterschiedlichen Umgebungstemperaturen \nund zur Wandstärke die maximal bis zur Ausschöpfung der \nAuslegungsleistung mögliche Hüllrohrtemperatur berechnet. \nDiese überschreitet bei zwei Behältertypen die festgelegte \nzulässige Höchsttemperatur der Hüllrohre; soweit sich ergeben \nhat, daß letztere die für die Auslegungsleistung des Behälters \nmögliche Temperatur überschreitet, ist nach der Bewertung des \nTÜV die Einhaltung der maßgeblichen Wärmeleistung durch den in \nden Technischen Annahmebedingungen geregelten Nachweis der \neffektiven Nachzerfallswärmeleistung der einzelnen \nBrennelemente gewährleistet. Die sichere Abfuhr der \nNachzerfallswärme ist nach den überzeugenden Ausführungen des \nTÜV im Gutachten vom November 1982 und den Erläuterungen im \nRahmen des Erörterungstermins vom 21. bis 29. Juni 1983 (vgl. \nProtokoll Band 2, S. 681 bis 795) durch natürliche Konvektion \nsichergestellt. Diese Beurteilung beruht darauf, daß die \nLagerhalle lüftungstechnisch für die Abfuhr der \nGesamtwärmeleistung mit einer Sicherheitsreserve ausgelegt \nist, und ferner auf eingehenden experimentellen Untersuchungen \nmit Strömungsversuchen an einem Hallenmodell; deren \nRaumströmungsbild ist nach den Grundsätzen der \nÄhnlichkeitslehre als auf die Lagerhalle übertragbar bewertet, \nweil Modellversuche auch im Bereich der Wärme- und \nStrömungstechnik Stand von Wissenschaft und Technik sind. \nDanach ist nicht zu beanstanden, daß die naturgesetzliche \nKonvektionsströmung als ausreichend und Störungen als \nvernachlässigbar beurteilt worden sind. Auf der Grundlage \nannähernd gleicher Oberflächentemperaturen konnte, zumal \nWärmerückströmungen nicht festgestellt wurden, auf eine \nannähernd gleiche Kühlluftversorgung aller Behälter \ngeschlossen werden.\n\n201\n\n8.4.3.3 Die die Dichtheit der Behälter für LWR-\nBrennelemente betreffenden Grundannahmen für die Abschätzung \nder Ableitung radioaktiver Stoffe und der Strahlenexposition \nim bestimmungsgemäßen Betrieb treffen nach den Gutachten und \nStellungnahmen der BAM zu; von den Klägern vorgetragene \nBedenken greifen nicht durch. Eine Funktionsbeeinträchtigung \nder sicherheitstechnisch bedeutsamen Bauteile durch die \nionisierende Strahlung, die Nachzerfallswärme und den \nBehälterinnendruck ist danach selbst bei einer Hüllrohr-\nDefektrate von 100 v.H. und entsprechender Freisetzung von \nSpaltgasen auszuschließen; für die überwiegend im \nspannungsarmen Zustand befindlichen massiven Komponenten der \nBehälter sind negative zeitabhängige Einflüsse - zumal unter \nBerücksichtigung des Abklingens der Nachzerfallswärme und der \nStrahlenbelastung - nicht zu besorgen. \n\n202\n\nDie BAM hat nachvollziehbar und auf der Grundlage \nkonservativer Annahmen und Randbedingungen begründet, daß eine \nkorrosive Beanspruchung der sicherheitsrelevanten Bauteile mit \nder Folge eines Dichtheitsverlustes auszuschließen ist. Danach \nist eine nachteilige Veränderung des Behälterkörpers und der \nDeckel infolge der Einwirkung von entionisiertem Wasser bei \nder Beladung unter Berücksichtigung der Dauer dieses \nArbeitsgangs, der Dicke der Bauteile, der inneren \nNickelbeschichtung und des äußeren Epoxidharzanstrichs nicht \nzu besorgen; die nach Evakuierung des Behälterinneren noch zu \nbetrachtende Restfeuchtemenge stellt - vor allem wegen Fehlens \nvon Sauerstoff - selbst bei ungünstiger Reaktion bei hohen \nTemperaturen kein Korrosionsrisiko dar, und zusätzliche \nWassereinschlüsse in den Brennelementen sind nicht zu \nerwarten, da nur intakte Brennelemente und Hüllrohre in \nBetracht zu ziehen sind. Für die Metalldichtringe, die die \nmaßgebliche Dichtfunktion über die festgelegte Dauer zu \nerfüllen haben, ist nach den nachvollziehbaren Betrachtungen \nder BAM, die auf jahrelangen Untersuchungen, zahlreichen \ngeprüften Messungen und sachverständigen Auswertungen \naufbauen, gewährleistet, daß keine Restfeuchte zurückbleibt, \ndie ein Korrosionsrisiko darstellt. Die Einhaltung der \nRandbedingungen, Handhabungen und Verfahren in bezug auf den \nBeladungsvorgang, die Vakuumtrocknung sowie die \nVakuumhalteprüfung und die Kontrolle sind im Grundsatz \nsichergestellt. Nach Nebenbestimmung 7 der Genehmigung ist \ndurch Bescheinigungen unabhängiger Sachverständiger \nnachzuweisen, daß Art und Weise der Beladung der Behälter den \nTechnischen Annahmebedingungen entsprechen, und sind die \nentsprechenden Prüfprotokolle der Aufsichtsbehörde zur Prüfung \nvorzulegen. In den geprüften und für geeignet beurteilten \nVorschriften für die Behältertrocknung - Arbeitsanweisung 11 \nund Prüfvorschrift 60, die Teil der Technischen \nAnnahmebedingungen sind - sind die Handhabungs- und \nPrüfschritte und die maßgeblichen Bezugswerte für die \nRestwasserkonzentration im Behälterinneren jeden Behältertyps \nund für die Anforderungen an die Funktionsfähigkeit der \nFeuchtemeßgeräte festgelegt. Der Schluß der BAM, daß mit \ngeeigneten Methoden die Einhaltung der ausreichend sicheren \nRestfeuchtewerte nachgewiesen werden kann, ist nicht zu \nbeanstanden. Ihre Beurteilung deckt auch den Einwand der \nKläger ab, Restfeuchtemengen in Nischen und Spalten des \nBehälterkörpers und ein Wasserfilm zwischen Primärdeckel und \nBehälterkörper würden von der Vakuumtrocknung nicht erfaßt, \nzumal die Vakuumtrocknung vor dem endgültigen Fixieren des \nPrimärdeckels durchgeführt werde. Ein unzulässiges Verschieben \nder Lösung des Problems der Restfeuchte auf die \nBedienungsanleitung, Kontrolle und Meßeinrichtungen ist nicht \nfestzustellen; nach der Prüfvorschrift 60 sind die \nspezifizierten Restfeuchtegehalte als Wasserkonzentrationen \nmit direkten physikalischen Meßmethoden nachzuweisen, und nur \nmit diesem Nachweis ist die Einlagerung genehmigt. Daß die \nspezifizierten Restfeuchtemengen in der Praxis erreichbar \nsind, ist nach dem Gutachten der BAM nicht in Zweifel zu \nziehen und im übrigen experimentell bestätigt worden (vgl. \nStellungnahme der BAM vom 9. November 1992). Auch unter dem \nvom Sachbeistand der Kläger im Hinblick auf die \nBehälterbeladung im Kernkraftwerk Philippsburg angesprochenen \nAspekt der Dauer der Feuchtigkeitseinwirkung bei der \nBeladungsprozedur war ein zusätzliches Korrosionsrisiko nicht \nin Rechnung zu stellen und ist die Beurteilung der BAM nicht \nerschüttert. Nach der die Zusammenhänge nachvollziehbar \nerläuternden Stellungnahme der BAM vom 23. Oktober 1996 sind \nunter den gegebenen Randbedingungen wie entmineralisiertes \nBeckenwasser mit Borsäurezusatz dichtungsrelevante korrosive \nEinflüsse namentlich auf die aluminiumummantelten \nMetalldichtringe auch bei längerer als der zunächst lediglich \nim Hinblick auf betriebliche Erfordernisse zugrunde gelegten \nDauer der Beladung unter Wasser nicht zu erwarten.\n\n203\n\nDaß die Einhaltung der Sicherheitsanforderungen in der \nPraxis die Beachtung und genaue Anwendung der in Arbeits-, \nPrüf- und Kontrollvorschriften festgelegten Vorgaben \nvoraussetzt, ist jeder Anwendung von und jedem Umgang mit \nkomplexerer Technik immanent. Gerade bei nicht \nautomatisierten, voluntativ steuerbaren Abläufen ist \nVerhaltenssicherheit und der praktische - nicht absolute - \nAusschluß von Abweichungen des menschlichen Verhaltens bis hin \nzu menschlichem Versagen durch an den Handelnden anknüpfende \nVorkehrungen zu erzielen. Solche Vorkehrungen sind hier durch \nspezifizierte Werte, dezidierte Prüf- und Arbeitsanweisungen, \nsachverständige und behördliche Kontrollen sowie Anforderungen \nan die Qualifikation des Personals den Maßstäben praktischer \nVernunft genügend getroffen und als Voraussetzung für die \nEinlagerung in der Genehmigung einschließlich der \nNebenbestimmungen und des von deren Regelungsgehalt umfaßten \nBetriebshandbuchs und der Technischen Annahmebedingungen \nfestgelegt. Auch insoweit ergibt sich aus den Vorkommnissen \nbei der Beladung eines Behälters der Bauart CASTOR IIa im \nKernkraftwerk Philippsburg im Sommer 1994, bei der es zu \nAbweichungen von den Prüf- und Arbeitsvorschriften kam, nichts \nGegenteiliges. Abgesehen davon, daß im Ergebnis den \nsicherheitstechnischen Anforderungen genügt wurde \n(vgl. gutachterliche Stellungnahme des TÜV vom 9. September \n1994), haben die Abweichungen keine Lücken in der \nGewährleistung der Einlagerungsbedingungen und in der \nKontrolle hervortreten lassen. Die von den Sachverständigen \naus den Erfahrungen mit dem in Rede stehenden Beladungsvorgang \nunterbreiteten Verbesserungsvorschläge dienen nach der \nStellungnahme des TÜV vom 17. Januar 1995 (Anlage 15 zum \nSchriftsatz der Beklagten vom 7. April 1995 in Beiakte 103) \nder Steigerung der Effizienz des Beladevorgangs, nicht der \nBehebung von Sicherheitsmängeln. Die Umsetzung der \nentsprechenden Erfahrungen und Erkenntnisse durch \nÜberarbeitung der Arbeits- und Prüfvorschriften für die \nBeladung - allerdings ohne die vom Sachbeistand der Kläger \nunter dem Aspekt der wesentlichen Änderung angesprochenen \nKonstruktionsänderung des Primärdeckels durch eine zweite \nPrüfbohrung - ist durch die 6. Änderung genehmigt und damit \njetzt maßgeblich. Im übrigen ist zu beachten, daß das \nRegelsystem der Aufbewahrungsgenehmigung Abweichungen von den \nVorgaben zu Handhabungs- und Prüfschritten, die in der Praxis \nwegen der Komplexität der Abläufe nicht ausgeschlossen werden \nkönnen, bereits Rechnung trägt. Maßgebend für die Einlagerung \nsind die sicherheitstechnischen Anforderungen an den Behälter \nund die Brennelemente, die in der Genehmigung bzw. den \nTechnischen Annahmebedingungen festgelegt sind und die \nzwingend bereits bei der Beladung einzuhalten sind. Dies \nbestimmt Abs. 1 Satz 1 der Nebenbestimmung 7 in Verbindung mit \nden weiteren Regelungen unter 7.1 und 7.2. Der Nachweis ist im \nRegelfall durch die Vorlage der dort aufgeführten Unterlagen \nzu führen. Bei Abweichungen eröffnet Abs. 2 der \nNebenbestimmung 7 den Weg, \"entsprechende Nachweise\" zur \nPrüfung vorzulegen, ob der Inhalt und die Art und Weise der \nBeladung des Behälters den Technischen Annahmebedingungen und \ndamit den materiellen sicherheitstechnischen Anforderungen für \ndie Einlagerung entsprechen. Unter Heranziehung zusätzlich \nvorzulegender Bescheinigungen von Sachverständigen ist es \nSache der Aufsichtsbehörde, trotz Abweichung die Einlagerung \ndes betreffenden Behälters zuzulassen, wenn auf entsprechende \nWeise der Nachweis der sicherheitstechnischen Unbedenklichkeit \ngeführt ist. Daß mit einer solchen Öffnung die \nGenehmigungsbehörde den ihr zu Gebote stehenden \nVerantwortungsbereich für die Sicherstellung der \nerforderlichen Schadensvorsorge überschritten hat, ist nicht \nzu sehen.\n\n204\n\nEine korrosive Beeinflussung der Metalldichtringe durch in \nder Behälteratmosphäre freigesetzte Spaltprodukte hat die BAM \nauch unter Berücksichtigung der Langzeiteinflüsse \nausgeschlossen. Grundlage der Abschätzung ist das vom TÜV \npessimal bei einer Hüllrohr-Schadensquote von 100 v.H. \nberechnete Aktivitätsinventar und die vor dem Druckspalt \nanliegende Massenkonzentration bzw. der Dampfdruck der \nSpaltprodukte einschließlich des aus dem Zerfall von Krypton \nanfallenden Rubidiums. Konservative Randbedingungen sind die \nVernachlässigung chemischer Verbindungen mit niedrigem \nDampfdruck in der Brennstoffmatrix, die Vernachlässigung der \nAbsorption und Reaktion der Spaltprodukte an der Behälterwand \nund am Behälterboden sowie der Verzicht auf die \nBerücksichtigung einer befristeten Dichtfunktion der \nElastomerdichtungen. Nach Berechnung mit konservativen \nDiffusionskoeffizienten, allen Diffusionspfaden, Temperaturen \nund Dampfdruckdifferenzen hat die BAM bei einer Höhe des \nDeckelspalts zwischen Primärdeckel und Behälterkörper \n(Blockspalt) von 10 ?m die auf die Metalldichtung einwirkenden \nflächenbezogenen Spaltproduktmengen als so niedrig \nabgeschätzt, daß ein Verlust der Dichtwirkung nicht zu \nbesorgen ist. Die Einhaltung der Blockspalthöhe war \nursprünglich durch Vorlage des Protokolls über die \nBlockspaltmessung nachzuweisen (vgl. Nebenbestimmung 7.1.1.5 \nder Genehmigung in der Fassung des 1. Nachtrags). Entsprechend \nder Regelung im 2. Absatz der Nebenbestimmung 7.1.1 ist durch \ndie 6. Änderung der Genehmigung bestimmt, daß dieses \nErfordernis entfällt. Der Verzicht auf die Blockspaltmessung \nbedeutet keinen Sicherheitsmangel. Nach dem Versuchsbericht \nder BAM vom 3. September 1992 (Anlage 13 des Schriftsatzes der \nBeklagten vom 7. April 1995 in Beiakte 103) ist nach den \nErgebnissen von unter konservativ simulierten Lagerbedingungen \ndurchgeführten Langzeituntersuchungen zur Dichtwirkung und zum \nWerkstoffverhalten des Metalldichtrings unter Einfluß von \nCaesium eine unzulässige Reduzierung der Dichtwirkung der \nMetalldichtringe aufgrund des Einflusses von Caesium \nauszuschließen; die Übertragbarkeit dieser Bewertung auf die \nBehälter für LWR-Brennelemente ist in der Stellungnahme der \nBAM vom 2. Februar 1995 (U. 2.3.8 in Beiakte 106) \nbestätigt.\n\n205\n\nDie Langzeitdichtwirkung des Deckelsystems hat die BAM im \nGutachten vom November 1982 auch im übrigen auf der Grundlage \neigener Untersuchungen und Berechnungen unter konservativen \nRandbedingungen nachvollziehbar abgeschätzt. Die für die \nMetalldichtringe erforderliche durch die Reaktionskraft des \nSpiralfederkerns bewirkte Mindestanpresskraft wird danach für \ndie Lagerzeit von 40 Jahren sicher eingehalten; ein durch \nRelaxation bedingter Spannungsabfall des Spiralfederwerkstoffs \nwird als unkritisch angesehen, ein Kriechbruch der Spiralfeder \nunter Berücksichtigung der maximalen Temperatur einleuchtend \nausgeschlossen. Bei dieser Abschätzung kann sich die BAM auf \nvorgelegte Ergebnisse über Langzeituntersuchungen an gleichen \noder ähnlichen Metalldichtringen vom Typ Helicoflex stützen. \nDie erforderlichen Anpresskräfte werden durch die \nDeckelschrauben sicher aufrechterhalten; deren \nSpannungsverluste durch Relaxation sind mit beträchtlichen \nReserven unbedeutend. Daß, wie seitens der Kläger vorgetragen \nwird, konkrete Erkenntnisse aus praktischer Anwendung an \nBehältern für Brennelemente noch nicht vorliegen, ist als \nsolches kein Mangel, vielmehr eine typische Situation bei sich \nneu stellenden Problemen, deren Folgen durch die \nsachverständigen Beurteilungen soweit wie im maßgeblichen \nZeitpunkt möglich abgedeckt sind. Eventuell verbleibender \nUnsicherheit muß durch Kontrollen, z.B. mittels des \nLagerbehälter-Überwachungssystems, und Offenhalten späterer \nAbhilfe Rechnung getragen werden. \n\n206\n\nAufgrund der vorstehend erörterten Randbedingungen wird die \nfür die betrachtete Aktivitätsfreisetzung zugrunde gelegte \nAuslegungs-Helium-Leckrate von 10-7 mbar l/s nach der \nAbschätzung der BAM für den genehmigten Zeitraum sicher \neingehalten. Sie wird konservativ als das technische Kriterium \nangesehen, mit dem die ordnungsgemäße Dichtsystemfunktion \nbestätigt wird. Diese Leckrate wird bei den Metalldichtungen \ndes Primärdeckels und des Sekundärdeckels, mithin durch zwei \nBarrieren, sicher eingehalten. Unter Zugrundelegung der \nLeckrate hat die BAM weiter insbesondere die Caesium- und \nTritium-Permeation berechnet; danach ist die Tritium-Leckrate \nnach 40 Jahren auf maximal 1 Tritium-Atom pro Jahr \nangestiegen. Die Standard-Helium-Leckrate ist in den \nTechnischen Annahmebedingungen zugrunde gelegt und ist nach \nder Nebenbestimmung 7 vor der Beladung, dem Abtransport zum \nBZA und unverzüglich nach der Einlagerung nachzuweisen. Mit \nihr ist in jedem Fall den Annahmen der hypothetischen \nBetrachtung zur Aktivitätsfreisetzung behälterseitig genügt. \nOhne weiteres nachvollziehbar ist danach, daß eine \nAbluftfilterung nicht zur Wahrung der erforderlichen \nSchadensvorsorge geboten ist.\n\n207\n\nSonstige an den Deckeldichtungen vorbeiführende \nAktivitätsfreisetzungen über nicht überwachte Pfade sind \nauszuschließen. Die der Genehmigung zugrunde liegende \nRisikobewertung, daß nach dem Stand von Wissenschaft und \nTechnik eine Beeinträchtigung der Haftfestigkeit der \ngalvanisch aufgetragenen Nickelschicht auch unter \nLangzeitbedingungen und desweiteren ein nicht detektierbarer \nFreisetzungspfad auszuschließen sind, ist nicht zu \nbeanstanden. Dabei konnte sich die Genehmigungsbehörde auf die \nnachvollziehbare Abschätzung der BAM stützen, wie sie \njedenfalls in der gutachtlichen Stellungnahme für das \nBrennelement-Zwischenlager Gorleben vom 20. Oktober 1982, auf \ndie die bestätigende und aktualisierende Stellungnahme der BAM \nvom 9. November 1992 verweist, und in den Äußerungen der \nSachverständigen im Erörterungstermin von 1983 (vgl. Protokoll \nBand 2, S. 641 ff., 670 ff. in Beiakte 17) ihren Ausdruck \ngefunden hat. Von den Klägern hierzu vorgetragene Einwände \nvermögen diese sachverständigen Aussagen nicht zu erschüttern. \nNach der Abschätzung der BAM sind Haftungsschäden, Risse und \nPoren der Nickelbeschichtung schon fertigungstechnisch \nauszuschließen. Nach der Oberflächenbearbeitung und der \nchemischen sowie elektrochemischen Vorbehandlung der zu \nvernickelnden Flächen mit der Folge des Herauslösens des \nKugelgraphits aus dem Gußeisen und dadurch bedingter höherer \nHaftfestigkeit sowie nach Prüfung der Oberflächenbehandlung \nerfolgt die Beschichtung in einem Arbeitsgang auf Flächen, \nKanten und Radien, wobei infolge inhomogener \nStromdichteverteilung morphologische Unterschiede entstehen, \ndie einen durchgehenden Freisetzungspfad verhindern. Die \nanschließende spanabhebende Bearbeitung ist eine indirekte, \nharte Haftungsprüfung, weil die dabei auftretenden \nSchnittkräfte bei nicht vollständiger Haftung der \nNickelschicht deren sofortige Ablösung zur Folge hätten. Mit \nder Sichtprüfung durch Sachverständige und der \nFarbeindringprüfung lassen sich nach der Abschätzung der BAM \nRisse eindeutig feststellen; ferner wird die Einhaltung der in \nden Herstellervorschriften definierten Eigenschaften geprüft, \nund ist die Nickelbeschichtung Teil der Qualitätssicherung. \nEin zerstörungsfreies Prüfverfahren ist bei metallischen \nBeschichtungen nicht gegeben; im übrigen hat die Nickel-\nBeschichtung bei Fallversuchen zur Simulation von Störfällen \nden abdeckenden Belastungen standgehalten. Desweiteren hat die \nBAM einen nicht detektierbaren Freisetzungspfad, bei dem \nradioaktive Stoffe die Nickelschicht auf einer Strecke von \netwa 28 cm, auf der die Nickelschicht auf drei senkrecht \nzueinander stehenden Flächen abgeschieden ist, unterkriechen \nmüßten, ausgeschlossen, zumal die Anpresskräfte der \nPrimärdeckel- und Sekundärdeckel-Verschraubung als weitere \nBarriere wirken. \n\n208\n\nDie Abschätzung der Aktivitätsfreisetzung ist schließlich \nnicht durch das Vorbringen des Sachbeistands der Kläger \nerschüttert, wegen des fehlenden nachgewiesenen Ausschlusses \nverborgener Fehler etwa im Bereich der Längsbohrungen sei \nkonservativ eine erhebliche Freisetzung von Tritium durch \nDiffusion durch die Behälterwand anzunehmen; nach der in \nder Sache nicht substantiiert angegriffenen Begutachtung \ndurch die BAM ist eine solche Freisetzung, wie zur \nQualitätssicherung weiter erörtert werden wird, für den \nbestimmungsgemäßen Betrieb und nach der bereits erörterten \nAuswertung der Fallversuche für Störfälle zuverlässig \nauszuschließen.\n\n209\n\n8.4.4 Die der Risikoermittlung und -bewertung der \nGenehmigungsbehörde in bezug auf die Lagerung von \nBrennelementen und sonstigem Lagergut aus dem THTR \nzugrundeliegende Abschätzung der Abgabe radioaktiver Stoffe im \nGutachten des TÜV vom September 1988 und in weiteren \ngutachtlichen Stellungnahmen ergibt ebenfalls bei Ansatz \nkonservativer Randbedingungen ein Unterschreiten der \nDosisgrenzwerte des § 45 StrlSchV um mehrere \nGrößenordnungen.\n\n210\n\nDer als \"technisch dicht\" eingestufte Behältertyp läßt im \nNormalbetrieb praktisch keine Aktivitätsfreisetzung besorgen. \nDie Freisetzung ist gleichfalls allein auf der Grundlage einer \nberechneten hypothetischen Abgaberate zugrunde gelegt. Davon \nausgehend hat der TÜV aus dem maximalen, konservativ \nangesetzten Aktivitätsinventar in der Behälteratmosphäre die \nAbgabe radioaktiver Stoffe bezogen auf die gasförmigen Nuklide \nH 3 und Kr 85 errechnet und unter Berücksichtigung des \nAuftretens des Nuklids C 14 Werte für die Jahresdosis in der \nGrößenordnung von 10-5 mSv abgeschätzt. Die Beurteilung des \nUnterschreitens der Dosisgrenzwerte des § 45 StrlSchV um \nmehrere Größenordnungen hat der TÜV in der ergänzenden \nStellungnahme vom 7. Juni 1989 (U. 2.1.5 in Beiakte 80) \naufrechterhalten. Die vom TÜV auf der Grundlage allgemeiner \nKenntnisse, experimenteller Ergebnisse und eigener \nBerechnungen formulierten Randbedingungen und Annahmen sind \nhinreichend konservativ.\n\n211\n\n8.4.4.1 Dies gilt zunächst für das Aktivitätsinventar in \nder Behälteratmosphäre; insoweit ist die Barrierewirkung der \nBrennelementkanne mit einer Leckrate von 10-3 mbar l s-1 nicht \nmindernd berücksichtigt, da mangels Dichtheitsnachweises davon \nkein Kredit genommen wird. Folge der im Vergleich mit dem \nReaktorbetrieb wesentlich niedrigeren Brennelementtemperaturen \nin der Kanne ist, daß die Freisetzung aus mechanisch intakten \nBrennelementen, auf die sich die Einlagerung im Grundsatz \nbezieht, und die Freisetzung von anderen Spaltprodukten als \nH 3 und Kr 85 vernachlässigbar gering ist. Das betrachtete \nAktivitätsinventar an H 3 und Kr 85 ist im Vergleich mit dem \nin Behältern für LWR-Brennelemente nachvollziehbar als sehr \nniedrig eingestuft. Die Nachzerfallswärme, deren unter \nungünstigen Bedingungen betrachtete Abfuhr ebenso wie bei der \nLagerung der LWR-Brennelementen gesichert ist, ist mit sehr \nhohem Sicherheitsabstand so niedrig, daß eine \ntemperaturbedingte Schädigung der Graphitstruktur der \nBrennelemente ausgeschlossen wird. Nachvollziehbar ist weiter \ndie Annahme, daß mechanisch beschädigte Brennelemente beim \nEntladevorgang im THTR mit einer nach behördlicher Bestätigung \nbetriebsbereiten Sortier- und Prüfeinrichtung zuverlässig \nerkannt und automatisch ausgesondert werden und daß \ngeringfügige Beschädigungen der Brennelement-Struktur bei \nErhaltung der Barrierefunktion der Brennstoffpartikel für eine \nSpaltproduktfreisetzung ohne Bedeutung sind. Selbst wenn sich \ninfolge der angesprochenen Kugelbruchrate im THTR vereinzelt \nauch zerbrochene Elemente im Behälter befinden, hat das nach \nder ergänzenden Stellungnahme des TÜV vom Februar 1990 \n(U 2.2.3 in Beiakte 80), die auf der Auswertung umfassender \nDokumentationen der betrieblichen Kühlgasaktivität und eigenen \nAbschätzungen des TÜV beruht, nicht zur Folge, daß der im \nGutachten vom September 1988 konservativ zugrunde gelegte, für \neine Spaltproduktfreisetzung relevante Partikeldefektanteil \nvon 2 x 10-3 zu erhöhen ist. Schließlich führt nach der \ngutachtlichen Stellungnahme des TÜV vom 9. März 1990 (U 2.2.4 \nin Beiakte 80) auch das Vorhandensein von Absorber- und \nModeratorelementen im Behälter zu keinen negativen Folgen, \ninsbesondere nicht zu einer höheren H 3-Freisetzung, einer \nErhöhung der Nachzerfallswärme oder der Gammastrahlen-\nQuellstärke. \n\n212\n\n8.4.4.2 Die die Dichtheit der Behälter selbst betreffenden \nGrundannahmen für die Aktivitätsfreisetzung treffen nach dem \nGutachten der BAM vom September 1988 zu. Danach haben die \nionisierende Strahlung im Hinblick auf die \nNeutronenquellstärke, die um mehrere Größenordnungen unter \nderjenigen in Behältern für LWR-Brennelementen liegt, die \nNachzerfallswärme wegen vergleichsweise wesentlich niedrigerer \nTemperaturen am Dichtungsbereich, der Behälterinnendruck und \nder Sperraumdruck keine Funktionsbeeinträchtigung der \nsicherheitstechnisch bedeutsamen Bauteile zur Folge. Ebenso \nsind Korrosionseinflüsse auszuschließen. Eine Freisetzung \nkorrosiver Spaltprodukte ist wegen der Barrierewirkung der \nBrennelementstruktur und wegen der niedrigen \nBrennelementtemperatur auszuschließen. Das aus dem Zerfall von \nKr 85 anfallende Nuklid Rubidium gelangt wegen Reaktion mit \nFeuchte und Sauerstoff nicht elementar und wegen des niedrigen \nDampfdrucks auch nicht als Oxid bzw. Hydroxid in den \nDichtungsbereich. Die somit nach Evakuierung und \nHeliumbefüllung des Behälterinneren nur zu betrachtende \nluftgetragene Restfeuchte ist nach den nachvollziehbaren \nAbschätzungen des TÜV und der BAM für korrosive Einflüsse auf \nBrennelemente und Dichtungsbestandteile ohne Bedeutung. Die \ndurch Änderung der Arbeitsanweisung 38/2 \"Heliumbefüllung für \ndie Behälter\" für THTR-Brennelemente aufgrund bei der Beladung \ngemachter Erfahrungen vorgenommene Erhöhung des \neinzustellenden Evakuierungsdrucks von 1 mbar auf entsprechend \n10 mbar, die Gegenstand der 2. Änderungsgenehmigung ist, ist \nnach der gutachtlichen Stellungnahme der BAM vom 24. Juni 1992 \n(U 2.2.1 in Beiakte 98) wegen nur minimaler Erhöhung des \nRestfeuchteanteils ohne Relevanz für die Dichtheit. Die \nAufrechterhaltung der Langzeitwirksamkeit der maßgebenden \nBarrierenbestandteile wird unter Bezugnahme auf die \nausführlichen, insbesondere auf die Eigenschaften der \nverwendeten Werkstoffe bezogenen Betrachtungen im Gutachten \nder BAM vom November 1982 nachvollziehbar bestätigt. Auf der \nGrundlage der geprüften Grundannahmen wird die Auslegungs-\nHelium-Leckrate von 10-5 mbar l/s aus sicherheitstechnischer \nSicht für Behälter für THTR-Brennelemente als klein genug \nbewertet und der Abschätzung der Aktivitätsfreisetzung \nzugrunde gelegt. Gleichwohl wird konservativ eine Standard-\nHelium-Leckrate von 10-7 mbar l/s als das maßgebliche \nDichtheitskriterium angesehen, das in den Technischen \nAnnahmebedingungen zugrunde gelegt ist. Damit ist auch hier in \njeden Fall den Annahmen der hypothetischen Betrachtung der \nAktivitätsfreisetzung behälterseitig genügt.\n\n213\n\n8.4.4.3 Die Abschätzung der Strahlenexposition ist nicht im \nHinblick auf Modifikationen des Behälterinhalts, die durch die \n4. und 5. Änderung genehmigt worden sind, zu ändern. Nach den \nGutachten des TÜV und der BAM vom Juli 1994 (U 2.2.3 und \nU 2.2.2 in Beiakte 101) und der Stellungnahme der BAM vom \n2. März 1994 (U 2.2.1 in Beiakte 101) stellen die Änderungen \ndurch die 4. Änderungsgenehmigung die grundsätzlichen Aussagen \nin den Gutachten vom September 1988 zur Strahlenexposition \nnicht in Frage. Die Erhöhung der Lagermenge auf \n620.000 Brennelemente kann als durch die Sicherheitsgutachten \nabgedeckt bewertet werden. Die Erhöhung der Anzahl bestrahlter \nBetriebselemente im Behälter auf maximal 2110 ist unter den \nAspekten des Wärmeeintrags und der Freisetzung von Aktivität \nebenfalls durch die Dichtheits- und Expositionsbetrachtungen \nabgedeckt. Im Hinblick auf die Einlagerung von mit Bruchkannen \nbeladenen Behältern ist unter Ansatz eines konservativ \neingestellten höheren Anteils defekter Brennstoffpartikel, der \nhöheren Abklingzeit und der Annahme der Freisetzung der \ngesamten Aktivität unmittelbar nach Befüllen der Kanne das \nmaximale Aktivitätsinventar von H 3 und Kr 85 betrachtet \nworden. Trotz wesentlicher Erhöhung des Kr 85-Anteils gelangt \nder TÜV wegen der begrenzten Anzahl von etwa 20 Behältern \nnachvollziehbar zu der Einschätzung, daß die \nStrahlenexposition gegenüber der im Gutachten vom \nSeptember 1988 angegebenen kaum verändert ist. Hinsichtlich \nder Behälter mit unterschiedlicher Zusammensetzung und \nBefüllung, insbesondere unvollständigem Befüllungsgrad ist die \nbei einem Evakuierungsdruck von entsprechend 10 mbar \nabgeschätzte Erhöhung des Restfeuchteinventars selbst im \nungünstigsten Fall der Befüllung mit nur einer Brennelement-\nKugel ohne korrosive Bedeutung, da der von der BAM berechnete \nmaximale Feuchtegehalt den für die Metalldichtungen maximal \nzulässigen sicher unterschreitet. Bei den von der 5. Änderung \nerfaßten Behältern mit Abfallkannen ist nach den oben \nangeführten Gutachten des TÜV und der BAM vom Juli 1994 und \nweiteren gutachtlichen Stellungnahmen (in Beiakte 105) im \nVergleich mit den Gutachten vom September 1988 von geringen \nWerten für das Aktivitätsinventar und den Temperatureinfluß \ndes Erodiergutes sowie der Betriebselemente auszugehen. Das \nEntstehen eines aus der Verbindung von Wasserstoff aus der \nRestfeuchte mit Luftsauerstoff gebildeten Knallgasgemisches \nmit der Folge der Beeinträchtigung der spezifizierten \nDichtheit bei Überschreiten der Zündgrenze ist durch \nMolekularsieb und langfristig wirksamen \nRekombinationskatalysator vermieden. Die Restfeuchte ist \nnachvollziehbar unter konservativen Ansätzen so gering \nberechnet worden, daß ein Risiko der Korrosion unbedeutend \nist. Die mit der 5. Änderung genehmigte Aufbewahrung von AMR-\nBrennelementen ist nach den Gutachten des TÜV und der BAM vom \nJanuar 1995 (U 2.2.7 und 2.2.8 in Beiakte 105) und weiteren \ngutachtlichen Stellungnahmen sicherheitstechnisch \nunbedenklich. Die konservativ angesetzten Parameter \nZerfallswärmeleistung, maximale Gesamtaktivität im Behälter \nund maximale Freisetzungsrate sind durch die Abschätzungen in \nden Gutachten vom September 1988 abgedeckt. Korrosive \nEinflüsse sind wegen der geringen Restfeuchte nicht zu \nerwarten; für die genehmigte Lagerdauer sind Integrität und \nDichtheit der Behälter gewährleistet. \n\n214\n\n8.4.5 Die Abschätzung der Strahlenexposition bei der \nLagerung von LWR-, THTR- und AMR-Brennelementen ist nicht \nwegen eines Risikos der Kritikalität der Brennelemente unter \nLagerbedingungen in Frage zu stellen. Die PTB hat in der auf \ndie Auswertung von Literatur und eigenen Berechnungen \nabgestützten Kritikalitätsbetrachtung vom 11. März 1986 (U 3 \nin Beiakte 15), die auf konservativsten Randbedingungen - wie \nFlutung der Behälter durch Wasser, Betrachtung unbestrahlter \nBrennelemente mit entsprechend erhöhtem Kernbrennstoffgehalt, \nrechnerische Nachbildung einer unendlich ausgedehnten \nBehälteranordnung, dichtest mögliche Packung benachbarter \nBehälter - aufbaut, für LWR-Brennelemente einen \nNeutronenvermehrungsfaktor errechnet, bei dem Behälter sicher \nunterkritisch bleiben. Die Unterkritikalität der Behälter für \nTHTR-Brennelemente wird nach der Stellungnahme der PTB vom \n8. Mai 1989 (U 2.2 in Beiakte 78) unter den gleichen \nRandbedingungen - auch bei Mischnutzung der Halle mit \nBehältern für LWR-Brennelemente - und nach der Stellungnahme \ndes BfS vom 5. März 1991 (U 3.3 in Beiakte 78) auch bei \nBerücksichtigung von beschädigten und zerbrochenen \nBrennelementen und Moderator- und Absorberelementen sicher \neingehalten. Dieses Ergebnis wird in der Stellungnahme des BfS \nvom 19. Oktober 1994 (U 2.2.6 in Beiakte 101) für die \nGegenstände der 4. Änderungsgenehmigung und in der \nStellungnahme vom 18. Januar 1995 (U 2.2.10 in Beiakte 105) \nfür die Gegenstände der 5. Änderung bestätigt.\n\n215\n\n8.4.6 Die Einhaltung der Vorgaben bezüglich der \neinzulagernden Stoffe und der verwendeten Lagerbehälter, die \nder Abschätzung der Strahlenexposition zugrunde gelegt wurden, \nist - über die bereits erörterten Aspekte hinaus - hinreichend \ngesichert. Dafür sind in den Nebenbestimmungen zahlreiche \nkonkretisierende Anforderungen festgelegt sowie \nUntersuchungen, Kontrollen, Nachweise und Dokumentationen \naufgegeben worden. Das komplexe Regelungssystem läßt Lücken \nnicht erkennen. Insbesondere ist vor der Beladung des \njeweiligen Behälters aufgrund von nach der Nebenbestimmung 7.1 \nder Aufsichtsbehörde vorzulegenden Unterlagen ausreichend \ngewährleistet, daß nur spezifikationsgerechte, nach Maßgabe \ndes Qualitätssicherungsprogramms der BAM hergestellte Behälter \nzum Einsatz kommen. Hinsichtlich der weiteren Arbeitsschritte \nbis zur Einlagerung der Behälter ist der Beigeladenen in der \nNebenbestimmung zur Auflage gemacht, durch Bescheinigungen \nunabhängiger Sachverständiger nachzuweisen, daß der Inhalt und \ndie Art der Behälter den geprüften Technischen \nAnnahmebedingungen entsprechen, und verschiedene \nPrüfprotokolle vorzulegen. Wegen der Kontrolle der mit den \nBegleitpapieren vorzulegenden Dokumentation im Hinblick auf \ndie Einhaltung der Technischen Annahmebedingungen ist in \nNebenbestimmung 18 der Genehmigung in der Fassung des \n1. Nachtrags auf das Betriebshandbuch verwiesen, in dessen \nTeil 2 diese Kontrolle vorgesehen ist. Im Hinblick auf die \nvorstehend betrachteten Sachverständigenbeurteilungen spricht \nnichts für die Erforderlichkeit, über die verfügten Auflagen \nhinaus spezifizierende Regelungen zum Behälterinhalt zu \ntreffen. Insoweit greift die Überwachungsfunktion der \nAufsichtsbehörde ein, nämlich die Aufgabe, über die Einhaltung \nder Vorschriften des Atomgesetzes und der auf dessen Grundlage \nerlassenen Rechtsverordnungen einschließlich der \nStrahlenschutzverordnung, ferner der Vorgaben einer \natomrechtlichen Genehmigung zu wachen (§ 19 Abs. 1 AtG). \nHierbei handelt es sich um betriebsbegleitende Maßnahmen bei \neinzelnen Einlagerungsvorgängen und sonstige Betriebsabläufe, \ndie in bezug auf konkrete Behälter und einzelne Schritte vor \nOrt zu realisieren sind. Wechselwirkungen, die die \nGenehmigungsfrage aufwerfen, weil die Regelungsdichte der \nGenehmigung nicht ausreicht,\n\n216\n\nvgl. BVerwG, Urteil vom 9. August \n1994 - 7 C 44.93 -, BVerwGE 96, 259, \n267,\n\n217\n\nwerden nicht hervorgerufen. Anhaltspunkte für Zweifel an \nder Zuverlässigkeit und Unabhängigkeit der Aufsichtsbehörde \nfür die Prüfung und Kontrolle der ihr vorzulegenden Nachweise \nsind nicht ersichtlich. Insoweit mit Blick auf \nInteressenverflechtungen vorgebrachte Einwände gehen über \nallgemeine, unsubstantiierte Vermutungen nicht hinaus und \nstellen letztlich die Möglichkeit und Zulässigkeit des Umgangs \nmit gefährlichen Stoffen als solchen in Frage. Die von der \nGenehmigungsbehörde und der Beigeladenen unabhängige Kontrolle \nbegegnet der Möglichkeit eines Unterlaufens der gestellten \nspeziellen Anforderungen.\n\n218\n\nIm Betriebshandbuch und seinen Anhängen (spezielle \nPrüfvorschriften und Arbeitsanweisungen), der von den \nSachverständigen als geeignet begutachteten Grundlage für \neinen sicheren Betrieb, sind die einzelnen Arbeitsschritte \nsowie die je nach speziellen Voraussetzungen alternativen \nArbeitsabläufe detailliert beschrieben. Daß die Regelungen in \nNebenbestimmung 18 in der Fassung des 1. Nachtrags bezüglich \nder Vorlage eines überarbeiteten Betriebshandbuches, in das \nüberarbeitete Technische Annahmebedingungen aufzunehmen sind, \nnach der 2. Änderungsgenehmigung nicht mehr gelten, erklärt \nsich aus der Tatsache, daß ein überarbeitetes, sachverständig \ngeprüftes Betriebshandbuch, dem die Genehmigungsbehörde \nzugestimmt hat, vorgelegt worden ist. Der Neufassung der \nNebenbestimmung 18 ist nicht zu entnehmen, daß das \nErfordernis, das Betriebshandbuch vorzuhalten, entfallen ist; \nsie setzt vielmehr das geprüfte und bestätigte Regelungs- und \nAnweisungsgefüge des Betriebshandbuchs voraus. Die mit der \n2. Änderung angeordnete Zuweisung der Überprüfung von \nÄnderungen des Betriebshandbuchs an die Aufsichtsbehörde trägt \ndem Umstand Rechnung, daß bei Erlaß der neuen Nebenbestimmung \ndie Genehmigungsverfahren für die Aufbewahrung von LWR- und \nTHTR-Brennelementen abgeschlossen waren und das \nBetriebshandbuch als ein in sich geschlossenes, in den Teilen \naufeinander abgestimmtes Regelwerk nach sachverständiger \nPrüfung die Zustimmung der Genehmigungsbehörde gefunden hat. \nDanach betreffen eventuelle Änderungen den Vollzug der \nGenehmigung in bezug auf einzelne Schritte der Einlagerung und \ndes Lagerbetriebs in der Praxis, gegebenenfalls in Auswertung \npraktischer Erfahrungen. Solche Vorgänge und Abläufe im \nDetail, die der Kontrolle der Praxis durch die \nAufsichtsbehörde unterfallen, konnte die Genehmigungsbehörde \ndieser überlassen, ohne daß der Schutz Dritter dadurch \nbetroffen wird. Auch die Aufsichtsbehörde ist in der konkreten \nPraxis an die Vorschriften des Atomgesetzes und der auf dessen \nGrundlage erlassenen Rechtsverordnungen gebunden, hat deren \nEinhaltung zu überwachen und ist dabei auf den Grundsatz \nbestmöglicher Schadensvorsorge festgelegt. Daß Änderungen des \nBetriebshandbuchs im Sinne der Nebenbestimmung 18 neuer \nFassung nicht auch solche Änderungen umfassen, die der \nEinhaltung des Genehmigungsinhalts einschließlich der \nNebenbestimmungen zuwiderlaufen, die also beispielsweise die \nin der Nebenbestimmung 7 zum Zwecke der Gewährleistung der \nDichtheit der Behälter festgelegten Werte und den sonstigen \nInhalt der Nachweise oder die das Verfahren der Einschaltung \nder Aufsichtsbehörde (vgl. Nebenbestimmung 10, 11, 13) \nbetreffen, und die die Genehmigungsfrage aufwerfen, folgt \nunmittelbar aus der Nebenbestimmung 3 und versteht sich im \nübrigen von selbst, weil sowohl die Beigeladene als auch die \nAufsichtsbehörde an den Inhalt der Genehmigung strikt gebunden \nsind.\n\n219\n\n8.4.7 Die für einen sicheren Betriebsablauf erforderlichen \nEinrichtungen wie Hebezeuge und Handhabungseinrichtungen, das \nStrahlenschutzmeßsystem, die elektrotechnischen Anlagen und \ndas Lagerbehälter-Überwachungssystem sind in Erfüllung der \nNebenbestimmung Nr. 5 in der ursprünglichen Bescheidfassung \neiner Funktions- und Abnahmeprüfung des TÜV unterzogen und als \nfunktionsgerecht begutachtet worden. Insbesondere das \nLagerbehälter-Überwachungssystem gewährleistet nach den \nGutachten des TÜV und der BAM die ihm zugeschriebenen \nFunktionen der Überwachung der Dichtheit des Deckel-Dichtungs-\nSystems, der Ortsdosisleistungen, bei Störmeldungen der \nHilfsanlagen und der Selbstüberwachung ausreichend \nzuverlässig. Die Konstruktion und Auslegung der u.a. nach \nvorgelegten Zeichnungen und Prüffolgeplänen geprüften \nDruckmeßgeräte einschließlich der von der \n3. Änderungsgenehmigung erfaßten (vgl. Stellungnahme der BAM \nvom 16. November 1993, U 2.2.1 in Beiakte 97) stellen sicher, \ndaß bei einem Abfall des Sperraumdrucks durch Verlust der \nDichtwirkung im Bereich des Primärdeckels und des \nSekundärdeckels eine optische und akustische Signalanzeige bei \nder zentralen Überwachungseinheit jeweils erfolgt, wenn der \nSperraumdruck über dem maximal zulässigen Behälterinnendruck \nliegt. In die Betrachtung sind unter Einbeziehung von \nHerstellerversuchen und unter konservativen Randbedingungen \ndie denkbaren Einzelfehler eingestellt und nachvollziehbar \ndahin bewertet, daß das Druckmeßgerät auch dann seine \nbestimmungsgemäße Funktion sicher erfüllen kann und dies für \ndie genehmigte Lagerdauer gilt. Auch ist die \nFunktionstauglichkeit nicht im Hinblick auf die Verbindung des \nDruckmeßgeräts mit den übrigen Systemteilen in Frage zu \nstellen. Soweit es nach der Einlagerung von Behältern mit \nTHTR-Brennelementen bei der ursprünglich genehmigten \nKabeldurchführung durch die Schutzplatte zu Fehlmeldungen \ngekommen ist, kann dahinstehen, ob dadurch relevante \nFunktionsmängel der Konstruktion hervorgetreten sind. Diese \nsind jedenfalls, was für die gerichtliche Entscheidung \nmaßgeblich ist, mit der Änderung der Kabeldurchführung durch \neinen ungeteilten, abgedichteten Flansch, die Gegenstand der \n2. und 6. Änderungsgenehmigung ist, behoben. Nach den hierzu \nvorgelegten gutachtlichen Stellungnahmen des TÜV und der BAM \n(in Beiakten 98 und 110) ist die Konstruktionsänderung nach \ndem Stand von Wissenschaft und Technik selbst unter \nungünstigen Bedingungen geeignet, das Eindringen von Schmutz \nund Nässe zum Druckschalter und korrosive Einflüsse \nausreichend zu verhindern und die Funktionstauglichkeit des \nDruckmeßgeräts auch unter den mangels Ausgleichs mit dem \nAtmosphärendruck geänderten Druckverhältnissen unter der \nSchutzplatte und bei unterschiedlichen Umgebungstemperaturen \nund Schalttoleranzen sicherzustellen; dies gilt so auch bei \naufgebrachtem Fügedeckel. Die erforderlichen Änderungen der \nHandhabungsabläufe sind im geänderten Betriebshandbuch und \nweiteren Prüf- und Arbeitsvorschriften festgelegt.\n\n220\n\n8.4.8 Die Einhaltung der sicherheitsrelevanten Funktionen \nsämtlicher Behälterbauteile und Komponenten wird durch die von \nder BAM eingehend begutachtete Qualitätssicherung \nsichergestellt, die entgegen dem Vortrag des Sachbeistands der \nKläger gerade nicht maßgeblich auf Verfahrensprüfungen \nabstellt. Durch die festgelegten Maßnahmen der \nQualitätsplanung - wie auf Untersuchungen, Prüfungen und \nProben aufbauende Werkstoffdatenblätter, Funktions- und \nPrüffolgepläne, Herstellvorschriften und Dokumentation - und \ndurch Maßnahmen der Qualitätskontrolle - wie Überwachung der \nHersteller auf Einhaltung der Qualitätsmerkmale bei der \nSerienbehälterfertigung unter Einbeziehung unabhängiger \nSachverständiger, Kontrolle aller Prüfungen in bezug auf \nPrüfzeugnisse und -protokolle, Einzelabnahme, Dokumentation \nder Überwachung - ist für die einzelnen Serienprodukte der \nNachweis des Erreichens der spezifizierten Kennwerte zu \nführen. Die Übertragbarkeit von Werkstoffeigenschaften bei der \nSerienfertigung hat die BAM, wie sie in der gutachtlichen \nStellungnahme vom 16. April 1996 weiter erläutert hat, \naufgrund umfangreicher Werkstoffuntersuchungen an Proben aus \ndem Gußkörper bestätigt. Zusätzlich werden die \nQualitätskontrollen bei der Serienfertigung durch \nzerstörungsfreie Prüfungen auf Freiheit von makroskopischen \nFehlern und Zugprüfungen abgestützt, die an Material erfolgen, \ndas aus dem mittigen Wandbereich mit den ungünstigsten \nWerkstoffeigenschaften stammt, aus Längsbohrungen für die \nAufnahme von Moderatormaterial bzw. beim Behältertyp \nCASTOR THTR/AVR aus zwei mittigen Bohrungen. Unter dem Aspekt \nder Längsbohrungen ergeben sich keine Defizite der \nQualitätskontrolle und damit keine sicherheitsrelevanten \nNachteile beim Lagerbetrieb. Nach den einleuchtenden \nErläuterungen seitens der BAM in den Stellungnahmen vom \n9. November 1992, 16. April und 23. Oktober 1996 und in der \nmündlichen Verhandlung sind nach Einbringen der Längsbohrungen \nmögliche wiederkehrende zerstörungsfreie Untersuchungen auf \nverborgene Fehler mittels Ultraschall - auch nach schweren \nStörfallbeanspruchungen - nicht erforderlich; denn im Rahmen \nder Einzelabnahme eines jeden Behälters erfolgt vor dem \nEinbringen der Längsbohrungen eine vollständige \nUltraschalluntersuchung des Behälterkörpers zum Zwecke des \nAusscheidens unzulässiger Fehler. Das Einbringen der \nLängsbohrungen und auch die geringe Beanspruchung im \nLagerbetrieb können keinen Einfluß auf die \nWerkstoffeigenschaften haben und keine zusätzlichen Fehler \ninduzieren. Die Begutachtung im Rahmen der Bauartprüfung hat, \nwie bereits oben erörtert und durch extreme Belastungsversuche \nmit künstlichen rißartigen Fehlern bestätigt worden ist, \nhinreichend erwiesen, daß die Behälter derart große \nSicherheitsreserven haben, daß auch bei schweren \nStörfallbeanspruchungen Fehler wie Anrisse im Bereich der \nLängsbohrungen ausgeschlossen werden können. Daher brauchte \ndas Zusammentreffen einer Störfallbeanspruchung und eines \nBehälters mit Längsbohrungen mit einem unentdeckt gebliebenen \nFertigungsfehler kritischer Größe nicht angenommen zu werden. \nDas Erfordernis wiederkehrender Ultraschalluntersuchungen mit \nnach dem Stand von Wissenschaft und Technik für erforderlich \ngehaltenen entsprechenden Maßnahmen an Maschinen- oder \nDruckbehältern zu begründen, geht an den hier zu \nbegutachtenden Verhältnissen völlig vorbei; die BAM hat \neinleuchtend dargetan, daß eine Gleichsetzung der \nBeanspruchung des Behälters im Lagerbetrieb mit der im Betrieb \nwesentlich höheren, bei hohem Innendruck wechselnden oder \nschwingenden Beanspruchung eines Druckbehälters mit hoher \nStreckgrenzenausnutzung ausscheidet.\n\n221\n\n8.4.9 Das der Einhaltung der Nebenbestimmung 10 dienende, \nim Betriebshandbuch detailliert beschriebene \nReparaturkonzept, das, obschon nach den sachverständigen \nBegutachtungen ein Funktionsverlust einer Dichtbarriere als \nsystematisches Versagen auszuschließen ist, konservativ das \nzufällige Einzelversagen einer Dichtbarriere abdeckt, ist in \nden Gutachten und ergänzenden gutachtlichen Stellungnahmen des \nTÜV und der BAM als vollständig und inhaltlich richtig \nbestätigt worden; Auflagenvorschläge betreffend die \nAktivitätsfreisetzung aus dem Sperraum sind im \nBetriebshandbuch berücksichtigt. Das Fügedeckelkonzept \nbegegnet nach den anzulegenden Maßstäben keinen Bedenken. Die \nBAM hat in den Gutachten vom November 1982 und September 1986 \n- aus damaliger Sicht nachvollziehbar - die Herstellung einer \ngasdichten Schweißverbindung zwischen Fügedeckel und \nBehälterkörper mit einer Leckrate von 10-7 mbar l/s nach den \nallgemeinen Regeln der Schweißtechnik und auf der Grundlage \nvon Schweißverfahrensprüfungen als durchführbar bewertet und \nweiter bestätigt, daß die Druckbeaufschlagung des \nErsatzsperraums nicht zu unzulässigen Spannungswerten führt \nund der Druckschalter im Sekundärdeckel trotz des nunmehr \näußeren Überdrucks dicht bleibt. Ob die Mängel der \nSchweißnaht, die bei zur Qualifikation des eingesetzten \nSchweißfachpersonals 1991 durchgeführten \nSchweißverfahrensproben aufgetreten sind, dieser Bewertung die \nGrundlage zu entziehen vermögen, mag dahinstehen; denn es ist \nnichts dafür ersichtlich, daß die ursprüngliche Bewertung \nnicht auf einer hinreichend ermittelten Tatsachengrundlage und \neiner sachverständig untermauerten, nach dem seinerzeitigen \nStand der Technik abgesicherten Sicherheitsbetrachtung des \nSchweißverfahrens beruhte; es ist eher davon auszugehen, daß \ndie Mängel erst nachträglich aufgrund unvorhersehbarer \nUmstände in der Praxis hervorgetreten sind. Die aufgetretenen \nMängel sind jedenfalls jetzt in dem für die gerichtliche \nÜberprüfung maßgeblichen Zeitpunkt behoben. Für Behälter der \nBauart CASTOR THTR/AVR ist in Auswertung der Probeschweißungen \ndie Konstruktion des Fügedeckels durch Abtrennung des \nFügedeckelrings und Anschweißen eines neuen Fügedeckelrings \nmit Entlastungsnut, die Geometrie der Schweißnaht durch \nVergrößerung des Schweißspaltes, das Schweißverfahren zum \nSchweißen in mehreren Lagen nach einem die genauen \nArbeitsschritte festlegenden Schweißplan und die \nDruckentlastung durch Absenken des Ersatzsperraumdrucks \ngeändert worden. Auf der Grundlage der neuen \nAntragsunterlagen, der Auswertung dazu durchgeführter \nProbeschweißungen, von Versuchen und Berechnungen sowie \nWerkstoff-, Beanspruchungs- und sonstigen Analysen bestätigt \ndie BAM in der gutachtlichen Stellungnahme vom 2. März 1992 \n(U 2.49 in Beiakte 81), daß das neue Fügedeckelkonzept bei \nBeachtung der Fertigungs- und Prüffolgeplänen, \nArbeitsanweisungen und der Auflagen für die \nspezifikationsgerechte Herstellung einer neuen zweiten \nDichtbarriere geeignet ist. Das für die Behälter für LWR-\nBrennelemente entwickelte und mit der 6. Änderung genehmigte, \nauf dem vorstehend betrachteten Konzept aufbauende \nFügedeckelkonzept, bei dem der Druck auf die Schweißnaht statt \ndurch Absenkung des Ersatzsperraumdrucks über einen durch \nNiederhalterschrauben in der Schutzplatte auf den \nFügedeckelring fixierten Druckring entlastet und auf den \nBehälterkörper geleitet wird, hat die BAM in ihren \ngutachtlichen Stellungnahmen vom 29. Oktober 1992, \n10. November 1992, 6. Juni 1994 und vom Juli 1994 (U 2.3.1, \n2.3.2, 2.3.8 und 2.3.9 in Beiakte 110) in Auswertung von \nSchweißverfahrensprüfungen und neuen schweißtechnischen \nErkenntnissen und unter konservativen Annahmen positiv \nbegutachtet; danach ist bei Einhaltung der auslegungsbedingt \nmaximalen Behältertemperatur von 85°C im Bereich der \nFügedeckelschweißnaht die Herstellung einer dichten, \nausreichend festen Schweißnaht zwar schwierig, aber technisch \ndurchführbar, und ist den sicherheitstechnischen Anforderungen \nan die spezifikationsgerechte Dichtheit und \nLangzeitbeständigkeit der Schweißnaht genügt. Diese auf \nausreichender Datenbasis beruhende Begutachtung ist \nnachvollziehbar und insgesamt aussagekräftig. Sie wird durch \ndas Vorbringen der Kläger und ihres Sachbeistands nicht \nerschüttert. Die Behauptung, die Herstellung einer \nspezifikationsgerechten dichten Schweißnaht sei wegen der \nVerwendung artfremder Stoffe und des festgelegten Verfahrens \nsystembedingt fehleranfällig und nicht gesichert erreichbar, \nist unsubstantiiert und so nicht geeignet, die von der BAM \nerzielten experimentellen Befunde und die darauf gestützte \nBeurteilung in Frage zu stellen. Diese Beurteilung wird im \nübrigen bestätigt durch die von der Beigeladenen mit \nSchriftsatz vom 23. April 1996 vorgelegten Erläuterungen der \nSchweißtechnischen Lehr- und Versuchsanstalt Hannover, daß das \nSchweißen unterschiedlicher Werkstoffe wie der hier zu \nbetrachtenden Werkstoffkombination als sogenanntes artfremdes \nKaltschweißen bei den festgelegten Temperaturen zweifelsohne \nmöglich und großtechnisch realisiert ist. Der Versuch, die \nUntauglichkeit des Schweißverfahrens mit angeblich \ndivergierenden Auflagen zu einzuhaltenden, angeblich ohne \nBegründung erhöhten Temperaturen und einem Dissens zwischen \nFachgruppen der BAM darzutun, schlägt bereits in den Ansätzen \nfehl. Der Vorhalt liegt, wie unschwer aus den angeführten \ngutachtlichen Stellungnahmen der BAM zu ersehen und ergänzend \nin deren Stellungnahme vom 16. April 1996 erläutert ist, neben \nder Sache, weil die gebotene Unterscheidung zwischen \nBehältereigentemperatur im Bereich der Fügedeckelschweißnaht \nund der Zwischenlagentemperatur vor Beginn des jeweils \nnächsten Schweißschritts im Bereich der aktuellen \nSchweißstelle ausgeblendet und der Fortgang der Prüfungen ab \nSommer 1993, die zur Erweiterung der \nSchweißverfahrensqualifikation auf die höhere zulässige \nBehältertemperatur von 85°C führte, unbeachtet bleibt, der \nSachverhalt also verkürzt und verfälscht wird. Relevante \nErschwernisse beim Aufbringen des Fügedeckels im Hinblick auf \nreale Arbeitsbedingungen waren entgegen den unsubstantiierten \nBehauptungen und zum Teil nur vagen Andeutungen des \nSachbeistands der Kläger nach der Stellungnahme des TÜV vom \n15. April 1996 nicht zu betrachten, da wegen des intakten \nSekundärdeckel-Dichtsystems insbesondere von einer \nunzulässigen radiologischen Belastung nicht ausgegangen werden \nkann.\n\n222\n\nDer für den Fall einer nicht durch Aufbringen des \nFügedeckels wiederhergestellten Doppelbarriere offengehaltene \nRücktransport in eine kerntechnische Einrichtung ist \ngewährleistet. Dies war in bezug auf Behälter mit THTR-\nBetriebselementen im Zeitpunkt der Erteilung des ersten \nNachtrags aufgrund behördlicher Bestätigung zu den Vorgaben \ndes Stillegungsverfahrens hinreichend gesichert und ist es \nnach dem Inhalt der Stillegungsgenehmigung 7/12a THTR nach wie \nvor. In bezug auf Behälter mit LWR-Brennelementen ist der \nRücktransport durch die Nebenbestimmung 10 Abs. 4 \nsichergestellt, da spätestens einen Monat vor Beginn der \nAufbewahrung der Nachweis zu erbringen ist, daß betroffene \nBehälter in eine andere kerntechnische Anlage verbracht werden \nkönnen. Die Transportfähigkeit selbst ist, wie auch den \nergänzenden Stellungnahmen der BAM vom 16. April 1996 und des \nTÜV vom 15. April 1996 entnommen werden kann, nicht in Frage \ngestellt. Ein Behälter mit Funktionsverlust des Primärdeckel-\nDichtsystems kann sowohl ohne als auch mit aufgebrachtem \nFügedeckel aus dem BZA abtransportiert werden, weil jedenfalls \ndas funktionsfähige Sekundärdeckel-Dichtsystem die notwendige \nDichtheit zur Einhaltung der verkehrsrechtlich festgelegten \nhöchstzulässigen Aktivitätsfreisetzungsraten gewährleistet und \nso den vekehrsrechtlichen Voraussetzungen genügt ist. \nLetzteres gilt auch nach thermischer oder mechanischer \nBelastung eines Behälters mit aufgebrachtem Fügedeckel. Selbst \nwenn nach einem Handhabungsstörfall, der von den Fallversuchen \nder BAM abgedeckt ist, bei denen teilweise Werte im Bereich \nvon bis zu 10-5 mbar l/s für die Helium-Leckrate des \nSekundärdeckel-Dichtsystems auftraten, die Auslegungsleckrate \nüberschritten sein sollte, erreicht die der Helium-Leckrate \nentsprechende Aktivitätsleckrate die verkehrsrechtlich maximal \nzulässigen Werte bei weitem nicht. Diese Beurteilung deckt \nauch den Fall eines Behälters für THTR-Brennelemente auf einen \ndarunter stehenden Behälter mit Fügedeckel ab. Danach leuchtet \ndie Bewertung durch die BAM und den TÜV, daß die Qualifikation \ndes Fügedeckels für die Transportfähigkeit des Behälters und \ndamit verkehrsrechtlich ohne Bedeutung ist, unmittelbar ein, \nso daß auch der Transport eines Behälters mit Fügedeckel \naufgrund der vorhandenen Versandstückmusterzulassungen \nzulässig ist und es - entgegen dem Vortrag des Sachbeistands \nder Kläger - der Prüfung des Fügedeckel-Konzepts im Rahmen \neiner auf die verkehrsrechtliche Zulassung bezogenen \nBauartprüfung mit Belastungstests entsprechend den Vorgaben \nder IAEA und auch sonst einer Prüfung des Fügedeckelkonzepts \nauf die Ertragbarkeit schwerer thermischer und mechanischer \nBeanspruchungen nicht bedurfte. \n\n223\n\nDaß nach einer der betrachteten Belastungen der Fügedeckel \netwa wegen Verformung des Behälterkörpers praktisch nicht \naufgebracht und geschweißt werden kann, ist im Hinblick auf \ndie die Integrität des Behälterkörpers nicht nachteilig \nbeeinflussenden Auswirkungen solcher Beanspruchungen \nauszuschließen. Der Fall, daß gleichzeitig mit oder nach einem \nDichtheitsverlust des Primärdeckel-Dichtsystems auch der \nSekundärdeckel seine Dichtheitsfunktion verliert, brauchte \nnach Überzeugung des Gerichts nicht in die Risikoabschätzung \neingestellt zu werden; diese Kombination zweier \nunwahrscheinlicher Ereignisse konnte bei der \nGenehmigungsentscheidung als praktisch auszuschließen bewertet \nwerden, so daß hiergegen keine Vorsorge getroffen zu werden \nbrauchte. Diese Beurteilung kann sich auf die Begutachtung der \nSachverständigen vom 15. und 16. April 1996 stützen. Eine \nUndichtigkeit der Metalldichtringe ist danach als \nsystematisches Versagen ausgeschlossen, ein Dichtheitsverlust \nim Laufe der Betriebszeit des Zwischenlagers für einige \nBehälter ist nur bei Anwendung des Einzelfehlerpostulats als \ndenkbares Ereignis zu betrachten. Aufbauend auf der auf \nkonservativen Ansätzen und Randbedingungen beruhenden \nSicherheitsbetrachtung der Gutachter zur langzeitbeständigen \nDichtwirkung der Komponenten, zur Qualitätssicherung und zu \nden Betriebsbedingungen ist nachvollziehbar, daß ein die \nOption des Rücktransports ausschließender gleichzeitiger \nFunktionsverlust der Barrieren praktisch nicht vorstellbar \nist. Entsprechendes gilt für die Ereigniskombination eines \nunwahrscheinlichen Flugzeugabsturzes - unabhängig von der \nZuordnung zu Auslegungsstörfällen oder zum Bereich des \nhinzunehmenden Restrisikos - auf einen Behälter mit einem \naufgebrachten Fügedeckel. Daher ist nicht zu beanstanden, daß \nfür den Fügedeckel die Auswirkungen eines Flugzeugabsturzes \nnicht - etwa durch Beschußversuche - geprüft worden sind.\n\n224\n\nErgänzend ist anzuführen, daß wegen des Offenhaltens des \nRücktransports und des Vorhaltens geeigneter Einrichtungen in \nkerntechnischen Anlagen wie im THTR diese nicht \nNebeneinrichtungen des BZA sind und daß auch unter diesem \nAspekt eine Umweltverträglichkeitsprüfung nicht erforderlich \nwar; denn die genehmigte Aufbewahrung würde mit dem Beginn des \nRücktransports enden, eine Reparatureinrichtung in einer \nkerntechnischen Anlage hat dann eine davon unabhängig zu \nsehende Funktion.\n\n225\n\n8.4.10 Die vom Kläger zu 1. geltend gemachte höhere \nStrahlenexposition im Zusammenhang mit Arbeiten auf seinen \nlandwirtschaftlichen Nutzflächen läßt eine Überschreitung der \nDosisgrenzwerte des § 45 StrlSchV nicht besorgen und ergibt \nkeinen Mangel der Risikoermittlung und -bewertung. Die \nAbschätzung des TÜV beruht nach den vorstehenden Darlegungen \nauf konservativen bzw. pessimalen Annahmen zum \nAktivitäsinventar - hierzu bis hin zur Überforderung des \nkonservativen Ansatzes - und zur Freisetzungsrate; sie bezieht \nsich im Hinblick darauf, daß die Behälter als technisch dicht \nbegutachtet sind, ohnehin nur im Sinne einer hypothetischen \nGrenzbetrachtung auf die Abgabe von radioaktiven Stoffen, die \nsich lediglich rechnerisch aus der spezifizierten Leckrate \nableiten lassen. Die realistisch zu erwartende \nStrahlenbelastung bilden die abgeschätzten Werte daher ohnehin \nnicht ab, so daß es schon im Ansatz nicht angeht, ihnen eine \nwirkliches Verhalten im lokalen Bereich der Exposition \ngegenüberzustellen. Hinzu kommt, daß die für den \nlandwirtschaftlichen Besitz des Klägers zu 1. berechneten \nWerte um eine bzw. mehrere Größenordnungen unter dem vom TÜV \nim Einklang mit § 45 Abs. 2 StrlSchV zugrundegelegten \nBerechnungsgrundlagen für die Exposition an den ungünstigsten \nEinwirkungsstellen berechneten Wert liegen. Schließlich \nbeschränkt sich die vom Kläger geltend gemachte besondere \nSituation nur auf einen relativ geringen Anteil der zu \nbetrachtenden Expositionszeit an den Jahresstunden. In \nWürdigung all dieser Faktoren kann eine zusätzliche \nStrahlenbelastung, die, um auch nur den Näherungsbereich der \nDosisgrenzwerte zu erreichen, um mehrere Größenordnungen über \ndem vom TÜV mit 10-6 bzw. 10-5 mSv abgeschätzten Dosiswert \nliegen müßte, ohne weiteres ausgeschlossen werden. Dazu, daß \neine unzulässige Strahlenbelastung als - auch nur vage - \nMöglichkeit in Betracht zu ziehen sein könnte, ist nichts \nsubstantiiert dargetan; bezogen auf die maßgeblichen \nDosisgrenzwerte ist das Vorbringen des Klägers zu 1. rein \nspekulativ. Ein Aufklärungsbedarf ist damit nicht aufgezeigt, \nso daß der Beweisanregung im Schriftsatz der Kläger vom \n17. September 1996 nicht zu entsprechen war.\n\n226\n\n8.5 Für die Beurteilung der erforderlichen Schadensvorsorge \nhinsichtlich des Strahlenschutzes sind in bezug auf den \nbestimmungsgemäßen Betrieb die in §§ 44, 45 StrlSchV \nbestimmten Dosisgrenzwerte und die in der Verordnung \nfestgelegten Bewertungsfaktoren und Annahmen normativ \nverbindlich. Mit diesen Bestimmungen, zu denen der \nVerordnungsgeber durch § 12 Abs. 1 Satz 1 Nr. 2 AtG ermächtigt \nist, sind Maßnahmen im Bereich der staatlichen Schutzpflicht \naus Art. 2 Abs. 2 GG getroffen, die wegen des bei der \nErfüllung eingeräumten grundsätzlich weiten Einschätzungs-, \nWertungs- und Gestaltungsbereichs nur verletzt ist, wenn die \ngetroffenen Maßnahmen evident unzureichend sind.\n\n227\n\nVgl. BVerfG, Beschlüsse vom \n26. Oktober 1995 - 1 BvR 1348/95 - und \nvom 29. November 1995 \n- 1 BvR 2203/95 -, NJW 1996, 651.\n\n228\n\nDie Dosisgrenzwerte stellen das Höchstmaß an künstlicher \nStrahlenbelastung dar, das einzelnen rechtlich zuzumuten ist; \nsie konkretisieren die äußerste Grenze der erforderlichen \nSchadensvorsorge, die wegen der Ungewißheiten über das Ausmaß \nder schädlichen Wirkung ganz geringfügiger Strahlenbelastung \ndie Hinnahme eines gewissen, nach den Maßstäben praktischer \nVernunft aber nicht mehr in Rechnung zu stellenden Restrisikos \neinschließt. Ein Recht auf Schutz vor jedweder von einer \nkerntechnischen Anlage ausgehenden Strahlenbelastung gibt es \nnicht.\n\n229\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 22. Dezember \n1980 - 7 C 84.78 -, BVerwGE 61, 257, \n263 ff; Beschluß vom 23. Mai 1991 \n- 7 C 34.90 -, NVwZ 1991, 1186, \n1187.\n\n230\n\nAus dem Gebot der Schadensvorsorge und der staatlichen \nSchutzpflicht folgt allerdings ein gemäß der \nErmächtigungsvorschrift an den Verordnungsgeber gerichteter \ngesetzlicher Auftrag, die Dosisgrenzwerte unter Kontrolle zu \nhalten und notfalls nachzubessern, wenn das Schutzkonzept \ndurch wissenschaftliche Erkenntnisfortschritte überholt ist. \nEine Nachbesserung kann von Drittbetroffenen nicht schon dann \nverlangt werden, wenn in der wissenschaftlichen Diskussion \nvereinzelt der Standpunkt vertreten wird, die Dosisgrenzwerte \nseien zu hoch oder die ihnen zugeordneten Bewertungsfaktoren \nseien überholt. \n\n231\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 21. August \n1996 - 11 C 9.95 -, S. 26.\n\n232\n\nDaran gemessen sind Gründe, die die normative \nVerbindlichkeit des Schutzkonzepts der Dosisgrenzwerte in \nFrage stellen, jedenfalls bezogen auf die hier maßgeblichen \nBeurteilungszeitpunkte nicht zu sehen. Der Verordnungsgeber \nist diesbezüglich seiner Aufgabe, das Schutzkonzept unter \nKontrolle zu halten, nachgekommen, und hat nicht neuere \nwissenschaftliche Erkenntnisse negiert oder in unvertretbarer \nWeise fehlgewichtet. Die Bewertung der biologischen \nWirksamkeit der Neutronenstrahlung, die nach Anlage XIV der \nStrahlenschutzverordnung in der Fassung vom 13. Oktober 1976 \nund nach Anlage VII der Verordnung in der Fassung der \nÄnderungsverordnung vom 18. Mai 1989 für Neutronen nicht \nbekannter Energie mit dem Qualitätsfaktor 10 berücksichtigt \nwird, wurde, wie den Stellungnahmen des BfS und der \nStrahlenschutzkommission (Anlagen 3 und 7 des Schriftsatzes \nder Beklagten vom 9. November 1995) zu entnehmen ist, von \nverantwortlicher Seite beobachtet und der Prozeß der \nwissenschaftlichen Erörterungen verfolgt und überprüft. \nInsoweit hat die Beurteilung durch die \nStrahlenschutzkommission, deren Aufgabe es gerade ist, die \nBundesregierung in den Angelegenheiten des Schutzes vor den \nGefahren ionisierender Strahlen zu beraten, für die \nWahrnehmung der Kontrollaufgaben durch den Normgeber Gewicht. \nNach der von der Internationalen Strahlenschutzkommission \nwegen der höher bewerteten biologischen Wirksamkeit der \nNeutronenstrahlung 1990 beschlossenen Empfehlung von \nStahlenwichtungsfaktoren mit - je nach dem Energiebereich der \nNeutronen - Werten von 1, 5, 10 und 20 ist die Entwicklung \nunter Kontrolle gehalten worden; eine entsprechende Anpassung \nder Strahlenschutzverordnung wurde im Rahmen der Umsetzung der \nentsprechenden europäischen Richtlinie vorgesehen. In der \nRichtlinie 96/29 Euratom des Rates vom 13. Mai 1996 \n(ABl EG L 159) sind die von der Internationalen \nStrahlenschutzkommission empfohlenen Werte bestimmt, deren \nUmsetzung in das deutsche Strahlenschutzrecht ansteht (vgl. \nVeröffentlichung des Bundesministeriums für Umwelt, \nNaturschutz und Reaktorsicherheit in Umwelt 1996, 257). \nAnhaltspunkte dafür, daß der Normgeber neuere \nwissenschaftliche Erkenntnisse, die in bezug auf die Bewertung \nder Neutronenstrahlen die Grundlagen des geltenden \nStrahlenschutzkonzepts erschüttern, offenkundig in \nunvertretbarer Weise fehlgewichtet hat und bereits zu einem \nfrüheren Zeitpunkt, also hier insbesondere zur Zeit der \nErteilung der streitigen Genehmigung und der \nÄnderungsgenehmigungen, den Qualitätsfaktor evident \nnachbessern mußte, sind nicht gegeben. Solche ergeben sich \ninsbesondere nicht aus der Annahme einer wesentlich höheren \nbiologischen Wirkung der Neutronenstrahlung und der \nBefürwortung eines Strahlenwichtungsfaktors von 300 in \nBeiträgen von Prof. L. , auf den sich die Kläger berufen. \nDessen Ansätze stehen in krassem Widerspruch zu den Aussagen \nder Internationalen Strahlenschutzkommission und sind in den \nfachlichen Stellungnahmen der Strahlenschutzkommission und des \nBfS (Anlagen 4 und 7 zum Schriftsatz der Beklagten vom \n9. November 1995) mit beachtlichen Gründen als \nwissenschaftlich haltlos beurteilt worden. Sie haben daher \nnach Überzeugung des Senats nicht ein Gewicht erlangt, das \nüber einen in der wissenschaftlichen Diskussion vereinzelt \nvertretenen Standpunkt hinausgeht. Danach war dem Antrag der \nKläger auf Einholung eines Sachverständigengutachtens von \nProf. L. zum Beweis der Behauptungen, daß weder die alten \nnoch die neuen Berechnungsvorschriften zur \nStrahlenschutzverordnung in der Vernachlässigung der sich aus \nden Untersuchungen zu Hiroshima ergebenden Rechnungsfaktoren \ndem Stand von Wissenschaft und Technik entsprechen und daß bei \nadäquater Berücksichtigung der Neutronenstrahlung die \nGrenzwerte am Wohnort der Kläger überschritten werden, nicht \nzu entsprechen. \n\n233\n\nSoweit eine Modifizierung der Berechnungsvorschriften unter \nBerücksichtigung der von der Internationalen \nStrahlenschutzkommission empfohlenen Strahlenwichtungsfaktoren \nschon für einen früheren Zeitpunkt für geboten angesehen \nwürde, wäre das im Hinblick auf eine Rechtsverletzung der \nKläger unerheblich, da die auf der bisherigen Grundlage unter \nkonservativen bzw. pessimalen Randbedingungen abgeschätzten \nStrahlenexposition, die für Expositionsorte der Kläger noch \nweiter herabzusetzen ist, beträchtlich bzw. um mehrere \nGrößenordnungen unter den Dosisgrenzwerten der §§ 44, 45 \nStrlSchV liegt und ohne weiteres auszuschließen ist, daß die \nstärkere Berücksichtigung des - vom TÜV im Gutachten vom \nNovember 1982 berechneten - Anteils der Neutronenstrahlung \ndazu führen würde, daß die Dosisgrenzwerte auch nur annähernd \nerreicht werden. \n\n234\n\nAn den Dosisgrenzwerten selbst hat der Normgeber bei der \nNeuregelung des Sachbereichs durch die Zweite Verordnung zur \nÄnderung der Strahlenschutzverordnung vom 18. Mai 1989 \nfestgehalten und damit die der Regelung zugrunde liegende \nWertung zum zumutbaren, restriktiv auf Werte ohne relevanten \nBeitrag zur natürlichen Strahlenexposition begrenzten \nStrahlenrisiko bestätigt. Diese Entscheidung beruht auf einer \nausführlichen Auseinandersetzung mit dem unterbreiteten \nwissenschaftlichen Streit über die Einschätzung der \ngesundheitlichen Risiken von ionisierender Strahlung und folgt \nder Empfehlung der Strahlenschutzkommission zur \nwissenschaftlichen Tragfähigkeit der Dosisgrenzwerte. \n\n235\n\nVgl. OVG Berlin, Urteil vom 5. Juni \n1990 - 2 A 2/85 -, NVwZ-RR 1991, \n180.\n\n236\n\nAnhaltspunkte dafür, daß der Normgeber in der Folgezeit \nneue relevante Erkenntnisse übergangen oder in unvertretbarer \nWeise fehlgewichtet haben könnte, sind nicht gegeben. Die \nBundesregierung und die sie beratende Strahlenschutzkommission \nhaben sich wiederholt mit der Dosis-Wirkungs-Beziehung \nionisierender Strahlen, namentlich auch unter dem Aspekt der \nHäufung von Leukämieerkrankungen, befaßt; so sind \nbeispielsweise die internationale wissenschaftliche Literatur \nund entsprechende Studien ausgewertet und ist in neuerer Zeit \ndie Durchführung eines internationalen Workshops veranlaßt \nworden, mit dessen Ergebnissen sich die Bundesregierung und \ndie Strahlenschutzkommission auseinandergesetzt haben. Wegen \nder Einzelheiten wird auf die Stellungnahmen der \nStrahlenschutzkommission vom 25. Januar 1993 und 21./22. April \n1994 (Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz Nrn. 5.52 \nund 5.57), die Empfehlungen der Strahlenschutzkommission zur \nBewertung der Ergebnisse des Workshops vom 15./16. Januar 1996 \nin Heidelberg (Umwelt 1996 S. 170) und die Verlautbarungen der \nBundesregierung vom 14. September 1995 (BT-Drucks. 13/2287), \nvom 27. Oktober 1995 (BT-Drucks. 13/2810) und vom 24. Mai 1996 \n(BT-Drucks. 13/4733) verwiesen. Wenn danach zu keinem \nZeitpunkt hinreichende Anhaltspunkte für einen kausalen \nZusammenhang eines erhöhten Risikos mit der Freisetzung von \nRadioaktivität im Bereich niedriger Strahlung als \nwissenschaftlich bestätigt angesehen werden konnten, läßt das \nunveränderte Festhalten am Schutzkonzept der Dosisgrenzwerte \nnicht den Schluß auf eine unzureichende Kontrolle zu.\n\n237\n\nSchließlich gibt der Einwand der Kläger, eine dem Maßstab \npraktischer Vernunft und dem Stand von Wissenschaft und \nTechnik genügende Risikobewertung erfordere aus sich heraus \ndie Durchführung einer Umweltverträglichkeitsprüfung als der \nbei Eingriffen in natürliche Lebensgrundlagen einzigen \nrationalen Erkenntnismethode, für die Gewährleistung des \nSchutzes individueller Rechte der Kläger nichts her. Eine \nUmweltverträglichkeitsprüfung erweitert die gesetzlichen \nSchutzmaßstäbe und die materielle Schutzposition potentiell \nbetroffener Dritter nicht. Die Kläger haben im übrigen nicht \naufgezeigt, inwieweit gerade eine formalisierte \nUmweltverträglichkeitsprüfung weitere Erkenntnisse zu ihrem \nSchutzanspruch über die bereits erörterten Ermittlungen und \nAbschätzungen hinaus hätte erbringen können. Insbesondere ist \nnichts dafür ersichtlich, daß etwa eine zusammenfassende \nDarstellung und Bewertung von Umweltauswirkungen (vgl. §§ 11, \n12 UVPG) den sachlichen Gehalt der Bewertung der Einhaltung \nder gebotenen Schadensvorsorge in irgendeiner \nrechtserheblichen Weise beeinflussen könnte. Das Fehlen der \nPrüfung und Abwägung von Standortalternativen wäre auch in \ndiesem Zusammenhang unerheblich.\n\n238\n\n8.6 Die erforderliche Schadensvorsorge gegenüber den \nKlägern ist auch bei Ereignissen außerhalb des \nbestimmungsgemäßen Betriebs gewährleistet. Diese \nRisikobewertung beruht auf umfassenden Betrachtungen des TÜV \nund der BAM, die keinen Anlaß zu Bedenken geben. Auf die \nEintrittshäufigkeit der Ereignisse und deren Zuordnung zu \nAuslegungsstörfällen oder zum Bereich des Restrisikos kommt es \nangesichts der gutachtlichen Aussagen zu den Auswirkungen \nnicht an. \n\n239\n\n8.6.1 Hinsichtlich der betrachteten Handhabungsstörfälle \nhat die Begutachtung durch die BAM und den TÜV in Auswertung \nder zahlreichen, ausreichend repräsentativen, die maximalen \nBeanspruchungen sicher abdeckenden Fallversuche ergeben, daß \neine Beeinträchtigung des Behälterkörpers und der Einbauten \nund ein Funktionsverlust der Dichtung jedenfalls des \nPrimärdeckels nicht eintreten. Soweit nach Fallversuchen die \nDichtwirkung der Sekundärdeckeldichtung als beeinträchtigt \nbeurteilt worden ist, ist die Aktivitätsfreisetzung aus dem \nSperraum unter konservativen Annahmen wie eines - gerade nicht \nzu besorgenden - Dichtheitsverlustes der Primärdeckeldichtung \nnachvollziehbar dahin abgeschätzt worden, daß die Folgen \nradiologisch unbedeutend sind und den verkehrsrechtlichen \nDichtheitserfordernissen weiterhin genügt ist.\n\n240\n\nDie Auswirkungen eines Brandes in der Lagerhalle, der nach \nder einleuchtenden Bewertung des TÜV wegen der geringen \nBrandlast nur lokal wie zeitlich begrenzt denkbar ist und die \nWärmeabfuhr nicht nachteilig beeinflußt, sind unter \nkonservativen Randbedingungen wie Temperaturen von 800°C bei \n30 Minuten bzw. 600°C bei 60 Minuten in Auswertung der von der \nBAM durchgeführten ausreichenden Wärmelastversuche als für die \nDicht- und Abschirmfunktion der metallischen Bauteile und der \nMetalldichtringe sicher unkritisch abgeschätzt. Die \nradiologischen Folgen werden selbst unter Berücksichtigung \nkonservativ angenommenen Verlusts der Abschirmwirkung des \nModeratormaterials im Behälter für LWR-Brennelemente als \nunbedeutend bewertet. Schadensbegrenzende Maßnahmen und ein \nTransport des Behälters sind möglich. Der Lastfall Erdbeben \nkonnte im Hinblick auf den diesbezüglichen \nStandsicherheitsnachweis außer Betracht bleiben.\n\n241\n\n8.6.2 Für das Ereignis Flugzeugabsturz - das im übrigen \nauch die Lastfälle Explosionsdruckwelle und Absturz von \nDachbauteilen abdeckt - ergeben sich keinerlei Anhaltspunkte \nfür Mängel in der Schadensvorsorge. Der Betrachtung liegt \n- unter einleuchtender Ausklammerung extremer Szenarien (vgl. \nStellungnahme des TÜV vom 15. April 1996) - der Absturz eines \nschnellfliegenden Militärflugzeugs mit nachfolgendem \nTreibstoffbrand zugrunde. Die zur Simulation dieses \nEreignisses durchgeführten Flugkörper-Beschußversuche haben \nergeben, daß die Behälterintegrität weitgehend erhalten \nbleibt, so daß eine sicherheitstechnisch besondere Auslegung \nder Lagerhalle nicht geboten ist. Die Lastannahmen der \nVersuche sind aus der Modellvorstellung entwickelt, daß ein \nFlugzeugtriebwerk als das größtmögliche Wrackteil mit \nunverminderter Geschwindigkeit voll auf einen Behälter \nauftrifft; sie sind von der GRS in der Stellungnahme vom \nOktober 1980 (U 2.6 in Beiakte 15) als in konservativer Weise \nausreichend und geeignet für den Nachweis der Auswirkungen \neines Flugzeugabsturzes auf einen Behälter für LWR-\nBrennelemente beurteilt worden. Sie sind auch auf Behälter der \nBauart CASTOR THTR/AVR übertragbar. In Auswertung der Versuche \nhat die BAM im Gutachten vom November 1982 für den schwersten \nLastfall des senkrechten Aufpralls auf die Deckelmitte mit der \nangenommenen Folge, daß der Sekundärdeckel undicht ist, unter \nkonservativer Einstellung aller Meßungenauigkeiten für den \nPrimärdeckel eine Stickstoff-Leckagerate von 0,3 mbar/s (vgl. \nauch Stellungnahme der BAM vom Juni 1989, U 2.1.2 in \nBeiakte 80) und für diese unter weiteren konservativen \nAnnahmen - wie sofortiger Temperaturerhöhung infolge \nKerosinbrandes, maximalem Aktivitätsinventar insbesondere an \nCaesium im Behälter, Aktivitätsfreisetzung für eine Woche zu \nBeginn der Einlagerung - maximale Freisetzungen berechnet. Auf \ndieser Grundlage hat der TÜV im Gutachten vom November 1982 \nunter weiteren konservativen Randbedingungen - wie effektiver \nFreisetzungshöhe von 0 m, ungünstigster Wetterlage und \nungünstigstem Aufpunkt 50 m von der Halle entfernt - eine im \nwesentlichen durch die Caesium-Aktivität bestimmte \nGanzkörperdosis von 11 mSv und eine Teilkörperdosis für die \nLeber als höchste Organdosis von 27 mSv ermittelt und weiter \ndargelegt, daß bei Annahme eines realistischen \nVerzehrverhaltens der Bevölkerung eine Strahlenbelastung durch \nIngestion in dieser Größenordnung nicht auftrete. Ob \nkonservativ eine Expositionszeit von sieben Tagen anzunehmen \nwar oder nach der Empfehlung der Reaktorsicherheitskommission \nvon nur drei Tagen, kann dahinstehen. Die Dosiswerte \nunterschreiten die Richtwerte des § 28 Abs. 3 StrlSchV \n(bezogen auf die angesprochenen Körperdosen 50 mSv bzw. \n150 mSv) hinreichend sicher. Auf diesen Begutachtungen \naufbauend hat die BAM in der Stellungnahme vom Januar 1989 \n(U 2.1.2 in Beiakte 80) für Behälter der Bauart \nCASTOR THTR/AVR wegen der deutlich geringeren maximalen \nSpannungen und Dichtungslängen im Primärdeckel eine \nStickstoff-Leckagerate von etwa 0,15 mbar/s abgeschätzt, und \nhat der TÜV danach in seiner gutachtlichen Stellungnahme vom \nMai 1989 (U 2.1.3 in Beiakte 80) wegen des geringen mobilen \nAktivitätsinventars eine im wesentlichen auf die Nuklide H 3 \nund Kr 85 beschränkte Aktivitätsfreisetzung berechnet, die um \nfünf Größenordnungen niedriger als bei Behältern mit LWR-\nBrennelementen ist, und um mehrere Größenordnungen \ndarunterliegende radiologische Auswirkungen abgeschätzt. \n\n242\n\nDie Randbedingungen und Annahmen der Folgenabschätzung \nkönnen als zutreffend zugrunde gelegt werden; sie sind durch \nVorbringen der Kläger und ihres Sachbeistandes nicht \nerschüttert. Nachvollziehbar ist die Annahme des TÜV, daß die \nbetrachtete maximale Stoßbelastung nur bei einem Behälter \nauftreten kann und ein neben oder unter dem unmittelbar \ngetroffenen Behälter stehender Behälter nicht eine gleiche \noder höhere Stoßenergie ertragen muß. Nach der Stellungnahme \ndes TÜV vom 8. September 1992 (Anlage zum Schriftsatz der \nBeklagten vom 29. April 1993) entspricht die betrachtete \nmaximale mechanische Einwirkung einem konservativen Ansatz, \nweil bei - realistischer - Betroffenheit mehrerer Behälter die \nStoßenergie sich auf diese verteilt. Eine höhere \nFreisetzungsrate wegen einer durch Trümmerüberdeckung \ngestörten Nachzerfallswärmeabfuhr und \nFunktionsbeeinträchtigung der Metalldichtringe hat der TÜV \nnachvollziehbar ausgeschlossen. Die thermische Beanspruchung \ninfolge eines auf die Stoßbelastung folgenden \nTreibstoffbrandes ist, wie bereits oben erörtert, wegen der \nIntegrität des Primärdeckels und der unveränderten Geometrie \nder Metalldichtungen einleuchtend nicht von \nsicherheitstechnischer Relevanz. Die Randbedingungen des dazu \ngeführten Nachweises sind, wie der TÜV zuletzt in der \nStellungnahme vom 15. April 1996 noch einmal erläutert und als \naussagekräftig bestätigt hat, in Auswertung der in der \nFachliteratur publizierten detaillierten Untersuchungen zum \nBrandverhalten von flüssigem Treibstoff modellmäßig auf ein \nBrandgeschehen in einem nach einem Flugzeugabsturz teilweise \nzerstörten Bauwerk übertragen worden. \n\n243\n\nDas vom Sachbeistand der Kläger in den Stellungnahmen vom \n11. März und September 1996 vorgestellte Szenarium einer \nAktivitätsfreisetzung von 1 v.H. des Caesium-Inventars - bzw. \neiner diesem entsprechenden, auf Caesium als Leitnuklid \numgerechneten äquivalenten Aktivität des gesamten radiologisch \ngewichteten Nuklidspektrums - und die daraus abgeleiteten \nradiologischen Folgen einer beträchtlichen und weiträumigen \nÜberschreitung der Störfallplanungswerte sind für eine \nzuverlässige Risikoabschätzung unbrauchbar. Bereits die für \ndie Anknüpfung an das Ereignis Flugzeugabsturz gewählte \nPrämisse, daß konservativ wegen des Fehlens zerstörungsfreier \nUntersuchungen auf verborgene Fehler nach Fallversuchen im \nHinblick auf die Behältervorschädigung durch Längsbohrungen \nund wegen des Fehlens entsprechender wiederholender \nWerkstoffprüfungen von einem Versagen der Behälterwand durch \nSprödbruch auszugehen sei, geht fehl, weil nach dem oben \nErörterten die behaupteten Fehler der Begutachtung nicht \nvorliegen, so daß eine höhere Aktitätsfreisetzung als die von \nden Sachverständigen konservativ angenommene nicht in Betracht \nzu ziehen ist. Der TÜV hat demgemäß in seiner Stellungnahme \nvom 15. April 1996 den vom Sachbeistand der Kläger angesetzten \nFreisetzungsanteil, der um den Faktor 10.000 höher liegt als \ndie bei der Sachverständigenbegutachtung auf der Grundlage des \nexperimentell abgesicherten Behälterzustandes und \nphysikalisch-technisch begründeter Daten und Bedingungen \nabgeschätzte Caesium-Freisetzung, nachvollziehbar als \nwillkürlich und völlig unrealistisch bewertet. Daß die \nFreisetzungsdauer unzureichend bemessen sei, ist nicht zu \nsehen, da nach sachverständiger Beurteilung die unter \nBerücksichtigung des Verlustes des Moderatormaterials \nberechneten Dosisleistungen an der Behälteroberfläche \nNotfallmaßnahmen durch dafür hinreichend ausgerüstete Kräfte \ndes Katastrophenschutzes und des von der Beigeladenen \nbeauftragten kerntechnischen Dienstes nicht \nentgegenstehen.\n\n244\n\nMängel der Risikoabschätzung ergeben sich schließlich auch \nnicht im Hinblick auf die Neufassung des Kapitels 4 \n\"Berechnung der Strahlenexposition\" gemäß den Bekanntmachungen \nund Empfehlungen der Strahlenschutzkommission vom 29. Juni \n1994 (Bundesanzeiger Ausgabe vom 26. November 1994). Denn wie \nder TÜV in den Stellungnahme vom 15. September 1994 (U 2.2.4 \nin Beiakte 101) und vom 20. Oktober 1995 (U 2.2.9 in \nBeiakte 110) ausgeführt hat, ist davon auszugehen, daß die \nnach den danach maßgeblichen Modellen und Parametern der \nNeufassung infolge der Novellierung der \nStrahlenschutzverordnung höheren Werte der Strahlenexposition \ndie Grenz- bzw. Richtwerte wegen des großen \nSicherheitsabstandes ganz beträchtlich unterschreiten.\n\n245\n\n8.7 Eine Rechtsverletzung des Klägers zu 1. in seinem \nEigentum (Art. 14 GG) wegen geltend gemachter Auswirkungen auf \nseinen landwirtschaftlichen Betrieb ist ausgeschlossen. Aus \nden vorstehenden Darlegungen ergibt sich, daß die \nerforderliche Vorsorge gegen Schäden sowohl im \nbestimmungsgemäßen Betrieb als auch bei Stör- bzw. \nbetrachteten Ereignisfällen getroffen ist; unter den vom \nKläger zu 1. gesehenen Aspekten der Kontamination des \nlandwirtschaftlichen Bodens durch abgeleitete radioaktive \nStoffe ist danach eine rechtswidrige Beeinträchtigung nicht \nfestzustellen. Angesichts der für den bestimmungsgemäßen \nBetrieb lediglich rechnerisch betrachteten \nAktivitätsfreisetzung, die auf landwirtschaftlich genutzten \nGrundstücken zu einer allenfalls minimalen Kontamination \nführen kann, ist bei realistischer Betrachtungsweise ein \nVerlust von Absatzmöglichkeiten nicht zu erwarten. Hinzu \nkommt, daß bloße Absatzchancen nicht zum geschützten Bestand \ndes eingerichteten und ausgeübten landwirtschaftlichen \nBetriebes gehören; sie sind insbesondere vom \nVerbraucherverhalten bestimmt, das seinerseits wechselhaft und \nvorübergehend sein kann und nicht immer von objektiv gegebenen \nFaktoren, sondern auch von Meinungen und unbegründeten Ängsten \nabhängt, von denen die Zulässigkeit der Tätigkeit Dritter \nnicht abhängig gemacht werden kann. Daß eine sinnvolle \nlandwirtschaftliche Nutzung der Betriebsflächen bei den \nbetrachteten Stör- bzw. Ereignisfällen gefährdet ist, ist im \nHinblick auf die abgeschätzte Aktivitätsfreisetzung, die bei \nHandhabungsstörfällen praktisch zu vernachlässigen ist und bei \nextremen Ereignisfällen unter beträchtlich konservativen \nRandbedingungen allenfalls zu einer vorübergehenden \nUnterbrechung der landwirtschaftlichen Nutzung führt, nicht zu \nerwarten. Wegen dadurch bedingter Schäden ist der Kläger zu 1. \nauf die Haftung für Schäden an oder Verlust von \nVermögenswerten gem. § 25 AtG in Verbindung mit \nArtikel 3 a) ii) des Pariser Haftungsübereinkommens, \n\n246\n\nvgl. Senatsurteile vom 21. Februar 1992 \n- 21 A 1399/88 - und 21 A 741/89 -, \n\n247\n\nzu verweisen.\n\n248\n\n8.8 Soweit die die ursprüngliche Aufbewahrungsgenehmigung \nnachträglich ergänzenden bzw. ändernden Genehmigungen bisher \nnicht erörterte Einzelaspekte betreffen, sind relevante Mängel \nim Hinblick auf die erforderliche Schadensvorsorge nicht zu \nsehen; solche haben die Kläger auch nicht aufgezeigt. \n\n249\n\n9.\n\n250\n\nAuch die Genehmigungsvoraussetzung des § 6 Abs. 2 Nr. 4 \nAtG, daß der erforderliche Schutz gegen Störmaßnahmen und \nsonstige Einwirkungen Dritter gewährleistet ist, ist erfüllt. \nDeren drittschützender Charakter wird zugrunde gelegt. Auch \ninsoweit ist die Genehmigungsbehörde, die die Verantwortung \nfür die Risikoermittlung und -bewertung trägt, auf den \nGrundsatz der bestmöglichen Gefahrenabwehr und Risikovorsorge \nnach dem Stand von Wissenschaft und Technik festgelegt. Zum \nerforderlichen Schutz rechnen insbesondere bauliche, \ntechnische und organisatorische Maßnahmen der Anlagensicherung \ngegen Terror- und Sabotageakte. \n\n251\n\nVgl. BVerwG, Urteil vom 19. Januar \n1989 - 7 C 31.87 -, BVerwGE 81, 185, \n191 f., zu § 7 Abs. 2 Nr. 5 AtG.\n\n252\n\nDie Risikobewertung der Beklagten genügt den danach zu \nstellenden Anforderungen. Sie hat in der \nAufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987, auf der auch \ninsoweit der 1. Nachtrag und die folgenden \nÄnderungsgenehmigungen aufbauen, den vorgesehenen Schutz auf \nder Grundlage des Gutachtens der GRS als der von der \nGenehmigungsbehörde zugezogenen Sachverständigen (§ 20 AtG) \nzum Konzept der Sicherung des Transportbehälterlagers vom \nApril 1980 dahin bewertet, daß die Sicherung der Anlage durch \ntechnische und personelle Vorkehrungen wie insbesondere äußere \nUmschließung, überwachte Zugänge zum äußeren und inneren \nSicherungsbereich, Objektsicherungsdienst und -beauftragte \ngewährleistet ist. Daß das angeführte Gutachten dem Gericht \nnicht mit Beiakte 15 vorgelegt ist, ist im Hinblick auf § 3 \nAbs. 3 Satz 2, § 6 Abs. 3 AtVfV, § 29 Abs. 2 VwVfG, § 99 \nAbs. 1 Satz 2 VwGO nicht zu beanstanden, weil die vorgesehenen \nund begutachteten Maßnahmen ihrer Natur nach \ngeheimhaltungsbedürftig sind; sie entziehen sich daher im \neinzelnen der Erörterung auch in einem gerichtlichen Verfahren \neines Dritten gegen eine atomrechtliche Genehmigung.\n\n253\n\nVgl. OVG Berlin, Beschluß vom \n4. Juli 1991 - 2 A 3/91 -, NVwZ-RR \n1991, 293, 295 f.\n\n254\n\nDie vorgesehenen Maßnahmen der Anlagensicherung sind bis zu \nden durch ihre Geheimhaltungsbedürfigkeit gezogenen Grenzen im \nErörterungstermin im Jahre 1983 (vgl. Protokoll Band 3 \nS. 1433 ff.) erläutert worden. Danach ist zur Überzeugung des \nGerichts davon auszugehen, daß die maßgeblichen Aspekte wie \nMöglichkeit des Eindringens in die Anlage, des Entwendens \neines Behälters sowie der Einwirkung durch Beschuß mit \nmilitärischen Waffen in die Sachverständigenbewertung \neingestellt worden sind, ohne daß relevante Mängel ersichtlich \ngeworden sind, und daß die Beklagte demnach die getroffenen \nSchutzvorkehrungen, soweit deren Wirkungsmöglichkeiten \nreichen, als für den erforderlichen Schutz ausreichend \nbewerten durfte. Daß insbesondere der Objektsicherungsschutz \nden Anforderungen nicht genügt, die erforderlich sind, um das \nEindringen von Personen, die Sabotageakte zu begehen vorhaben, \neffektiv zu verhindern, ist schon deshalb nicht anzunehmen, \nweil es hierbei um eine sich häufig stellende Aufgabe geht, zu \nder Erfahrungen vorliegen.\n\n255\n\nIm Hinblick auf von außerhalb des äußeren \nSicherungsbereichs ausgeführte, von den Schutzvorkehrungen \nnicht unmittelbar erfaßbare Sabotageakte wie etwa solche mit \nweitreichenden, die Integrität eines getroffenen \nBehälterkörpers beeinträchtigenden panzerbrechenden Waffen \nkann offenbleiben, ob sie wegen geringer \nEintrittswahrscheinlichkeit und wegen nach dem Durchdringen \nder Außenwand der Lagerhalle nur noch eingeschränkter \nDurchschlagskraft nach dem Maßstab praktischer Vernunft \nausgeschlossen werden können oder ob gegen sie, etwa im \nHinblick auf Fortentwicklungen in der Waffentechnik, \nSchutzvorkehrungen geboten sind. Denn auch insoweit ist der \nerforderliche Schutz gewährleistet. Die von der Beklagten \njedenfalls mit dem 1. Nachtrag vorgenommene Risikobewertung \ngelangt, gestützt auf die Begutachtung der \nAktivitätsfreisetzung und der radiologischen Folgen durch die \nGRS in den gutachtlichen Stellungnahmen vom Oktober 1989 \n(U 2.16 in Beiakte 80) und vom Januar 1991 (U 2.36 in \nBeiakte 81), zu dem Ergebnis, daß jedenfalls das Aufsuchen von \nHäusern und sonstige Schutzmaßnahmen, die im \nKatastrophenschutzplan vorgesehen sind, ausreichen. Dadurch \nist, sofern die Beklagte anfänglich das Ereignis Einwirkung \nDritter auf einen Behälter durch Beschuß mit \nAktivitätsfreisetzung nicht in ihre Risikobewertung \neingestellt hat, ein eventuelles Defizit durch zulässige \nNachholung der Risikobewertung behoben. Das Maß des zur \nErfüllung des Gebotes aus § 6 Abs. 2 Nr. 4 AtG erforderlichen \nSchutzes hat die Genehmigungsbehörde im Rahmen ihrer \nRisikobewertung nach den in Betracht zu ziehenden nachteiligen \nFolgen der Einwirkung Dritter und nach den durch die \ntatsächlichen Umstände der betreffenden Eingriffshandlung \nbestimmten Möglichkeiten, ihnen effektiv entgegenzuwirken, zu \nbeurteilen. Sie gelangt in bezug auf die hier interessierenden \nEingriffshandlungen, die außerhalb des eigentlichen Bereichs \nder technischen, organisatorischen und personellen \nObjektsicherung ihren Ausgang nehmen, unter Berücksichtigung \nder in den angeführten gutachtlichen Stellungnahmen der GRS \nabgeschätzten Schadensfolgen, insbesondere der radiologischen \nAuswirkungen zu dem Ergebnis, daß der erforderliche Schutz \nDritter weitgehend durch die von den Behältern gewährleistete \nSicherheit gegeben ist und daß die radiologischen Folgen der \ntrotz der Abschirmfunktion der Behälter freigesetzten \nAktivität derart gering sind, daß ein weitergehender Schutz \ngegen Beschußeinwirkung durch eine Auslegung der Lagerhalle \noder der Behälter nicht erforderlich ist. Dies ist nicht zu \nbeanstanden. Denn die radiologischen Auswirkungen der \nAktivitätsfreisetzung infolge eines Beschusses mit einer \npanzerbrechenden Waffe sind in den angeführten Gutachten der \nGRS dahin abgeschätzt, daß die Werte des § 28 Abs. 3 StrlSchV \nsicher unterschritten werden und daß unter Schutz- und \nVorsorgemaßnahmen in bezug auf die Bevölkerung wie Aufsuchen \nvon Häusern bis etwa 450 m Entfernung, Verzehrverbote für \nfrisch geerntete Nahrungsmittel und Dekontamination \nausreichen. Unabhängig davon, ob die Werte des § 28 Abs. 3 \nStrlSchV hier ohne weiteres übertragbar sind, ist jedenfalls \ndie Risikoabschätzung mit dem Ergebnis, bei sicherem \nUnterschreiten dieser Werte von weiteren Schutzmaßnahmen am \nBehälter oder an der Lagerhalle abzusehen, nicht zu \nbeanstanden.\n\n256\n\nDie GRS hat die Strahlenexposition auf der Grundlage der \nnach in den USA durchgeführten Hohlladungs-Beschußversuchen \nuntersuchten Aktivitätsfreisetzung unter konservativen \nAnnahmen wie Freisetzung kurz nach Beschuß sowie \nNichtberücksichtigung der Reduzierung durch Ablagerung im \nLagergebäude und für unterschiedliche Wetterkategorien mit \nkonservativ angenommenen Wetterbedingungen, ferner unter \nnachvollziehbarer Außerachtlassung des Ingestionspfades \nbezogen auf die Freisetzung aus einem CASTOR IIa-Behälter, bei \ndem nach dem Gutachten des TÜV vom November 1982 (S. 65) das \nAktivitätsinventar an radiologisch relevanten flüchtigen \nSpaltprodukten relativ am höchsten ist, und in bezug auf den \nBehälter CASTOR THTR/AVR gemäß den Störfall-\nBerechnungsgrundlagen dahin abgeschätzt, daß die Werte nach \n§ 28 Abs. 3 StrlSchV sicher unterschritten werden. Diese \nBegutachtung ist durch das Vorbringen des Sachbeistandes der \nKläger, der Beschuß mit einer panzerbrechenden Waffe führe \ndurch Zündung und durch die hohe energetische und thermische \nWirkung zur Zerstörung der Brennelemente und durch massive \nDruckerhöhung zu einem Versagen der Deckeldichtung und bei \nkonservativer Annahme zu einer Freisetzung von 1 v.H. des \nCaesium-Inventars - oder eines entsprechenden Äquivalent-\nWertes - mit den geschilderten weitreichenden radiologischen \nFolgen, nicht erschüttert. Denn nach den seitens der GRS in \nder gutachtlichen Stellungnahme vom 14. Oktober 1996 und in \nder mündlichen Verhandlung gegebenen Erläuterungen zu den \nbetrachteten Beschußversuchen sowie zu den bestätigenden \nErgebnissen eigener zusätzlicher Experimente mit \nHohlladungsbeschuß ist experimentell bestätigt, daß die der \nradiologischen Abschätzung zugrunde gelegte \nAktivitätsfreisetzung, in der konservativ ein Anteil des \nCaesium-Inventars von 0,003 v.H. angesetzt worden ist, auf der \nsicheren Seite liegt. Insbesondere hat sich die vom \nSachbeistand der Kläger angenommene Zerstörung der \nBrennelemente als weit übertrieben erwiesen, weil lediglich \neine lokale Zerstörung oder Beschädigung von Brennstäben mit \nteilweiser Pulverisierung betroffener Brennstofftabletten \naufgetreten ist, nicht aber ein Verdampfen des \nBrennelementinventars und ein Versagen der Deckeldichtung \ndurch Druckerhöhung. Ferner hat der im Behälter anfänglich \nvorhandene Unterdruck eine weitere deutliche Reduzierung der \nFreisetzung bewirkt.\n\n257\n\nDie Kostenentscheidung folgt aus §§ 154 Abs. 1, 159, 162 \nAbs. 3 VwGO, § 100 ZPO, die Entscheidung über die vorläufige \nVollstreckbarkeit aus § 167 VwGO, §§ 708 Nr. 11, 711 ZPO.\n\n258\n\nGründe, die Revision zuzulassen (§ 132 Abs. 2 VwGO), liegen \nnicht vor. Den behandelten Rechtsfragen kommt eine \ngrundsätzliche Bedeutung nicht zu, weil sie sich auf der \nGrundlage der höchstrichterlichen Rechtsprechung oder ohne \nweiteres aus dem Gesetz sowie aus sonstigen Vorschriften \nbeantworten lassen.\n\n259","source":"openlegaldata","source_url":"https://de.openlegaldata.io/case/311944","url":"https://recht.nulegal.eu/rechtsprechung/ovg-nrw/1996-10-30/21-d-2-89-ak","cited_norms":[{"jurabk":"AtG","ref":"§ 6","ref_norm":"6","n":37},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 9a","ref_norm":"9a","n":11},{"jurabk":"StrlSchV 2018","ref":"§ 45","ref_norm":"45","n":10},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 5","ref_norm":"5","n":8},{"jurabk":"StrlSchV 2018","ref":"§ 28","ref_norm":"28","n":6},{"jurabk":"StrlSchV 2018","ref":"§ 44","ref_norm":"44","n":4},{"jurabk":"StrlSchV 2018","ref":"§ 3","ref_norm":"3","n":4},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 7","ref_norm":"7","n":4},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 2","ref_norm":"2","n":3},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 23","ref_norm":"23","n":3},{"jurabk":"StrlSchV 2018","ref":"§ 81","ref_norm":"81","n":3},{"jurabk":"StrlSchV 2018","ref":"§ 86","ref_norm":"86","n":3},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 19","ref_norm":"19","n":3},{"jurabk":"AtVfV","ref":"§ 4","ref_norm":"4","n":3},{"jurabk":"AtVfV","ref":"§ 6","ref_norm":"6","n":3},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 20","ref_norm":"20","n":2},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 12","ref_norm":"12","n":2},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 9","ref_norm":"9","n":2},{"jurabk":"GG","ref":"Art 2","ref_norm":"2","n":2},{"jurabk":"UVPG","ref":"§ 3","ref_norm":"3","n":2},{"jurabk":"StrlSchV 2018","ref":"§ 6","ref_norm":"6","n":2},{"jurabk":"AtVfV","ref":"§ 8","ref_norm":"8","n":2},{"jurabk":"AtVfV","ref":"§ 3","ref_norm":"3","n":2},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 9b","ref_norm":"9b","n":2},{"jurabk":"VwVfG","ref":"§ 43","ref_norm":"43","n":1},{"jurabk":"AtVfV","ref":"§ 5","ref_norm":"5","n":1},{"jurabk":"GG","ref":"Art 14","ref_norm":"14","n":1},{"jurabk":"StrlSchV 2018","ref":"§ 2","ref_norm":"2","n":1},{"jurabk":"VwGO","ref":"§ 113","ref_norm":"113","n":1},{"jurabk":"VwGO","ref":"§ 132","ref_norm":"132","n":1},{"jurabk":"VwGO","ref":"§ 159","ref_norm":"159","n":1},{"jurabk":"VwGO","ref":"§ 167","ref_norm":"167","n":1},{"jurabk":"VwVfG","ref":"§ 24","ref_norm":"24","n":1},{"jurabk":"VwVfG","ref":"§ 29","ref_norm":"29","n":1},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 1","ref_norm":"1","n":1},{"jurabk":"VwVfG","ref":"§ 45","ref_norm":"45","n":1},{"jurabk":"ZPO","ref":"§ 100","ref_norm":"100","n":1},{"jurabk":"ZPO","ref":"§ 708","ref_norm":"708","n":1},{"jurabk":"ZPO","ref":"§ 711","ref_norm":"711","n":1},{"jurabk":"UVPG","ref":"§ 11","ref_norm":"11","n":1},{"jurabk":"UVPG","ref":"§ 12","ref_norm":"12","n":1},{"jurabk":"VwGO","ref":"§ 162","ref_norm":"162","n":1},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 4","ref_norm":"4","n":1},{"jurabk":"AtG","ref":"§ 25","ref_norm":"25","n":1},{"jurabk":"VwGO","ref":"§ 154","ref_norm":"154","n":1},{"jurabk":"VwGO","ref":"§ 99","ref_norm":"99","n":1},{"jurabk":"StrlSchV 2018","ref":"§ 1","ref_norm":"1","n":1}],"authoritative_source":"https://de.openlegaldata.io/case/311944","attribution":{"source":"Open Legal Data","source_url":"https://de.openlegaldata.io/case/311944","license":"Open Database License (ODbL) v1.0","license_url":"https://opendatacommons.org/licenses/odbl/1-0/","notice":"Entscheidungstext bereitgestellt über Open Legal Data (openlegaldata.io), lizenziert unter der Open Database License (ODbL) v1.0."},"source_info":{"name":"nu:legal Deutsches Recht","operator":"Nulegal GmbH","terms":"https://recht.nulegal.eu/nutzungsbedingungen","url":"https://recht.nulegal.eu/rechtsprechung/ovg-nrw/1996-10-30/21-d-2-89-ak","upstream":"https://de.openlegaldata.io/case/311944","retrieved":"2026-07-09 03:42:43.481950+00:00"}}