Oberverwaltungsgericht Nordrhein-Westfalen (Verwaltungsgerichtsbarkeit)
Urteil vom 1996-10-30, Aktenzeichen 21 D 2/89.AK
ECLI:DE:OVGNRW:1996:1030.21D2.89AK.00

Tenor

Die Klage wird abgewiesen.

Die Kläger tragen die Kosten des Verfahrens einschließlich der Kosten der
Beigeladenen je zur Hälfte.

Die Kostenentscheidung ist vorläufig vollstreckbar. Die Kläger können die
Vollstreckung durch Sicherheitsleistung oder Hinterlegung in Höhe des
beizutreibenden Betrages abwenden, wenn nicht der jeweilige
Vollstreckungsgläubiger zuvor in gleicher Höhe Sicherheit leistet.

Die Revision wird nicht zugelassen.

1

T a t b e s t a n d :

2

Die Kläger wenden sich gegen die der Beigeladenen
genehmigte Aufbewahrung von bestrahlten Brennelementen aus
Leichtwasserreaktoren (LWR) und von Betriebselementen aus dem
im September 1988 abgeschalteten und inzwischen stillgelegten
Thorium-Hochtemperatur-Reaktor 300 (THTR) in Transport- und
Lagerbehältern im Brennelement-Zwischenlager Ahaus (BZA).
Dessen Standort liegt in einem weiträumigen Bereich
landwirtschaftlich genutzter Flächen etwa 3 km östlich des
Stadtkerns von Ahaus, ist durch Bebauungsplan als
Industriegebiet festgesetzt und verfügt über einen
Eisenbahnanschluß. Der Kläger zu 1. bewirtschaftet als
Eigentümer einen landwirtschaftlichen Betrieb, dessen
Nutzflächen teilweise an den Standort des BZA angrenzen und
dessen Hofstelle davon etwa 400 m entfernt ist,
schwerpunktmäßig zur Milchproduktion. Der Kläger zu 2. wohnt
in etwa 2 km Entfernung vom Standort.

3

Die Lagerhalle des BZA wurde mit Wänden und einem Dach aus
Stahlbeton aufgrund der für ein Lager für bestrahlte
Brennelemente aus LWR erteilten Baugenehmigung des
Stadtdirektors der Stadt Ahaus als Bauaufsichtsbehörde vom
6. Oktober 1983 errichtet, der u.a. Nebenbestimmungen zur
bauseitigen Strahlenabschirmung durch die Betoneigenschaften
beigefügt sind. Die von der Nachzerfallswärme der gelagerten
Brennelemente erwärmte Luft soll durch Naturkonvektion über
Öffnungen im Dach ins Freie geleitet werden. Die gegen die
Baugenehmigung gerichtete Klage des Klägers zu 1. wies der
Senat durch Urteil vom 22. Oktober 1987 - 21 A 330/87 - ab,
die Revision wies das Bundesverwaltungsgericht durch Urteil
vom 11. Mai 1989 - 4 C 1.88 - zurück. Durch zwei weitere
Baugenehmigungen vom 14. Mai 1986 und 19. Februar 1991 wurde
die Nutzung der Halle zur Lagerung von Brennelementen aus dem
THTR bzw. von solchen und zugleich von Brennelementen aus LWR
in wechselnden Mengenverhältnissen zugelassen.

4

Das Vorhaben der Beigeladenen ist die Aufbewahrung der
Brennelemente in Transport- und Lagerbehältern mit der
Typenbezeichnung CASTOR zur Wiederaufarbeitung oder Behandlung
zur Endlagerung. LWR-Brennelemente sollen in etwa 5,50 m bis
6 m langen und etwa 80 t bzw. 118 t schweren Behältern der
demselben Konstruktionsprinzip entsprechenden Typen CASTOR Ia,
Ic und IIa aufbewahrt werden. Der in einem Herstellungsgang
gefertigte Behälter-Grundkörper mit etwa quadratischem
Querschnitt und einer Wandstärke von 44 cm besteht aus
Gußeisen mit Kugelgraphit (GGG 40). Kühlrippen an der
Außenseite dienen der Verbesserung der Wärmeabfuhr. In die
Behälterwand sind in zwei konzentrischen Reihen vom Boden bis
zum Kopfteil durchgehende Bohrungen zur Aufnahme von
Kunstoffmaterial zur Neutronenabschirmung eingebracht. Auf die
Innenflächen ist zum Korrosionsschutz eine Nickelschicht
galvanisch aufgebracht, die über die Dichtflächen des
Deckelsystems bis nach außen führt. Die stufenförmig
abgesetzte Öffnung des Grundkörpers wird durch zwei
übereinander angeordnete, durch Schraubenbolzen fixierte
Deckel aus Edelstahl verschlossen. Der etwa 34 cm dicke
Primärdeckel gelangt auf eine Metalldichtung in der
Auflagefläche. Im Primärdeckel befinden sich mehrere mit
Metalldichtringen versehene Durchlässe für die Entwässerung,
die Evakuierung und Dichtheitsprüfungen. Der etwa 13 cm dicke
Sekundärdeckel hat ebenfalls eine Metalldichtung sowie
abgedichtete Durchlässe für die Druckbeaufschlagung des
Sperraums zwischen Primär- und Sekundärdeckel, für die
Aufnahme des Druckschalters zur Sperraumdrucküberwachung und
für den Anschluß von Meßinstrumenten zur Dichtheitsprüfung.
Der Sperraum wird vor der Einlagerung im BZA mit Inertgas
unter einem Druck von 6 bar, der Behälterinnenraum nach der
Unterwasser-Beladung im Kernkraftwerk mit Helium unter einem
Druck von 0,8 bar gefüllt. Am Kopfende des Behälterkörpers
oberhalb des Sekundärdeckels ist zum Schutz vor mechanischen
Einwirkungen, Feuchtigkeit und Verschmutzung eine mit
Elastomerdichtungen abgedichtete, etwa 8 cm dicke Schutzplatte
aufgeschraubt, durch die das Kabel des
Behälterüberwachungssystems geführt wird. Im Behälterboden, im
Sekundärdeckel und in der Schutzplatte ist je eine Platte aus
Moderatormaterial eingelassen. Die Behälter CASTOR Ia bzw. IIa
sollen bis zu vier bzw. neun Brennelemente aus
Druckwasserreaktoren, der Behältertyp CASTOR Ic soll bis zu
sechzehn Brennelemente aus Siedewasserreaktoren aufnehmen. Die
Brennelemente mit einer zurückliegenden Mindestabklingzeit von
einem Jahr bzw. 1,5 Jahren (IIa) werden im Behälter zur
Positionsfixierung und aus Gründen der Kritikalitätssicherheit
auch bei Flutung in einen Tragkorb aus boriertem Edelstahl mit
quadratischem Querschnittsraster eingesetzt. Die Brennelemente
sind Brennstabbündel. Der Kernbrennstoff in den Brennstäben
ist von einem Hüllrohr aus Zirkaloy mit einer Wandstärke von
etwa 0,7 mm bis 0,8 mm umgeben.

5

Der Behälter CASTOR THTR/AVR für die Aufbewahrung von THTR-
Betriebselementen hat - bei im übrigen vergleichbarer
Konstruktion - einen etwa 2,78 m langen, 25 t schweren
zylindrischen Grundkörper ohne Nickelbeschichtung, Kühlrippen
und eingelassenes Moderatormaterial. Die 37 cm starke Wand
weist infolge der Entnahme von Werkstoffproben nach der
Fertigung zwei mit unlegiertem Baustahl ausgefüllte Bohrungen
auf. Der 30 cm dicke Primärdeckel hat eine Metalldichtung in
der Auflagefläche sowie eine abgedichtete Bohrung zur
Heliumbefüllung und eine Prüfbohrung. Der Sekundärdeckel ist
7 cm, die Schutzplatte 6,6 cm dick. Dieser Behälter nimmt eine
für etwa 2100 THTR-Brennelemente mit einer zurückliegenden
Abklingzeit von mindestens 1,5 Jahren ausgelegte verschlossene
Kanne aus Stahl mit einer Wandstärke von 8 mm auf. Die
kugelförmigen Brennelemente haben einen Durchmesser von 6 cm
und bestehen aus graphitischem Strukturmaterial, in das der
Kernbrennstoff in Form beschichteter Partikel eingebettet ist.

6

Bei der Einlagerung im BZA wird der jeweilige Behälter nach
Anbringen der für die Lagerung vorgesehenen
Zusatzeinrichtungen (Druckmeßgerät, Schutzplatte) und
Transport an die Lagerposition - bei den Behältern für THTR-
Betriebselemente je zwei übereinander - an das
Lagerbehälterüberwachungssystem angeschlossen. Bei Abfall des
Sperraumdrucks auf 3 bar infolge einer Undichtigkeit des
Primär- oder des Sekundärdeckels löst das Druckmeßgerät ein
Alarmsignal aus. Nach dem Reparaturkonzept werden bei
Nachlassen der Dichtwirkung der Sekundärdeckeldichtungen oder
bei Defekt am Druckschalter diese Teile ausgetauscht; bei
Nachlassen der Dichtwirkung des Primärdeckels wird entweder
über dem Sekundärdeckel ein 6 cm dicker Fügedeckel
aufgeschweißt und der Raum zwischen Füge- und Sekundärdeckel
als neuer Sperraum ausgelegt oder der Behälter wird zur
Wiederherstellung der Lagerfähigkeit oder zur Beendigung der
Zwischenlagerung in eine kerntechnische Anlage
abtransportiert. Die beim Lagerbetrieb und bei Wartungs- und
Reparaturarbeiten vorgesehenen Handhabungen, Arbeits- und
Prüfschritte sind im Betriebshandbuch, dem die Technischen
Annahmebedingungen, Arbeitsanweisungen und Prüfvorschriften
beigefügt sind, beschrieben.

7

Unter dem 3. Oktober 1979/2. August 1984 wurde die
Genehmigung der Aufbewahrung ausgedienter LWR-Brennelemente
beantragt. Die damals als Genehmigungsbehörde zuständige
Physikalisch-Technische Bundesanstalt (PTB) holte ein
Gutachten der Bundesanstalt für Materialprüfung (jetzt
Bundesanstalt für Materialforschung und -prüfung - BAM -) zu
behälterspezifischen Fragen, ein Sicherheitsgutachten des
Technischen Überwachungsvereins Hannover e.V. (jetzt TÜV
Hannover/Sachsen-Anhalt e.V. - TÜV -) und ein Gutachten der
Gesellschaft für Reaktorsicherheit mbH (jetzt Gesellschaft für
Anlagen- und Reaktorsicherheit mbH - GRS -) zum Schutz gegen
Störmaßnahmen und sonstige Einwirkungen Dritter ein. Der
Antrag, der Sicherheitsbericht und die Kurzbeschreibung wurden
in der Zeit vom 14. Februar bis 15. April 1983 bei der Stadt
Ahaus und der PTB ausgelegt; die öffentliche Bekanntmachung
hierzu enthielt den Hinweis auf die Möglichkeit der
Einsichtnahme in die Gutachten der BAM und des TÜV. Die Kläger
wandten sich gegen das Vorhaben. Vom 21. bis 24. sowie am
28. und 29. Juni 1983 wurde ein Anhörungstermin
durchgeführt.

8

Durch Bescheid vom 10. April 1987 erteilte die Beklagte
durch die PTB der Beigeladenen die Genehmigung, in einem
Lagergebäude bestrahlte LWR-Brennelemente mit einem Gehalt von
1.500 t Uran in 420 Behältern vom Typ CASTOR aufzubewahren und
die dafür notwendigen Handhabungen vorzunehmen, und erstreckte
die Genehmigung auf den erforderlichen Umgang mit
Prüfstrahlern und den bei der Aufbewahrung anfallenden
sonstigen radioaktiven Stoffen. Durch Nebenbestimmungen ist
u.a. bestimmt: Die Genehmigung gilt bis zum 10. April 2027
(Nr. 1). Spätestens sechs Jahre vor Ablauf der Genehmigung ist
gegenüber der Aufsichtsbehörde ein Nachweis über den weiteren
Verbleib der Brennelemente zu führen (Nr. 2). Zur
Zwischenlagerung dürfen nur Behälter angenommen werden, bei
denen durch Bescheinigungen von unabhängigen, mit Zustimmung
der Aufsichtsbehörde zu bestellenden Sachverständigen
nachgewiesen ist, daß die Behälter, ihr Inhalt und die Art und
Weise der Beladung den Technischen Annahmebedingungen
entsprechen. Der Aufsichtsbehörde sind rechtzeitig vor der
Beladung und vor dem Abtransport des Behälters und
unverzüglich nach der Einlagerung im Zwischenlager jeweils
Unterlagen wie Zulassungsschein des Versandstückmusters,
Nachweise über spezifizierte Brennelementeigenschaften und
Prüfprotokolle vorzulegen (Nr. 7). In dem unter
Berücksichtigung der Genehmigung und der Gutachten und
Stellungnahmen zu überarbeitenden Betriebshandbuch muß die
Anweisung für die Behälterannahme sicherstellen, daß die mit
den Begleitpapieren vorzulegende Dokumentation im Hinblick auf
die Einhaltung der Technischen Annahmebedingungen vollständig
kontrolliert wird (Nr. 18). Bei Undichtheit eines
Deckelsystems sowie bei sonstigen sicherheitstechnisch
bedeutsamen Beschädigungen von Behältern ist unverzüglich die
Aufsichtsbehörde zu verständigen, der die vorgesehenen
Reparaturmaßnahmen zur Zustimmung vorzulegen sind. Bei
nichtreparablen Beschädigungen sind die jeweiligen Behälter
abzutransportieren; die Möglichkeit des Verbringens in eine
andere kerntechnische Anlage ist der Genehmigungs- und der
Aufsichtsbehörde spätestens einen Monat vor Beginn der
Aufbewahrung nachzuweisen (Nr. 10).

9

Zur Begründung ist ausgeführt: Rechtsgrundlage für die
Genehmigung der zeitlich begrenzten externen Zwischenlagerung
bestrahlter Brennelemente sei § 6 des Atomgesetzes. Für die
Aufbewahrung dieser Kernbrennstoffe bestehe ein Bedürfnis. Die
Zwischenlagerung diene nach dem Entsorgungskonzept der
Bundesregierung und der mengenmäßigen und zeitlichen
Bedarfsplanung der Betreiber von Kernkraftwerken der
Entsorgungsvorsorge; es sei davon auszugehen, daß ab 1986 eine
zunehmende Menge bestrahlter, nicht in vorhandenen
Wiederaufarbeitungsanlagen zu entsorgender Brennelemente zur
Zwischenlagerung anstehe. Das BZA sei auch als
Kapazitätsreserve für nicht vorhersehbare Ereignisse und
Entwicklungen notwendig, um auch im ungünstigsten Fall die
sichere und vollständige Aufbewahrung der Brennelemente zu
gewährleisten. Die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik
erforderliche Schadensvorsorge sei im bestimmungsgemäßen
Betrieb und bei unterstellten Störfällen für die Dauer der
Aufbewahrung getroffen. Die Strahlenexposition liege weit
unter den Grenzwerten bzw. Störfallplanungswerten der
Strahlenschutzverordnung.

10

Die von den Klägern gegen die Genehmigung erhobenen
Widersprüche wies die Beklagte mit Widerspruchsbescheiden vom
3. und 15. Februar 1989 zurück. Am 6. März 1989 haben die
Kläger Klage erhoben.

11

Unter dem 27. Februar 1984 wurde in Erweiterung des
ursprünglichen Antrags die Genehmigung der Aufbewahrung
ausgedienter Brennelemente aus dem THTR beantragt. Unter dem
27. Februar 1990 beantragte die Beigeladene die Erstreckung
der Genehmigung auf einzelne in den Behältern befindliche
Moderator- und Absorberkugeln. Nach öffentlicher
Bekanntmachung des Vorhabens am 3. März 1990 wurden die
Anträge, der Sicherheitsbericht mit Ergänzungen,
Kurzbeschreibungen sowie die Gutachten der BAM und des TÜV aus
den Jahren 1982, 1986 und 1988 beim Bundesamt für
Strahlenschutz und im Kreishaus Ahaus in der Zeit vom 12. März
bis 11. Mai 1990 zur Einsicht ausgelegt. Während der
Auslegungsfrist erhoben auch die Kläger Einwendungen u.a.
unter Bezugnahme auf eine gutachterliche Stellungnahme von
Prof. Dr.-Ing. T. und Dipl.-Phys. I. vom Dezember 1989.
Die Einwendungen wurden am 12. und 13. Juni sowie am
28. August 1990 erörtert.

12

Durch den "1. Nachtrag zur Aufbewahrungsgenehmigung vom
10.04.1987" vom 17. März 1992 wurde diese dahin "geändert und
ergänzt", daß der Beigeladenen die Genehmigung erteilt wird,

13

"in einem Lagergebäude

14

-	maximal 1500 t Uran in Form von
bestrahlten Brennelementen aus
Leichtwasserreaktoren in maximal
420 Behältern mit maximal
10 Behältern je Behälterblock
oder

15

-	maximal 608000 bestrahlte
Kugel-Brennelemente aus dem Thorium-
Hochtemperatur-Reaktor (THTR) in
maximal 320 Behältern mit maximal
64 Behältern je Behälterblock und
bestrahlte Brennelemente aus
Leichtwasserreaktoren mit maximal
10 Behältern je Behälterblock in
gemischter Aufstellung bis insgesamt
maximal 1500 t Uran

16

aufzubewahren und die für diese
Aufbewahrung notwendigen Handhabungen
vorzunehmen."

17

Die Genehmigung wurde ferner erstreckt auf die Lagerung
sonstiger Betriebselemente (Moderator- und Absorberelemente)
des THTR, die sich vereinzelt in den Behältern mit bestrahlten
Kugelbrennelementen befinden können. Durch den Bescheid wurden
des weiteren Änderungen von Anlageteilen und Einrichtungen
- auch für die Aufbewahrung von LWR-Brennelementen - genehmigt
und Nebenbestimmungen der Genehmigung vom 10. April 1987
ergänzt, geändert oder als nach Erfüllung entfallend
bezeichnet.

18

Zur Begründung ist dargelegt: § 6 des Atomgesetzes erfasse
auch die externe Zwischenlagerung radioaktiver Abfälle wie der
THTR-Brennelemente. Die Stillegung des THTR bei vollständiger
Entladung des Reaktorkerns setze die externe Aufbewahrung
voraus und begründe so das Bedürfnis. Die gebotene
Schadensvorsorge sei ausweislich der umfassenden
sicherheitstechnischen Begutachtung getroffen. Die bei der
Behälterbeladung eingestellten und geprüften Parameter würden
durch unabhängige Sachverständige geprüft, alle für die
Aufbewahrung wesentlichen Randbedingungen würden von der
Aufsichtsbehörde überwacht. Im Hinblick auf die Einwendung der
Lage des Standorts in einem Tieffluggebiet sei statistisch
eine Flugzeug-Absturzhäufigkeit von bis zu etwa 2 x 10-6 pro
Jahr abgeschätzt worden, die dem Restrisikobereich zuzuordnen
sei. Die Auswirkungen, die ein Flugzeugabsturz oder
Einwirkungen Dritter für die Landwirtschaft hätten, ließen
sich für den Weide-Kuh-Milch-Pfad bei homogener Verteilung der
freigesetzten Aktivität dahin abschätzen, daß das von
Verzehreinschränkungen betroffene Gebiet in Bezug auf Behälter
für THTR-Brennelemente eine Ausdehnung von etwa 500 m x 500 m
bzw. 650 m x 650 m und in Bezug auf LWR-Brennelemente von
3.500 m x 3.500 m haben werde; nach etwa einem Jahr sei die
Kontamination auf etwa 1 v.H. gesunken.

19

Die Beklagte ordnete die sofortige Vollziehung bezüglich
der Aufbewahrung von THTR-Brennelementen an. Am 2. April 1992
haben die Kläger gegen den ersten Nachtrag die Klage
21 D 60/92.AK erhoben, die der Senat zum vorliegenden
Verfahren verbunden hat. Den Antrag des Klägers zu 1. auf
Wiederherstellung der aufschiebenden Wirkung der Klage hat der
Senat durch Beschluß vom 26. April 1993 - 21 B 1563/92.AK -
abgelehnt. Die Behälter mit dem Material aus dem THTR sind
inzwischen im BZA eingelagert.

20

Mit der 2. Änderung und Ergänzung der
Aufbewahrungsgenehmigung vom 18. Januar 1994 genehmigte die
Beklagte für die Behälter CASTOR THTR/AVR Änderungen am
Kabeldurchführungsflansch in der Schutzplatte sowie die
Änderung der Arbeitsanweisung Heliumbefüllung durch Erhöhung
des einzustellenden Evakuierungsdrucks. Die Änderung des
Flansches dient der Verhinderung des Feuchtigkeitszutritts
unter die Schutzplatte und der Vermeidung von
- vorgekommenen - Fehlfunktionen des Druckschalters, die
Erhöhung des Evakuierungsdrucks der Verkürzung der Pumpzeiten.
Die gegen diesen Bescheid erhobene Klage 21 D 34/94.AK ist zum
vorliegenden Verfahren verbunden worden.

21

Mit der 3. Änderung der Aufbewahrungsgenehmigung vom
13. Mai 1994 genehmigte die Beklagte den Einsatz von
bestimmten Druckschaltern in allen Behältertypen. Hiergegen
haben die Kläger Klage zum vorliegenden Verfahren erhoben.

22

Mit der - aufgrund von Erfahrungen bei der Entladung des
THTR beantragten - 4. Änderung vom 11. November 1994
genehmigte die Beklagte unter Beibehaltung der genehmigten
Anzahl der Behälter und der genehmigten Kernbrennstoffmasse
die Erhöhung der Lagermenge auf maximal 620.000 Kugel-
Brennelemente sowie Modifikationen des Inhalts einiger
Behälter, darunter auch die Aufbewahrung von beschädigten
Brennelementen in etwa 16 bis 20 sogenannten Bruchkannen.
Hiergegen haben die Kläger Klage zum vorliegenden Verfahren
erhoben.

23

Durch die 5. Änderung vom 14. Februar 1995 genehmigte die
Beklagte - im Rahmen der genehmigten Anzahl der Behälter - die
Aufbewahrung von höchstens 767 bestrahlten Brennelementen des
nach der Stillegungsgenehmigung für den THTR (Bescheid
Nr. 7/12 a THTR vom 22. Oktober 1993) zu entladenden und
abzubauenden Abbrandmeßreaktors (AMR) des THTR in zwei
Behältern des Typs CASTOR THTR/AVR mit einer Uranmasse je
Behälter von 2,58 kg und ferner die Aufbewahrung von
Kugelbrennelementen des THTR in zwei Behältern mit
Abfallkannen und erstreckte die Aufbewahrungsgenehmigung auf
die Lagerung von Erodiergut (Elektrodenmaterial und Abrieb von
Betriebselementen) und sonstigen Betriebselementen. Hiergegen
haben die Kläger Klage zum vorliegenden Verfahren erhoben.

24

Mit der 6. Änderung vom 6. November 1995 genehmigte die
Beklagte bezüglich der Behälter der Bauart CASTOR I a, I c und
II a konstruktive Änderungen am Kabeldurchführungsflansch
durch die Schutzplatte, die Änderung des Fügedeckelkonzepts
durch eine geänderte Form der Schweißnaht, durch Einhaltung
eines Schweißspalts zum Behälterkörper von 1,5 bis 2 mm, durch
eine zusätzliche Entlastungsnut im Fügedeckelring und durch
Maßnahmen zur mechanischen Entlastung der Fügedeckel-
Schweißnaht; ferner genehmigte sie bezüglich des Behältertyps
CASTOR II a konstruktive Änderungen des Tragzapfenbereichs und
des Primärdeckels (Schnellverschlußkupplung statt
Evakuierungsventil, Versetzen der Bohrung für die
Behälterentwässerung) sowie sonstige Änderungen wie
Beschränkung auf einen Durchbruch im Primärdeckel für die
Handhabungen bei der Behälterbeladung. Auch hiergegen haben
die Kläger zum vorliegenden Verfahren Klage erhoben.

25

Die Kläger tragen im wesentlichen vor:

26

§ 6 des Atomgesetzes biete keine Rechtsgrundlage für die
private Zwischenlagerung abgebrannter Brennelemente. Mit dem
in der Vorschrift verwendeten Begriff "Kernbrennstoffe" seien
nur in kerntechnischen Anlagen einsetzbare besonders spaltbare
Stoffe, deren Bevorratung in einem Kernkraftwerk als
restriktive Ausnahme von dem Grundsatz staatlicher Verwahrung
in Betracht komme, gemeint, nicht aber deren Folgeprodukte
bzw. Reststoffe. Schon wegen der gesetzlich vorgegebenen
Entsorgungsalternativen der schadlosen Verwertung radioaktiver
Reststoffe durch private Wiederaufarbeitung und der
Einrichtung von Landessammelstellen für radioaktive Abfälle
sowie von Anlagen des Bundes zur Sicherstellung und
Endlagerung erfasse § 6 des Atomgesetzes nicht die externe
private Zwischenlagerung von abgebrannten Brennelementen. Eine
durch § 6 des Atomgesetzes zu schließende Regelungslücke
bestehe nicht. Die definitiv aus dem Brennstoffkreislauf
ausgeschiedenen THTR-Brennelemente und die LWR-Brennelemente
seien wegen ihres radioaktiven Gefährdungspotentials in
staatlicher Trägerschaft in einer Anlage nach § 9 a Abs. 3 des
Atomgesetzes aufgrund einer auch deren Errichtung
einschließenden Planfeststellung zu beseitigen bzw. zu lagern.
Dieses Zulassungserfordernis folge für die streitbefangene
Anlage auch daraus, daß das BZA, da die Entsorgung bzw.
Beendigung der Zwischenlagerung mangels einer absehbaren
Endlagermöglichkeit nicht gesichert sei, in Wahrheit ein
Endlager sei. Erst eine Planfeststellung eröffne die
grundrechtlich und nach dem Grundsatz der Verhältnismäßigkeit
gebotene Konfliktbewältigung durch Bewertung und Abwägung der
Konflikpotentiale; bei der Genehmigungsentscheidung nach § 6
des Atomgesetzes seien hingegen die überragende
Schutzwürdigkeit der standortbezogen privilegierten
Landwirtschaft, die Auswirkungen der irreversiblen
Kontamination des Produktionsfaktors Boden auf die
Nahrungsmittelproduktion und die durch das sensibilisierte
Verbraucherverhalten bestimmte Vermarktung
landwirtschaftlicher Produkte sowie der Eingriff in die
Grundlage und Funktionsfähigkeit des grundrechtlich
geschützten landwirtschaftlichen Betriebes des Klägers zu 1.
völlig ausgeblendet worden. Schon im Normalbetrieb sei der
landwirtschaftliche Betrieb wegen der verringerten Nachfrage
infolge der Schadstoffbelastung des Bodens unabhängig von
Grenzwerten in Frage gestellt, insbesondere aber dann, wenn
entsprechend dem Gutachten des TÜV bei äußeren Störfällen die
Strahlenschutzwerte nur durch Einschränkungen des Verzehrs
landwirtschaftlicher Produkte eingehalten werden könnten. Dies
zeige, daß eine Ausgleichsanalyse, die der Bindung der
Eigentumsnutzung an das Wohl der Allgemeinheit und der
Grundpflicht zu umweltgerechtem Verhalten Rechnung getragen
hätte, sowie eine vom Verhältnismäßigkeitsgebot des
geringstmöglichen Eingriffs geforderte Abwägung von
Standortalternativen erforderlich gewesen sei und zu dem
Schluß geführt hätte, das Material im jeweiligen Kernkraftwerk
als dem bereits radioaktiv vorbelasteten Ort seiner Produktion
mit einem Minimum an zusätzlichen Risiken zu belassen statt es
in einem nicht vorbelasteten Bereich zwischenzulagern. Im
übrigen ergebe sich das Erfordernis einer über § 6 des
Atomgesetzes hinausgehenden atomrechtlichen
Errichtungsgenehmigung aus dem entsprechend heranzuziehenden
Genehmigungstatbestand für Kernkraftwerke, mit denen ein
Zwischenlager nach dem radioaktiven Gefährdungspotential
mindestens vergleichbar sei und für die das Atomgesetz bereits
die Errichtung der atomrechtlichen Kontrolle unterwerfe und
dabei ein Versagungsermessen etwa zur Strahlenminimierung
einräume. Demgegenüber erstrecke § 6 des Atomgesetzes die
Zulassung nicht einmal auf die bauliche Anlage, soweit diese
unter den Aspekten der Strahlenabschirmung, der Wärmeabfuhr
und des Schutzes von äußeren Einwirkungen sicherheitsrelevant
sei.

27

Für den Fall der Anwendung des § 6 des Atomgesetzes sei die
ein in sich geschlossenes Vorhaben betreffende
Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987 einer Änderung und
der Hinzufügung eines selbständigen Regelungsgehalts wie durch
den 1. Nachtrag nicht zugänglich. Den Tatbestand der
Änderungsgenehmigung kenne die Vorschrift nicht. Änderungen
bedürften der Neugenehmigung. Bei Zugrundelegen der Sach- und
Rechtslage der letzten Verwaltungsentscheidung könnten spätere
Änderungen zur Behebung von Mängeln nicht mehr zur Heilung
einer rechtswidrigen Genehmigung führen.

28

Der 1. Nachtrag sei zudem verfahrensfehlerhaft erteilt
worden. Die Öffentlichkeitsbeteiligung habe sich nicht auf die
Mischnutzung bezogen. Im Laufe des Nachtragsverfahrens
beantragte Änderungen wie Verschlußklappen vor den
Zuluftöffnungen, die Prüfung der Erfüllung von
Nebenbestimmungen sowie Stellungnahmen von Behörden und
Gutachten hätten vor Abschluß des Erörterungstermins am
28. August 1990 vorgelegen und deswegen in die Erörterung
einbezogen werden müssen. Diese sei unzureichend vorbereitet
und verfrüht gewesen. Zum Termin hätten weder ein
Bedürfnisnachweis noch erörterungsfähige Daten zur Häufigkeit
von Flugzeugabstürzen vorgelegen. Entscheidungsträger bei der
Genehmigungsbehörde seien befangen gewesen. Für die
Genehmigung des Nachtrags sei eine
Umweltverträglichkeitsprüfung durchzuführen gewesen, da das
Lager in Wirklichkeit ein Endlager sei und weil wegen des
vorgesehenen Rücktransports von Behältern im Rahmen des
Reparaturkonzepts das betreffende Kernkraftwerk zur
Nebenanlage des Zwischenlagers werde.

29

Ein Bedürfnis für die Zwischenlagerung im Sinne eines in
kurzer Zeit vernünftigerweise zu befriedigenden
Entsorgungsbedarfs sei nicht nachgewiesen. Dies folge bereits
aus dem Unterlassen der Prüfung von Alternativen, ferner aus
der verfehlten Prognose, daß etwa das Zwischenlager Gorleben
bis 1991 vollständig gefüllt sei, und aus der realen
Entwicklung, nämlich dem Verzicht auf den Zubau von
Kernkraftwerken und auf die Wiederaufarbeitung im Inland sowie
der Option der direkten Endlagerung. Nach den
Strategieüberlegungen zur Brennelemententsorgung der
Vereinigung Deutscher Elektrizitätswerke vom September 1989
werde das Zwischenlager entweder gar nicht oder erst nach dem
Jahre 2000 benötigt. Eine Zwischenlagerung der Brennelemente
aus dem THTR sei nicht geboten; diese könnten unter
Berücksichtigung der Lagerkapazität im THTR verbleiben, zumal
keine sicherheitstechnischen Gründe dafür vorlägen, den
Reaktor im Rahmen der Stillegung zu entladen.

30

Die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik, der
unabhängig von dahin gehenden ausdrücklichen
Verfahrenserfordernissen eine Umweltverträglichkeitsprüfung
als unerläßlichen Teil einer rationalen Entscheidungsfindung
und als die einzige angemessene Methodik zur Beurteilung von
Wirkungszusammenhängen gebiete, erforderliche Schadensvorsorge
sei nicht getroffen. Grundlegende Mängel beträfen, wie auch
der Sachbeistand Prof. Dr.-Ing. T. , Anfang der achtziger
Jahre Projektleiter für die Behälterentwicklung, in seinen
gutachtlichen Stellungnahmen vom Dezember 1989 sowie vom
11. März und aus dem September 1996 und in der mündlichen
Verhandlung herausgearbeitet habe, das Behälterkonzept und die
Prüfung und Begutachtung der Behältersicherheit. Das
Behälterkonzept widerspreche allen in der Kerntechnik
anerkannten grundlegenden Auslegungskriterien, nämlich den
Prinzipien der Mehrfachbarrieren, der Redundanz und der
Diversität, da das Deckelsystem aus im wesentlichen
gleichartig ausgeführten Komponenten nur eine Barriere
darstelle, bei der zudem Freisetzungspfade existierten. Die
Durchführung wiederkehrender Prüfungen bezüglich des Zustands
der Brennelemente, der Spaltprodukt-Emissionen in das
Behälterinnere sowie der Dichtwirkung der Metalldichtungen sei
nicht möglich, eine kontinuierliche Überwachung der
Brennelemente finde nicht statt. Der sofortige Abschluß des
Spaltproduktinventars von der Biosphäre bei Störfällen sei
wegen der Öffnungen in der Lagerhalle und des Verzichts auf
den Einsatz von Abluftfiltern nicht gewährleistet. Dem Stand
der Technik entsprechende überlegene Alternativkonzepte wie
Lagerung bei Zwangsbelüftung unter Einsatz von Filtern und
damit möglicher Kontrolle der Abluft oder Lagerung in
Betonbunkern, insbesondere aber das bereits 1980 entwickelte,
von den Gutachtern als aussichtsreich beurteilte, lediglich
aus Kostengründen nicht weiter verfolgte Konzept eines
Behälters mit doppeltem Containment belegten die Defizite im
Vorgehen der Beklagten.

31

Die Prüfung und Begutachtung der Behältersicherheit im
Rahmen der Baumusterprüfung für das gefahrgutrechtliche
Zulassungsverfahren, auf die sich die streitige Genehmigung
beziehe, und im atomrechtlichen Genehmigungsverfahren genügten
nicht dem Stand von Wissenschaft und Technik, wie er seitens
der Internationalen Atomenergie-Agentur (IAEA) definiert sei.
Danach seien - vor Verwendung von maßstäblichen Modellen,
Berechnungsverfahren und begründeten, auf ausreichende
Erfahrungen gestützten Übertragbarkeitsbetrachtungen - bei
Neukonstruktionen, wie sie hier vorlägen, immer Versuche an
Originalbehältern durchzuführen. Die Gültigkeit von
Übertragbarkeitsbetrachtungen und Berechnungsverfahren müsse
durch zahlreiche statistisch abgesicherte Experimente an
Prüfmustern aus demselben Werkstoff und mit derselben
Geometrie nachgewiesen sein. Nach Belastungstests müßten
Prüfmuster auf integrale Dichtheit und mittels
Ultraschalluntersuchung zerstörungsfrei auf verborgene Fehler
untersucht werden. Modellannahmen und Abweichungen, ihre
Gültigkeit und die Beurteilung zur Übertragbarkeit seien
detailliert und nachvollziehbar dokumentiert darzulegen. Diese
Grundbedingungen seien von der BAM nicht eingehalten worden.
Die bei den Fall-, Beschuß- und Brandversuchen verwendeten
Prüfmuster seien in bezug auf Abmessungen, konstruktive
Gestaltung und Werkstoff nicht mit den der Genehmigung
zugrunde liegenden unterschiedlichen CASTOR-Behältern
geometrisch und stofflich ähnlich gewesen. Es seien
verkleinerte Modelle ohne nachgebildete Beladung und ohne die
volle Zahl der Längsbohrungen in der Behälterwand getestet
worden. Die Abweichung gerade im Hinblick auf die
Längsbohrungen sei unzulässig, weil diese bruchmechanische
Vorschädigung in der Wand bei dynamischer Beanspruchung zu
Spannungsspitzen im Bereich der Stege zwischen den Bohrungen
und zu Anrissen führen könne; dies müsse durch Experimente an
insoweit übereinstimmenden Prüfmustern mit anschließender
zerstörungsfreier Untersuchung auf verborgene Fehler
ausgeschlossen werden, zumal thermische
Werkstoffbeanspruchungen von 800°C und -40°C zu
berücksichtigen seien. Ein von der BAM angeführter Fallversuch
an einem Serienmuster mit in einem Halbkreis angeordneten
Längsbohrungen im Bereich höchster Beanspruchung sei nicht
tragfähig, da er nur den Fall auf die horizontale Mantellinie
abdecke, eine zerstörungsfreie Untersuchung auf verborgene
Fehler nicht vorgenommen worden sei und die Annahme der
stärksten Belastung auf der Unterseite dynamische
Spannungsspitzen durch Schwingungsbelastungen auf der
Oberseite außer acht lasse. Auch die Abweichung im Werkstoff
- derjenige der Prüfmuster sei nach der Umstellung des
Gießverfahrens im Jahre 1985 nicht mehr identisch wie der der
Serienbehälter - sei unzulässig; der einfache Hinweis der BAM
auf die gleich- oder höherwertige Werkstoffqualität der
Serienbehälter im Hinblick auf die abgesicherte Bruchzähigkeit
reiche nicht; die CASTOR-Behälter seien nach Werkstoff und
Fertigungsverfahren Neukonstruktionen. Auf langjährige Prüf-
und Betriebserfahrungen könne nach alledem nicht
zurückgegriffen werden, zumal auch bei der Auswertung die
ungünstigsten Ergebnisse aus Fallversuchen mit den höchsten
Beschleunigungswerten nicht berücksichtigt worden seien. Die
Aussagen und Annahmen der BAM in bezug auf die Werkstoffsorte
und -qualität seien ohne Einsicht in die Dokumente,
Prüfberichte und sonstigen Unterlagen der Baumusterprüfung
nicht nachvollziehbar. Die Bauarten der Behälterfamilie CASTOR
seien untereinander geometrisch nicht ähnlich und daher
jeweils Neukonstruktionen; sie seien unter Verstoß gegen
fundamentale Prinzipien der Ingenieurpraxis nicht jeweils
ausreichend speziellen Belastungstests unterzogen worden. Auch
der Begutachtung der thermischen Belastung durch die BAM fehle
die Dokumentation der Testbedingungen und eine
nachvollziehbare Begründung der Berechnungsverfahren. Bei den
Feuertests sei der für einen Flugzeugabsturz typische Ablauf
eines auf die mechanische Einwirkung folgenden
Treibstoffbrandes nicht abgebildet worden; daß eine
Kombination von mechanischer und thermischer Beanspruchung
nicht zu einer weitergehenden Schädigung als durch das
Einzelereignis führen könne, sei nicht experimentell
nachgewiesen. Die Versuchsbedingungen - mittlere
Flammentemperatur 800°C, Branddauer 30 Minuten -
unterschätzten die realistischen Verhältnisse, wie Unfälle aus
neuerer Zeit gezeigt hätten.

32

Die Auswertung der Belastungstests sei auch in sich
fehlerhaft. Die BAM habe bei der Beschleunigungsmessung die
absolut größten dynamischen Belastungen unmittelbar beim
Aufschlagen des Prüfstücks unzulässig vernachlässigt. Ein
Ergebnis der Beschleunigungsmessung sei ohne Begründung
unberücksichtigt geblieben. Die Berechnung der maximalen
Biegespannungen mit der grob vereinfachenden Gleichung für
Biegebalken bilde die dynamische Belastung nicht ab. Kritische
Werte der Heliumlecktests am Sekundärdeckel habe die BAM nicht
zur weiteren Beurteilung herangezogen, sondern auf erneute
Versuche mit verbesserter Konstruktion abgestellt; letzteres
sei aber nicht dokumentiert. Auch die weiteren Meßergebnisse
hätten eine größere Leckrate als die spezifizierte ergeben.
Die Behandlung der Kritik der PTB bezüglich der Auswertung der
Versuche unter den Aspekten eines zu unterstellenden
Zusammentreffens eines unentdeckten Fehlers mit einem Lastfall
durch Einwirkung von außen, der mangelnden Duktilität des
Werkstoffs und des Fehlens einer belastbaren Zahlenrelation
für die Serienfertigung sei ohne Einsicht in die Unterlagen
der Baumusterprüfung nicht nachvollziehbar.

33

Das der Genehmigung zugrunde liegende
Qualitätssicherungskonzept für die Serienfertigung beschränke
sich auf die Prüfung der Materialeigenschaften an
Referenzbehältern und sodann auf eine Verfahrensprüfung; es
genüge damit nicht dem Stand von Wissenschaft und Technik im
Hinblick auf Bauteile, die Menschenleben gefährden könnten.
Geboten seien die vollständige Endabnahme eines jeden
Behälters einschließlich der zerstörungsfreien Prüfung auf
verborgene Fehler nach Fertigung und Beladung sowie
regelmäßige Untersuchungen und zerstörungsfreie
Wiederholungsprüfungen nach festzulegenden Zeiträumen während
der Lagerung, denn einzelne Fabrikationsfehler ließen sich nie
ganz ausschließen. Insbesondere im Hinblick auf das Einbringen
von Längsbohrungen sei eine zerstörungsfreie Prüfung auf Riß-
und Porenfreiheit unverzichtbar, aber nicht vorgesehen und
nach der Behälterbeladung nicht mehr möglich. Verborgene
Fehler wie ein Anriß im Bereich der Tragzapfen zwischen zwei
Bohrungen könnten bei Handhabungsstörfällen zu weiteren
Schädigungen führen, die die Dichtheit beeinträchtigten.

34

Das Aufbringen der Nickelschicht garantiere keine
galvanische Haftfestigkeit auf dem nach mechanischer
Bearbeitung offenen Gußwerkstoff, besonders im Bereich der
Graphitkugeln. Durch bloße visuelle Abmusterung und
Oberflächenrißprüfung ließen sich Porenfreiheit und Risse bis
unmittelbar unter der letzten Nickelschicht nicht feststellen.
Nach mechanischen Belastungen durch Transport,
Deckelanzugsspannungen im Dichtungsbereich und
Handhabungsstörfälle sei die Integrität der Nickelschicht
nicht feststellbar. Beschädigungen der Nickelschicht führten
bei Vorhandensein eines korrosiven Mediums wie Restwasser zur
Korrosion des Gußwerkstoffs und zum Ablösen der Nickelschicht.
So könnten unter der Nickelschicht und an den Deckeldichtungen
vorbei Freisetzungspfade für gasförmige radioaktive Stoffe
nach außen entstehen, die von der Behälterüberwachung nicht
erfaßt würden und zu Grenzwertüberschreitungen führten.
Experimentelle Untersuchungen und eine Abschätzung der
Langzeitsicherheit der Nickelschicht und des
Freisetzungspfades seien nicht erfolgt.

35

Die Deckeldichtringe gewährleisteten keine
langzeitbeständige Dichtwirkung. Es fehlten ausreichende
Betriebserfahrungen. Eine Korrosion der Metalldichtungen sei
schon deshalb nicht auszuschließen, weil neben dem Einfluß der
unter Umständen mehrere Stunden dauernden Beladung unter
Wasser auch nach Evakuierung und Heliumbefüllung in Nischen
und Spalten des Behälterkörpers und im Dichtungsbereich
Restwassermengen verblieben und sich schon beim Aufsetzen des
Primärdeckels infolge der auf diesen einwirkenden
Anpresskräfte zwischen Metalldichtung und Behälterkörper ein
nicht evakuierbarer Wasserfilm bilde. Feuchtigkeitsmessungen
nach Versuchen hätten unzureichende Ergebnisse erbracht.
Restwasser im Dichtungsbereich führe bei der
Werkstoffkombination Edelstahl-Nickel-Aluminium zu einem
elektrochemischen Potential, das - verschärft durch die
Anwesenheit von Borsäure - den Werkstoff Aluminium der äußeren
Dichtringummantelung rasch punktuell angreife und so ein
systematisches Versagen der Metalldichtungen durch Korrosion
bewirke. Die BAM habe nicht den Nachweis hinreichend geringer
Restfeuchte gefordert, sondern die Problematik auf die Frage
der geeigneten Bedienungsanleitung, der
Sachverständigenkontrolle und der Meßeinrichtungen reduziert.
Durch Spaltproduktfreisetzung infolge temperatur- und
korrosionsbedingter Hüllrohrleckagen gelange das sich durch
den Zerfall von Krypton bildende Nuklid Rubidium in den
Dichtungsbereich, wo es mit Wasser zu einer äußerst korrosiven
Lauge reagiere. Ferner bewirke der durch
Spaltproduktfreisetzung erhöhte Innendruck im Behälter eine
Lockerung des Deckelsystems bzw. eine Beeinträchtigung der
Dichtwirkung. Bei THTR-Brennelementen könnten wegen der hohen
Kugelbruchrate und durch mit hochradioaktivem mobilem
Graphitstaub kontaminierte Brennelemente radioaktive Stoffe an
den Behälter weitergegeben werden.

36

Die Abfuhr der Nachzerfallswärme sei bei der dichten
Anordnung der Behälter ohne Zwangskühlung nicht gewährleistet.
Die Behälter tauschten einen Großteil der abgegebenen Wärme
durch Aufheizen untereinander aus; neben der vertikalen
Warmluftströmung an den Kühlrippen entlang seien Querströme zu
berücksichtigen, die die Luft an den Behältern aufheizten. Die
Hüllrohrtemperatur sei nicht zuverlässig berechnet, die durch
freigesetzte Spaltgase im Füllgas und durch die Nickelschicht
verminderte Wärmeabfuhrkapazität sei nicht aufgrund
experimenteller Untersuchungen abgeschätzt.

37

Die Funktionssicherheit des
Lagerbehälterüberwachungssystems sei nicht gewährleistet. Dies
bestätigten aufgetretene Fehlalarme durch Feuchtigkeit unter
der Schutzplatte, ein Kurzschluß am Überwachungssystem und ein
Vertauschen der Prüfgase. Die Druckmeßgeräte stellten nicht
fest, ob eine Leckage beim Primär- oder beim Sekundärdeckel
vorliege. Eine kontinuierliche Überwachung der Behälter auf
Emissionen radioaktiver Stoffe sei unzulässigerweise nicht
vorgesehen. Die Umgebungsüberwachung umfasse keine
Aerosolmessungen, erfasse insbesondere nicht Emissionen des
Problemnuklids Jod 129.

38

Für Reparaturfälle sei unzureichend vorgesorgt. Der mangels
Reparaturmöglichkeit des Primärdeckels erforderliche Transport
in ein Kernkraftwerk sei mit zusätzlicher Strahlenbelastung
der Umgebung verbunden und rechtlich und faktisch bei
Auslastung der Abklingbecken in Kernkraftwerken, zumal für
40 Jahre, nicht gesichert. Der Fügedeckel sei nicht der
üblichen Baumusterprüfung mit Belastungstests unterzogen
worden, so daß der Rücktransport eines Behälters mit defektem
Primär- und Sekundärdeckel nicht zugelassen sei. Die Fügung
bzw. Schweißung des Fügedeckels, die ohnehin über die bloße
Lagerung im Sinne des Genehmigungstatbestandes hinausgehe, sei
wegen der Verwendung artfremder Werkstoffe eine
Neukonstruktion, die experimentell und statistisch abgesichert
geprüft und erst in den Stand der Technik eingeführt werden
müsse, und, wie Mängel der Schweißnahtqualität bei Erprobungen
im Jahre 1991 bestätigt hätten, werkstoff- und
temperaturbedingt sowie im übrigen wegen der
Fehlentscheidungen des Personals begünstigenden
Arbeitsbedingungen fehleranfällig. Die mangelnde Qualität im
Sinne einer gasdichten, riß- und porenfreien, hochfesten
Verbindung sei systembedingt, wie der Dissens zwischen
Fachabteilungen der BAM zu geänderten Behältertemperaturen im
Bereich der Schweißnaht bestätige. Nach Aufbringen des
Fügedeckels sei keine Sicherheitsreserve für die Undichtheit
des Sekundärdeckels mehr vorhanden. Gleichzeitige Reparaturen
mehrerer Leckagen seien nicht durchführbar. Aufgrund der Fall-
und Beschußversuche müsse mit Verformungen im Bereich der
Fügenaht gerechnet werden, so daß nach Beschädigungen der
Behälter ein Fügedeckel nicht paßgenau aufgebracht werden
könne.

39

Mängel des Konzepts hätten sich bei mehrfach mißglückten
Versuchen der Beladung eines Behälters im Kernkraftwerk
Philippsburg im Sommer 1994 erwiesen, bei der von
verbindlichen Handhabungs- und Prüfbestimmungen abgewichen
worden sei; die bloß nachschauende Prüfung durch die
Aufsichtsbehörde könne die Regelungs- und Sicherheitslücken
nicht schließen. Unregelmäßigkeiten seien unter den bei der
Beladung gegebenen Arbeitsbedingungen systembedingt und
könnten über kurz oder lang Undichtigkeiten zur Folge
haben.

40

Die Kritikalitätssicherheit sei nicht gegeben. Im Hinblick
auf Hüllrohrschäden oder die Beschädigung der Stützstruktur
der Brennstäbe nach Störfällen sei zu beachten, daß der
- unter Umständen einen "Trümmerhaufen" am Behälterboden
bildende - Kernbrennstoff zumal unter Wasser kritisch werden
könne. Auswirkungen von Fertigungstoleranzen bezüglich des
borierten Edelstahls des Tragkorbs seien nicht untersucht
worden.

41

Die der Genehmigungsentscheidung zugrunde liegende
Abschätzung der Aktivitätsfreisetzung im Normalbetrieb
vernachlässige, daß bei konservativer Betrachtung von einer
erheblichen, durch die Behälterüberwachung nicht erfaßten
Freisetzung von Tritium durch Diffusion durch die Behälterwand
auszugehen sei, da mangels eines statistisch abgesicherten
experimentellen Nachweises der Abwesenheit verborgener Fehler
etwa im Bereich der Längsbohrungen eine Vorschädigung des
Behälters zu unterstellen sei. Ferner seien in die Abschätzung
der Strahlenexposition infolge schematischer Betrachtung und
Fixierung auf Grenzwerte, in die nur der direkte Zusammenhang
von Freisetzung und Inhalation eingehe, unzulässigerweise die
an Staubpartikeln und Nutzpflanzen sowie an Kleidung und
Geräten anhaftenden Radionuklide nicht eingestellt worden, die
bei Arbeiten auf landwirtschaftlichen Flächen in höchster
Konzentration inhaliert würden. Bei gleichzeitigem Defekt
beider Dichtungen eines Behälters sei mit einer vollständigen
Freisetzung des für den Weide-Kuh-Milch-Pfad gefährlichsten
beweglichen Jod 129-Inventars zu rechnen. Dosisgrenzwerte
seien zur Risikoabschätzung untauglich, da nach neueren
abgesicherten wissenschaftlichen Erkenntnissen von den
Grenzwerten nicht erfaßte, in signifikanten
Sterblichkeitsraten manifestierte Gesundheitsgefährdungen wie
die Schwächung des Immunsystems auf Strahlenereignisse
zurückzuführen seien. Die Werte der Strahlenschutzverordnung
deckten die Risiken nicht ab, was auch daraus folge, daß nach
neueren Erkenntnissen die Internationale
Strahlenschutzkommission bisherige Grenzwerte für die
zulässige Belastung im Kernkraftwerk von 5 rem/a auf 2 rem/a
herabgesetzt habe. Auch die Wirkung der Neutronenstrahlung sei
unterschätzt worden. Die Grenzwertbestimmung sei der
gerichtlichen Kontrolle zu unterziehen.

42

Gegen Störfälle sei die gebotene Schadensvorsorge nicht
getroffen. Die Störfallversuche und ihre Auswertung seien
unzureichend. Bei einem Flugzeugabsturz mit anschließendem
Treibstoffbrand bzw. mit Explosion der militärischen
Waffenlast sei bereits bei der von der BAM abgeschätzten
Leckrate von einem Verlust der Behälterdichtheit und von
massiver Aktivitätsfreisetzung auszugehen. Zusätzlich hätte
berücksichtigt werden müssen, daß notwendige Sicherheits- und
Strahlenschutzmaßnahmen durch technisches und menschliches
Versagen wegen der Strahlenbelastung der Betriebsmannschaft
und infolge des Einsturzes der Lagerhalle allenfalls nur
eingeschränkt möglich seien und daß es durch Aufheizung der
Behälter infolge Trümmerbedeckung zu einer weiteren Schädigung
der Brennelemente komme. Wegen der dichten Aufstellung sei
zudem von der Beschädigung mehrerer Behälter auszugehen. Nach
den aufgezeigten Mängeln der Begutachtung sei zugrunde zu
legen, daß ein nach Einbringen von Längsbohrungen
vorgeschädigter Behälter getroffen werde und daß ein
unerkannter Sprödbruch zu einem Versagen der Behälterwand
führe, das Behälterinventar zerstört werde und wegen der
massiven thermischen Belastung Caesium und andere Nuklide
verdampften. Ausgehend von einer Freisetzung von 1 v.H. des
auf einen Behälter entfallenden Inventars an durch
temperaturabhängigen Dampfdruck verdampfendem Caesium 134 und
137 als äquivalentem Leitnuklid sei bei bestimmten
Ausbreitungsbedingungen unter Ausklammerung von Inhalations-
und Ingestionsdosen nur für die Gamma-Bodenstrahlung mit einer
beträchtlichen Grenzwertüberschreitung in einem weiten Umkreis
bis zu etwa 50 km zu rechnen. Bis 2.500 km2
landwirtschaftlicher Fläche seien dann so kontaminiert, daß
die landwirtschaftliche Nutzung aufgegeben oder eingeschränkt
werden müsse.

43

Gegen Sabotage und terroristische Anschläge sei nicht die
erforderliche Vorsorge getroffen. Ein Objektschutz gegen den
Einsatz von auf dem Schwarzmarkt erhältlichen panzerbrechenden
Handwaffen von der bis 200 m entfernten öffentlichen Straßen
aus sei praktisch unmöglich. Ein Beschuß führe durch die
Zündung, die thermische Wirkung und die hohe Energie zu einem
Loch in der getroffenen Behälterwand, zur Zerstörung der
Brennelemente und zu einem Versagen der Deckeldichtung infolge
massiver Druckerhöhung im Behälterinnern. Die radiologischen
Folgen entsprächen den durch einen Flugzeugabsturz
verursachten.

44

Die Kläger beantragen,

45

die der Beigeladenen erteilte
Aufbewahrungsgenehmigung für das BZA
vom 10. April 1987 in der Fassung des
1. Nachtrags vom 17. März 1992 sowie
der Änderungen vom 18. Januar 1994,
13. Mai 1994, 11. November 1994,
14. Februar 1995 und 6. November 1995
aufzuheben.

46

Die Beklagte und die Beigeladene beantragen,

47

die Klage abzuweisen.

48

Die Beklagte tritt dem Vorbringen der Kläger im wesentlichen
wie folgt entgegen:

49

Die Klage sei schon mangels hinreichender Substantiierung
der geltend gemachten Mängel der Risikoabschätzung unzulässig,
jedenfalls aber unbegründet.

50

Rechtsgrundlage für die - mangels gesetzlichen
Erfordernisses einer atomrechtlichen Errichtungsgenehmigung -
allein maßgebliche Aufbewahrungsgenehmigung sei auch bezüglich
radioaktiver Abfälle § 6 des Atomgesetzes. Diese Vorschrift
setze keine Planungsentscheidung und mithin keine Abwägung
voraus, in die der Schutz der Landwirtschaft oder des Bodens
einzustellen sei. Eine über die erforderliche Schadensvorsorge
durch Einhaltung der maßgeblichen Dosisgrenzwerte
hinausgehende Risikominimierung durch Auswahl eines anderen
Standorts und eine Überprüfung der Standortwahl des Betreibers
sei im Genehmigungsverfahren nach § 6 des Atomgesetzes wegen
des geringeren Gefährdungspotentials einer Aufbewahrung von
Kernbrennstoffen nicht gefordert. Maßgebend sei allein, daß
- wie hier - die erforderliche Schadensvorsorge getroffen sei.
Die landwirtschaftliche Nutzung des Bodens bleibe sowohl beim
Normalbetrieb wie auch bei Auslegungsstörfällen
uneingeschränkt möglich und werde auch nach einem
Flugzeugabsturz durch vorübergehende Einschränkungen des
Verzehrs landwirtschaftlicher Produkte nicht dauerhaft
beeinträchtigt. Umsatzeinbußen seien zu ersetzen.

51

Verfahrensfehler lägen nicht vor. Für die Genehmigung der
Aufbewahrung sei weder gesetzlich noch nach EG-Recht eine
Umweltverträglichkeitsprüfung erforderlich. Das Zwischenlager
sei kein Endlager.

52

Die Kläger könnten sich nicht auf ein angebliches Fehlen
des Bedürfnisses für die Aufbewahrung berufen; diese
Voraussetzung diene nicht dem Zweck, die Rechtsgüter einzelner
vor der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlung zu
schützen. Im übrigen bestehe das Bedürfnis im Hinblick auf den
Entsorgungsbericht der Bundesregierung vom 13. Januar 1988
fort. Das Strategiepapier der Vereinigung Deutscher
Elektrizitätswerke dokumentiere, daß bis 2024 zunehmend
Brennelemente anfielen; die Entsorgungsplanung sei nur
längerfristig möglich und habe auch künftige Bedarfszeiträume
zu berücksichtigen.

53

Die erforderliche Schadensvorsorge sei getroffen; die
Unterkritikalität, die Abfuhr der Nachzerfallswärme, der
sichere Einschluß der radioaktiven Stoffe und die Abschirmung
der ionisierenden Strahlung seien hinreichend und dauerhaft
sichergestellt, ein Schadenseintritt sei praktisch
ausgeschlossen. Die Sicherheitsgrundsätze für kerntechnische
Anlagen seien auf die genehmigte Aufbewahrung nicht
übertragbar, weil passive Sicherheitsmaßnahmen der getroffenen
Art ausreichten; sie seien im übrigen nicht verletzt, weil
auch bei Störfällen und selbst bei unterstelltem vollständigem
Defekt der Brennelemente der Behälterkörper und mindestens
eine Deckelbarriere die erforderliche Dichtheit
gewährleisteten. Ein sicherheitstechnisch überlegenes
Behälterkonzept gebe es nicht. Der 1980 entwickelte Behälter
mit doppeltem Containment sei nach noch nicht abgeschlossener
Prüfung mit der Behälterbauart CASTOR lediglich vergleichbar.
Eine Verwendung gesonderter Behälter für Transport und
Lagerung sei nicht geboten, da der CASTOR-Behälter die
Langzeitsicherheit auch unter Trockenlagerbedingungen
garantiere. Eine kontinuierliche Überwachung der Brennelemente
sei nicht erforderlich, da ein systematisches Versagen der
Brennstabhüllrohre während der Lagerzeit von 40 Jahren nicht
zu erwarten sei und selbst bei unterstelltem vollständigen
Hüllrohrversagen und vollständiger Freisetzung flüchtiger
Spaltprodukte eine ausreichende Dicht- und Abschirmwirkung
- auch bei Störfällen - gewährleistet sei.

54

Die Kritik an der Prüfung und Begutachtung der
Behältersicherheit treffe nicht zu. Die BAM habe auf der
Grundlage zahlreicher Versuche - auch solcher aus der
Baumusterprüfung - sowie sorgfältiger
Übertragbarkeitsbetrachtungen und Berechnungen
Sicherheitsaussagen zu den einzelnen Behälterbauarten
getroffen. Dies entspreche den Empfehlungen der IAEA und dem
Stand von Wissenschaft und Technik, wonach Prüfungen an
Serienmustern und Prototypen sowie an Modellen eines
geeigneten Maßstabs, Bezugnahmen auf frühere annähernd
ähnliche Nachweise sowie Berechnungen und begründete
Betrachtung nebeneinander zugelassen seien. Es entspreche
nicht der Ingenieurpraxis, nur eines der Verfahren als
zulässig zu betrachten. Die BAM habe jeweils geprüft, ob im
Einzelfall die tatbestandsmäßigen Voraussetzungen der IAEA-
Empfehlungen vorgelegen hätten. Auf nähere Darlegungen zu den
angewandten Ähnlichkeitsgesetzen und
Übertragbarkeitsüberlegungen habe, wolle man nicht die
Anforderungen überspannen, verzichtet werden können, da bei
einer technisch-wissenschaftlichen Bundesoberbehörde die
Überprüfung der korrekten Modellierung und die zutreffende
Bewertung von Abweichungen vorausgesetzt werden könne. Die
Verwertung von Erkenntnissen aus in der gefahrgutrechtlichen
Baumusterprüfung durchgeführten Belastungsversuchen sei nicht
zu beanstanden. Soweit diese für die Zwischenlagerung zu
betrachtende Störfälle abdeckten, habe es keiner weiteren
Versuche bedurft. Im Rahmen der Baumusterprüfung seien
Belastungsversuche mit Originalbehältern und Prototypen
durchgeführt worden; bei Verwendung von Modellen seien die
Abmessungsunterschiede ingenieurmäßig korrekt beurteilt
worden. Es seien auch Fallversuche mit einem
Originalserienmuster der Bauart CASTOR Ic, das in einem
Halbkreis - der Zone stärkster Beanspruchung - angeordnete
Längsbohrungen aufgewiesen habe, sowie ein Beschußversuch an
einem CASTOR Ia-Fußstück mit Längsbohrungen durchgeführt
worden. Das Einbringen von Längsbohrungen in die Behälterwand
nach vollständiger Ultraschallprüfung stelle keine relevante
Vorschädigung des Behälters dar und induziere keine neuen
Fertigungsfehler, so daß wiederholte Ultraschallprüfungen
nicht notwendig gewesen seien. Die Prüfmuster hätten
sämtliche, auch schwerste Beanspruchungen sicher überstanden.
Ein Zusammentreffen einer Beanspruchung mit einem unentdeckten
Fehler habe daher nicht unterstellt werden müssen. Das
Vorstehende gelte auch im Hinblick auf thermische Belastungen,
die die Wärmeleitung in der massiven Behälterwand nur gering
und den Behälterwerkstoff nicht nachteilig beeinflußten. Die
Behauptung der Werkstoffabweichung sei unzutreffend, alle
Prüfmuster hätten aus der Werkstoffsorte GGG 40 bestanden. Die
seinerzeitigen Prüfmuster hätten trotz ihrer schlechteren
Werkstoffqualität alle vorgeschriebenen Belastungsprüfungen
überstanden; für die Zwischenlagerung würden mit den von der
BAM festgelegten Werkstoffeigenschaften nur Serienbehälter mit
besserer Werkstoffqualität verwendet, was durch Einzelabnahmen
der Serienbehälter und vorzulegende Bescheinigungen
sichergestellt werde. Die verschiedenen Behälterbauarten seien
trotz vorhandener dem jeweiligen Verwendungszweck
entsprechender Unterschiede im Verhältnis zueinander keine
Neukonstruktionen, sondern in Aufbau und Konstruktion
lediglich Variationen.

55

Das Qualitätssicherungskonzept für die Behälter sei nicht
auf Verfahrensprüfungen beschränkt. Die Wertstoffqualität
eines jeden nach von der BAM in Werkstoffdatenblättern
festgelegten Kennwerten gefertigten Serienbehälters und seiner
Bauteile werde einer sachverständigen Fertigungsprüfung mit
einer Vielzahl von zerstörenden und zerstörungsfreien
Prüfungen und Werkstoffuntersuchungen einschließlich einer
kompletten Ultraschallprüfung des Behälterkörpers vor
Einbringen der Längsbohrungen unterzogen. Nach der
Fertigstellung des Behältersystems erfolge eine abschließende,
eine Dichtheitsprüfung des Deckelsystems einschließende
Prüfung vor Inbetriebnahme, über die eine Bescheinigung vor
Beladung vorzulegen sei. Hinzu träten Prüfungen nach der
Beladung und nach der Einlagerung im BZA. Zerstörungsfreie
Wiederholungsprüfungen seien wegen der besonderen
Sicherheitsreserven des Behälterkörpers auch gegenüber
schwersten Störfallbeanspruchungen dort, wo keine
nennenswerten Betriebsbeanspruchungen aufträten,
sicherheitstechnisch nicht erforderlich; wo höhere
Beanspruchungen einträten, zum Beispiel an den Tragzapfen und
der Deckelverschraubung, würden sie vorgenommen.

56

Ein Freisetzungspfad unter der Nickelschicht sei
auszuschließen. Haftungsmängel, Poren oder Risse im
Nickelüberzug könnten fertigungstechnisch nicht auftreten. Bei
der spanabhebenden Bearbeitung nach der Vernickelung erfolge
indirekt eine Belastung und zusätzliche Prüfung der
Haftfestigkeit. Im Deckelbereich werde die Nickelschicht auf
Flächen, Kanten und Radien abgeschieden, was zu
morphologischen Unterschieden im Nickelüberzug führe, die die
Entstehung eines Freisetzungspfades zusätzlich erschwerten.
Die hohen auf die Dichtringe und die Nickelschicht wirkenden
Anpresskräfte der Deckelverschraubungen erzeugten eine
zusätzliche Barriere; von einer schadhaften Stelle aus müßten
radioaktive Stoffe kontinuierlich die Nickelschicht unter
beiden Deckeldichtungen hinweg auf eine Strecke von 28 cm
unterkriechen. Die Nickelschicht sei in das für die
Langzeitsicherheit bedeutsame Qualitätssicherungsprogramm
einbezogen und auf Langzeitsicherheit auch bei
Störfallbeanspruchung positiv beurteilt worden.

57

Ein systematisches Versagen der Metalldichtungen durch
Korrosion sei auszuschließen. In allen relevanten Bereichen
würden nach Vakuumtrocknung dokumentationspflichtige
Restfeuchtemessungen durchgeführt. Die in der Prüfvorschrift
spezifizierten einzuhaltenden und nachzuweisenden
Restfeuchtegehalte seien derart gering, daß eine korrosive
Schädigung der Dichtung und - bei schadhaften Stellen - der
Nickelbeschichtung auszuschließen sei. Der in der
Nebenbestimmung 7 geforderte Nachweis der Eignung der
Feuchtemeßsysteme garantiere die Einhaltung der Vorgaben und
ermögliche den Einsatz von jeweils dem Stand der Technik
entsprechenden Meßsystemen. Die Nebenbestimmung 7 treffe
- auch vor dem Hintergrund der nicht sicherheitsrelevanten
Mängel beim Aufsetzen des Primärdeckels, bei der
Behältertrocknung und Feuchtemessung bei der Beladung eines
Behälters im Kernkraftwerk Philippsburg im Sommer 1994 - eine
ausreichende und vollständige Regelung im Hinblick auf die
Einhaltung der in den Genehmigungsunterlagen und den
Technischen Annahmebedingungen festgelegten
Sicherheitsanforderungen bereits bei der Beladung. Durch die
Eingangskontrolle sei sichergestellt, daß nur Behälter mit der
spezifizierten, nachgewiesenen Dichtheitsleckrate zur
Zwischenlagerung gelangten, was paßgenau angefertigte und
aufeinander abgestimmte Behälterbauteile voraussetze. Die
Einhaltung sei durch Bescheinigungen unabhängiger
Sachverständiger nachzuweisen. Ein Weg hierfür sei für den
Regelfall die Beachtung der Handhabungs- und Prüfvorschriften
für die Behälterbeladung; bei ausnahmsweisen Abweichungen, für
die ein Regelungsdefizit nicht bestehe, könne auch nach dem
Beladevorgang der Nachweis für die Freigabeentscheidung der
Aufsichtsbehörde durch zusätzliche Begutachtungen von
Sachverständigen geführt werden. Auch eine Korrosion der
Metalldichtungen durch Spaltprodukte sei auszuschließen. Die
zunächst auf Vorschlag der BAM zur Gewährleistung einer
hinreichend niedrigen, nicht zu einem Verlust der Dichtwirkung
führenden Spaltproduktmenge geforderte Blockspalthöhe zwischen
Behälterkörper und Primärdeckel von maximal 10 µm und ihr
Nachweis seien nach dem Gutachten der BAM vom 3. September
1992 verzichtbar, da nach Langzeituntersuchungen erwiesen sei,
daß eine unzulässige Reduzierung der Dichtwirkung der
Metalldichtungen und eine Verschlechterung der
Werkstoffeigenschaften auszuschließen seien. Hinsichtlich der
Aufbewahrung von THTR-Brennelementen sei eine
Aktivitätsfreisetzung durch mobilen Graphitstaub
auszuschließen. Beschädigte Brennelementkugeln würden bei der
Befüllung der Kannen mittels einer Sortier- und
Prüfeinrichtung aussortiert; geringfügige Abplatzungen oder
Risse beeinträchtigten die Barrierefunktion der Brennstoff-
Partikel mit Keramikumhüllung nicht. Die Randbedingung eines
maximalen Partikeldefektanteils werde sicher unterschritten.
Im übrigen würden mögliche Kontaminationen der
Betriebselemente durch die Kanne zurückgehalten. Selbst bei
Kontamination des Behälterinnenraums sei die Dichtheit des
Deckelsystems gesichert.

58

Die Nachzerfallswärme werde durch natürliche Konvektion
sicher abgeführt. Eine Zwangsbelüftung mit Abluftfiltern und
-kontrolle sei nicht erforderlich, zumal die aus der
spezifizierten Leckrate errechnete hypothetische
Aktivitätsabgabe meßtechnisch nicht zu erfassen sei.

59

Das Lagerbehälterüberwachungssystem gewährleiste die
sichere Überwachung; aufgetretene Fehlalarme hätten die
Änderung des Kabeldurchführungsflansches veranlaßt, die als
geeignet und funktionssicher begutachtet worden sei. Die
ursprünglichen Mängel führten nicht zur Rechtswidrigkeit der
Genehmigung, da Probleme nachträglich behoben werden könnten
und hier behoben worden seien.

60

Das Reparaturkonzept für den Fall eines konservativ zu
unterstellenden Einzelversagens einer Dichtbarriere
gewährleiste die erforderliche Sicherheit für die weitere
Zwischenlagerung. Mängel der Fügedeckelschweißnaht seien erst
bei späteren Probeschweißungen zur Qualifizierung des
Schweißfachpersonals 1991 aufgetreten und hätten zur - bereits
beim 1. Nachtrag berücksichtigten - Änderung der
Fügedeckelkonstruktion, der Schweißnahtgeometrie und des
Schweißverfahrens geführt. Die nachträglich aufgetretenen
Mängel berührten die ursprüngliche Genehmigungsfähigkeit
nicht; sie seien nachträglich behebbar und behoben. Die
Herstellung einer dichten Fügedeckelschweißverbindung sei zwar
schwierig, aber durchführbar und erfolge unter radiologisch
unproblematischen Arbeitsbedingungen. Wegen des Vorhandenseins
einer funktionsfähigen Dichtbarriere sei ein Rücktransport
eines Behälters mit Fügedeckel transportrechtlich zulässig,
ohne daß besondere Belastungsprüfungen erforderlich seien. Ein
gleichzeitig oder nacheinander auftretender Funktionsverlust
des Primär- und des Sekundärdeckels sei praktisch
auszuschließen. Für die Störfallbetrachtung sei das
Fügedeckel-Konzept nicht relevant. Zum Schutz gegen schwere
mechanische Einwirkungen werde der Fügedeckel nicht benötigt,
weil die mit dem Behälterkörper fest verschraubten Primär- und
Sekundärdeckel als mechanische Barrieren erhalten blieben; der
Sekundärdeckel behalte zudem die ihm zukommende Dichtfunktion.
Ein Flugzeugabsturz auf einen Behälter mit Fügedeckel sei
praktisch ausgeschlossen.

61

Schädliche radiologische Auswirkungen seien bei
Normalbetrieb des BZA nicht zu besorgen. Die maximale
Aktivitätsabgabe aus den als "technisch dicht" begutachteten
Behältern sei bloß hypothetisch zu betrachten und unter
pessimistischen Annahmen verschwindend gering, die errechneten
Werte für die Strahlenexposition mehr als millionenmal kleiner
als die maßgeblichen Dosisgrenzwerte. Eine spezifische
unzulässige Strahlenbelastung des Klägers zu 1. aufgrund nur
kurzzeitiger landwirtschaftlicher Betätigungen in der Nähe des
Zwischenlagers sei auszuschließen; die Strahlenexposition
nehme von den ungünstigsten Stellen an der Umzäunung mit
zunehmender Entfernung ab. Die geltend gemachten
personenbezogenen Besonderheiten seien im übrigen keine den
Anlagenstandort dauerhaft prägenden allgemeinen
Umgebungsparameter und wegen des vorgegebenen Bezugs auf eine
Referenzperson nicht zu berücksichtigen. Die Dosisgrenzwerte
der Strahlenschutzverordnung seien normativ verbindlich und
nicht durch neuere Erkenntnisse in Frage gestellt.
Ursachenzusammenhänge für eine gesundheitsschädliche Wirkung
von Strahlendosen unterhalb der Grenzwerte im Bereich der
natürlichen Strahlung seien angesichts der Schwankungsbreite
des spontanen Krebsrisikos weder experimentell noch
epidemiologisch nachgewiesen. Bei Dosen selbst im Bereich von
einigen Millisievert liege die Erhöhung der Krebshäufigkeit
weit unter der spontanen Leukämie- und Krebshäufigkeit. Auch
unter Berücksichtigung der entsprechenden Empfehlungen der
Internationalen Strahlenschutzkommission aus dem Jahre 1990
zur höher zu bewertenden biologischen Wirksamkeit von
Neutronenstrahlung und der empfohlenen
Strahlenwichtungsfaktoren sei für die Zwischenlagerung eine
unzulässige Strahlenbelastung auszuschließen. Die effektive
Dosis durch Direktstrahlung werde höchstens 1/5 des
Dosisgrenzwertes betragen; die theoretisch ermittelte
Strahlenexposition durch Ableitung mit der Luft ändere sich
infolge der Neubewertung nur unwesentlich.

62

Auch bei Störfällen sei die erforderliche Schadensvorsorge
gewährleistet. Ein Flugzeugabsturz sei wegen der geringen
Eintrittswahrscheinlichkeit dem Restrisiko zuzuordnen, lasse
aber im übrigen keine unzulässien Schadensfolgen besorgen, wie
die Auswertung repräsentativer Beschußversuche ergeben habe.
Danach bleibe bei Undichtigkeit des Sekundärdeckels die
Integrität des Primärdeckels erhalten. Die diesbezüglichen
Lastannahmen entsprächen den Leitlinien der
Reaktorsicherheitskommission für Druckwasserreaktoren; eine
Explosion mitgeführter Munition an Bord einer Militärmaschine
sei danach nicht zu berücksichtigen. Ein Treibstoffbrand nach
einem Flugzeugabsturz sei betrachtet worden; die Lastannahme
(mittlere Flammentemperatur von 600°C für eine Stunde), die
mit derjenigen aus dem gefahrgutrechtlichen Feuertest (800°C,
30 Minuten) vergleichbar sei, sei zutreffend aus übertragbaren
Untersuchungen in der Fachliteratur übernommen. Die thermische
Belastung führe zu keinem zusätzlichen Dichtheitsverlust, da
die Konfiguration des Primärdeckels durch die mechanische
Beanspruchung nicht verändert werde. Für die Abschätzung der
Aktivitätsfreisetzung sei die Berücksichtigung nur eines mit
der maximalen Stoßenergie zentral getroffenen Behälters mit
der vorgesehenen Mindestabklingzeit bereits konservativ. Die
unter der Annahme einer Temperaturerhöhung durch
Trümmerbedeckung konservativ errechnete maximale
Aktivitätsfreisetzung führe bei realistischem Verzehrverhalten
zu einer Strahlenexposition unterhalb der
Störfallplanungswerte. Die vom Sachbeistand der Kläger
vertretene Annahme einer Freisetzung von 1 v.H. des Caesium-
Inventars sei willkürlich und völlig unrealistisch. Die vom
TÜV begutachtete Caesium-Freisetzung liege etwa zehntausendmal
niedriger. Maßnahmen der Gefahrenbeseitigung seien Sache der
zuständigen Behörden und des von der Beigeladenen beauftragten
Kerntechnischen Dienstes, die zureichend ausgerüstet seien,
und könnten ohne größere Schwierigkeiten ergriffen werden.

63

Die erforderlichen - geheimhaltungsbedürftigen -
Vorkehrungen zur Anlagensicherung seien getroffen. Der Einsatz
einer panzerbrechenden Waffe werde durch mehrere überwachte
Barrieren praktisch ausgeschlossen. Wegen der Vorkehrungen zur
Anlagensicherung sei ein Beschuß von der nahegelegenen
Landstraße aus nicht anzunehmen. Ein Beschuß mit einer
panzerbrechenden Waffe führe lediglich zu einem relativ
kleinen Einschußloch in der Behälterwand. Nach den
Untersuchungen der GRS sei eine aus der Aktivitätsfreisetzung
resultierende unzulässige Strahlenexposition nicht zu
erwarten.

64

Die Beigeladene nimmt im wesentlichen auf den Sachvortrag
der Beklagten Bezug und trägt ergänzend vor: Der genehmigte
Umfang der Aufbewahrung sei auch bei Mischnutzung durch die
festgelegte Obergrenze "maximal 1.500 t Uran" hinreichend
bestimmt. Für das Vorliegen des - nicht drittschützenden -
Erfordernisses des Bedürfnisses sei auf die Nachfrage nach
Einlagerungsmöglichkeiten abzustellen. Da andere
Lagermöglichkeiten an anderen Standorten nicht zur Verfügung
stünden, aber ständig ausgediente Brennelemente anfielen, sei
das Bedürfnis gegeben. Alle technischen Einwendungen gegen die
Sicherheit der Zwischenlagerung seien durch die
Sachverständigengutachten widerlegt; daß diese mangelhaft
seien, sei nicht substantiiert dargetan.

65

Wegen der weiteren Einzelheiten des Sach- und Streitstandes
wird auf den Inhalt der gerichtlichen Verfahrensakte (6 Bände)
und der hierzu geführten Beiakten (Hefte 1-113) Bezug
genommen.

66

Entscheidungsgründe:

67

Die Klage ist zulässig. Die Klagebefugnis der Kläger gemäß
§ 42 Abs. 2 Verwaltungsgerichtsordnung (VwGO), die einzige
Sachurteilsvoraussetzung, auf die einzugehen Anlaß besteht,
ist zu bejahen.

68

Die Kläger tragen unter teilweise eingehender
Auseinandersetzung mit den Antragsunterlagen der Beigeladenen
und den von der Beklagten herangezogenen sachverständigen
Begutachtungen und Stellungnahmen unter verschiedenen Aspekten
- wie Prüfung der Behältersicherheit im Rahmen der
Bauartprüfung, Längsbohrungen, Nickelschicht,
Restfeuchtegehalt in Behältern, Regelung der Beladung und
Handhabung der Behälter, Kugelbruch bei THTR-Brennelementen,
Reparaturkonzept, Folgen von Ereignissen außerhalb des
Normalbetriebs - Umstände vor, mit denen sie die
Sicherheitsbetrachtung und Risikoabschätzung der Beklagten zur
Integrität des Behältergrundkörpers unter Langzeitbedingungen
und Störfallbeanspruchungen, zur Langzeitdichtheit des
Behälterverschlusses, zur Freisetzung radioaktiver Stoffe, zur
Strahlenexposition und zur Einhaltung der Dosisgrenzwerte
hinreichend substantiiert in Zweifel ziehen und die es bei
Berücksichtigung der Nähe des Lebensmittelpunktes der Kläger
zum Aufbewahrungsort nicht als von vornherein ausgeschlossen
erscheinen lassen, daß die Vorsorge gegenüber möglichen
nuklearspezifischen Gefahren, die sie verlangen können, nicht
getroffen ist. Sie tragen damit im Sinne der Rechtsprechung
des Bundesverwaltungsgerichts,

69

vgl. BVerwG, Urteil vom 22. Dezember
1980 - 7 C 84.78 -, BVerwGE 61, 256,
bestätigt durch BVerfG, Beschluß vom
5. Oktober 1982 - 2 BvR 316/81 -, NVwZ
1983, 28; ferner BVerwG, Urteil vom
11. Januar 1985 - 7 C 74.82 -,
BVerwGE 70, 365 sowie Beschluß vom
5. August 1993 - 7 B 112.93 -, DVBl.
1993, 1152,

70

noch hinreichend substantiiert vor, daß beim Normalbetrieb
oder bei Störfällen eine Überschreitung der für den Schutz
Dritter einschlägigen, insbesondere normativ festgelegten
Werte möglich ist bzw. daß die Behörde zu diesen Fragen keine
ausreichenden Ermittlungen angestellt hat. Eine weitergehende
Substantiierung etwa im Sinne einer Berechnung der
Auswirkungen in bezug auf die maßgeblichen Dosisgrenzwerte ist
von den Klägern nicht zu fordern. Es gehört zum
Verantwortungsbereich der Beklagten, die Risikoermittlung und
-bewertung zur Einhaltung der erforderlichen Schadensvorsorge
vorzunehmen. Den Klägern über ihre Darlegungen hinaus eine
eigene eingehende Risikobetrachtung abzuverlangen, erfordert
die Funktion der Klagebefugnis nicht.

71

Vgl. HessVGH, Beschluß vom 28. Juni
1989 - 8 Q 2809/88 -, NVwZ 1989,
1183.

72

Die Klage ist unbegründet. Die angefochtene
Aufbewahrungsgenehmigung ist nicht aus Gründen rechtswidrig,
die eine Verletzung von Rechten der Kläger beinhalten, § 113
Abs. 1 Satz 1 VwGO.

73

1.

74

Gegenstand des Aufhebungsbegehrens sind die
Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987, der erste
Nachtrag vom 17. März 1992 sowie die nachfolgend erteilten
Änderungsgenehmigungen. Dies folgt bereits aus Gründen, die
die Regelungsgehalte der Einzelverwaltungsakte betreffen und
den Senat veranlaßt haben, die Einzelklagen gegen den ersten
Nachtrag und die nachfolgenden Änderungsgenehmigungen zum
vorliegenden Verfahren zu verbinden bzw. zu vereinnahmen. Die
ursprüngliche Aufbewahrungsgenehmigung und die nachfolgenden
Genehmigungen stehen in wechselseitigen Abhängigkeiten
zueinander. Der 1. Nachtrag fügt der Aufbewahrungsgenehmigung
nicht lediglich in Erweiterung des Genehmigungsumfangs um die
Aufbewahrung von Brennelementen aus dem THTR einen selbständig
ausnutzbaren und vollziehbaren Regelungsgehalt an, sondern
baut auf der Aufbewahrungsgenehmigung im Umfang der
unverändert gelassenen Regelungen und Nebenbestimmungen auf
und setzt diese voraus. Ohne den Bezug auf die
Ausgangsgenehmigung wäre der 1. Nachtrag unvollständig und
unverständlich. Ein von der ursprünglichen Genehmigung
losgelöster Regelungsgehalt des 1. Nachtrags ist auch nach der
Einleitung des Entscheidungsausspruchs, die
Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987 werde "geändert
und ergänzt", für alle Beteiligten erkennbar nicht gewollt.
Andererseits ist der Inhalt der Aufbewahrungsgenehmigung vom
10. April 1987 maßgeblich durch den 1. Nachtrag bestimmt;
dieser wirkt unmittelbar gestaltend auf die
Ausgangsgenehmigung ein, indem für die Aufbewahrung von LWR-
und THTR-Brennelementen geänderte Umstände und tatsächliche
Verhältnisse der Lagerung - Verschlußklappen vor den
Zuluftöffnungen der nicht belegten Bereiche der Lagerhalle,
Schließung der Decken und Seitenöffnung des Wartungsbereichs,
Austausch des Ausgangsmonitors, Einführung eines automatischen
Dosimetriesystems, Einsatz spezifizierter Druckschalter,
Änderung von Werkstoffdatenblättern für Metalldichtringe - und
Änderungen bezüglich verantwortlicher Personen genehmigt,
Nebenbestimmungen geändert sind und das Entfallen anderer
Nebenbestimmungen bestimmt ist. Beide Verwaltungsakte sind
damit inhaltlich in der Weise verschränkt, daß sie gemeinsam
die Funktion haben, eine einheitliche rechtliche Grundlage für
das von der Beigeladenen nunmehr nur in Gestalt der
Ergänzungen und Änderungen verfolgte Vorhaben zu schaffen.
Entsprechendes gilt für die nachfolgenden
Änderungsgenehmigungen. Der durch sämtliche Änderungen
bestimmte Genehmigungsinhalt legt fest, welchen Umfang die
genehmigte Aufbewahrung (nunmehr) besitzt und in welcher Art
und Weise sie zu erfolgen hat. Aus dem Umstand, daß in Gestalt
der im Klageantrag bezeichneten Einzelbescheide rechtlich eine
einheitliche Genehmigung vorliegt, folgt für die Klage nur ein
Anfechtungsgegenstand. Durch die umfassende gerichtliche
Überprüfung auf eine Rechtsverletzung ist Dritten effektiver
Rechtsschutz gegen das Vorhaben in der Gestalt, in der es
nunmehr verwirklicht werden soll, bei Vermeidung mehrerer
Klageverfahren und sich überschneidender Mehrfachprüfungen zu
bieten, was im übrigen aus Gründen der Rechtssicherheit auch
der Beigeladenen zugute kommt.

75

2.

76

In formeller Hinsicht ist die Aufbewahrungsgenehmigung
nicht zu Lasten der Kläger rechtswidrig. Der Umfang und die
Umstände der genehmigten Aufbewahrung sind hinreichend
bestimmt. Hinsichtlich der Aufbewahrung von THTR-
Brennelementen ist die Zahl der Behälter und der Brennelemente
insgesamt sowie der Inhalt je Behälter genau festgelegt. Da
sich aus diesen Vorgaben in Verbindung mit der Uranmasse der
Brennelemente die in Behältern der Bauart CASTOR THTR/AVR
eingelagerte Masse des Urans errechnen läßt, ist bei
Mischnutzung der Umfang der genehmigten Aufbewahrung von LWR-
Brennelementen, deren Uranmasse nach den vor der
Behälterbeladung vorzulegenden Brennelement-Daten bekannt ist,
als Differenz zwischen der festgelegten Obergrenze von
insgesamt 1.500 t Uran und der in Behältern für THTR-
Betriebselemente enthaltenen Uranmasse eindeutig bestimmbar;
die monatlichen Bestände an Kernbrennstoffen sind zu
dokumentieren (Nebenbestimmung Ziffer 20). Die Anzahl der LWR-
Brennelemente je Behälter und die maßgeblichen Brennelement-
Eigenschaften (mittlerer Abbrand, Abklingzeit,
Restwärmeleistung) sind in konkreten Zahlenwerten festgelegt.
Eine über den Genehmigungsumfang hinausgehende - durch die
Risikobewertung nicht abgedeckte - Aufbewahrung kann daher
nicht aus Gründen der Bestimmung des Genehmigungsumfangs in
der Aufbewahrungsgenehmigung eintreten. Im übrigen ergeben
sich Art und Weise der Aufbewahrung hinreichend genau aus den
Genehmigungsunterlagen und den Nebenbestimmungen. Insbesondere
die Geltungsdauer der Genehmigung ist durch Datumsangabe
eindeutig befristet. Auch der nutzungsbezogene Aussagegehalt
der Baugenehmigung, die mit dem "Hinweis" auf das Erfordernis
einer Genehmigung nach § 6 des Atomgesetzes für die
Aufbewahrung von Brennelementen versehenen ist, läßt Dritte
nicht im Unklaren darüber, was die Aufbewahrungsgenehmigung
regelt; letztere baut auf den in der Baugenehmigung bestimmten
bauseitigen Anforderungen an die Sicherheit vor
nuklearspezifischen Gefahren auf und räumt den Vorbehalt der
atomrechtlichen Prüfung der beabsichtigten Nutzung der
Lagerhalle, unter dem die Baugenehmigung steht, aus. Ob sich
aus der atomrechtlichen Prüfung zusätzliche Anforderungen an
die Ausgestaltung des Gebäudes ergeben und festzulegen gewesen
wären, ist Gegenstand der materiellen atomrechtlichen Prüfung.
Durch diese Einbeziehung der bauseitigen Vorgaben in die
atomrechtliche Prüfung und dementsprechend die gerichtliche
Überprüfung ist sichergestellt, daß jene nicht hinter dem Maß
der erforderlichen Schadensvorsorge zurückbleiben und insoweit
Lücken in der Kontrolle vermieden werden.

77

Vgl. zum Verhältnis von
Baugenehmigung und
Aufbewahrungsgenehmigung BVerwG, Urteil
vom 11. Mai 1989 - 4 C 1.88 -, BVerwGE
82, 61, 68 ff.

78

3.

79

Rechtsgrundlage für die nichtstaatliche Aufbewahrung von
Brennelementen ist § 6 Atomgesetz (AtG) in der Neufassung vom
15. Juli 1985, BGBl. I, 1565, und für die Aufbewahrung von
THTR-Brennelementen in der Fassung des Gesetzes über die
Errichtung eines Bundesamtes für Strahlenschutz vom 9. Oktober
1989, BGBl. I, 1830; nachfolgende, vor Erlaß der
Änderungsgenehmigungen in Kraft getretene Änderungen des
Gesetzes, zuletzt durch das Gesetz zur Sicherung des Einsatzes
von Steinkohle in der Verstromung und zur Änderung des
Atomgesetzes und des Stromeinspeisungsgesetzes vom 19. Juli
1994, BGBl. I, 1618, haben diese Vorschrift nicht berührt.
Nach § 6 Abs. 1 AtG bedarf, wer Kernbrennstoffe außerhalb der
staatlichen Verwahrung aufbewahrt, der Genehmigung.

80

3.1 Die streitige Aufbewahrung hat Kernbrennstoffe zum
Gegenstand. Dies sind besonders spaltbare Stoffe in Form von
u.a. mit den Isotopen 235 oder 233 angereichertem Uran (§ 2
Abs. 1 Satz 1 Nr. 1 Buchst. c) AtG). Die LWR-Brennelemente
enthalten Uran mit einer mittleren Anreicherung des Isotops
235 von 3,4 v.H. bzw. 2,8 v.H., die THTR-Brennelemente und die
Brennelemente des AMR Uran mit einer Anreicherung des Isotops
235 von 93 v.H. Kernbrennstoff ist nicht nur in einem
Kernkraftwerk verwertbarer nuklearer Brennstoff; auch die in
abgebrannten Brennelementen enthaltenen besonders spaltbaren
Stoffe sind Kernbrennstoffe im Sinne des Gesetzes, wie
zusätzlich durch § 6 Abs. 3 AtG in der Fassung vom 9. Oktober
1989 klargestellt wird. Dies gilt unabhängig davon, ob es sich
um schadlos durch Wiederaufarbeitung verwertbare radioaktive
Reststoffe handelt, wie dies hinsichtlich der LWR-
Brennelemente jedenfalls bezogen auf den Zeitpunkt der
Entscheidung über die Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April
1987 nach den Dispositionen der Beigeladenen der Fall war,
oder um geordnet zu beseitigende radioaktive Abfälle (vgl. 9 a
Abs. 1 Nr. 2 AtG) wie die THTR-Brennelemente. Der Begriff der
Kernbrennstoffe ist nach ihren physikalischen Eigenschaften
und nicht nach ihrem Verwendungszweck oder danach bestimmt, ob
sie bereits bestrahlt sind oder nicht, oder, falls sie schon
bestrahlt sind, ob sie als radioaktive Reststoffe verwertet
oder als radioaktive Abfälle gesondert beseitigt werden
sollen.

81

Vgl. BVerwG, Beschluß vom 5. August
1993 - 7 B 112.93 -, a.a.O.

82

3.2 Daß für die Verwertung durch Wiederaufarbeitung
bestimmte LWR-Brennelemente auf der Grundlage des § 6 AtG
aufbewahrt werden dürfen, hat der Senat durch

83

Urteil vom 22. Oktober 1987
- 21 A 330/87 -, DVBl. 1988, 155,

84

entschieden; daran ist festzuhalten. Für die Aufbewahrung nach
§ 6 AtG genügt nach dem eindeutigen Wortlaut eine auf die
Tätigkeit des Aufbewahrens beschränkte Genehmigung, so daß
parallel dazu für die Errichtung der Lagerhalle und deren
Nutzung eine Baugenehmigung erforderlich ist. Eine die
Errichtung der baulichen Anlage und den Betrieb der Lagerung
umfassende einheitliche atomrechtliche Genehmigung ist etwa
zur Erfüllung der grundrechtlichen Schutzpflicht aus Art. 2
Abs. 1 Satz 1 GG verfassungsrechtlich nicht geboten.

85

Vgl. BVerwG, Urteil vom 11. Mai 1989
- 4 C 1.88 -, BVerwGE 82, 61,
64 ff.

86

Daß § 6 AtG in der Fassung vor der Änderung durch das
Gesetz vom 9. Oktober 1989 und damit zur Zeit der Erteilung
der Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987 - anders als
zur Zeit der Nachtragsgenehmigung vom 17. März 1992 in § 6
Abs. 3 AtG - keine Beteiligung der Öffentlichkeit im
Genehmigungsverfahren vorsah, steht der Anwendbarkeit der
Vorschrift als Rechtsgrundlage für eine
Aufbewahrungsgenehmigung nicht aus Gründen der
verfassungsrechtlichen Anforderungen an die
Verfahrensgestaltung zur Gewährleistung vorverlagerten
Grundrechtsschutzes entgegen. Denn die Vorschrift schloß eine
Beteiligung der Öffentlichkeit nicht aus und war jedenfalls
einer verfassungskonformen Auslegung zur Verfahrensgestaltung
zugänglich in dem Sinne, daß die Genehmigungsbehörde der
Erteilung der Aufbewahrungsgenehmigung ein
Öffentlichkeitsbeteiligung vorausgehen lassen konnte, wie dies
im vorliegenden Fall, wenn auch auf der Grundlage des § 24 des
Verwaltungsverfahrensgesetzes (VwVfG), tatsächlich geschehen
ist.

87

Die Aufgabe des Vorhabens der Wiederaufarbeitung von
abgebrannten LWR-Brennelementen ist für die Rechtsgrundlage
bedeutungslos. Nachdem durch Artikel 4 Nr. 2 des Gesetzes vom
19. Juli 1994 § 9 a Abs. 1 AtG dahin geändert worden ist, daß
der gesetzliche Vorrang der Reststoffverwertung aufgegeben
ist, bietet die streitige Aufbewahrungsgenehmigung auch die
Grundlage für die Aufbewahrung solcher LWR-Brennelemente, die
nach der insoweit maßgeblichen Entscheidung der
Kernkraftwerks-Betreiber als radioaktive Abfälle (letztlich)
durch direkte Endlagerung geordnet beseitigt werden sollen.

88

3.3 § 6 AtG ist die einschlägige Ermächtigungsgrundlage für
die Genehmigung der Aufbewahrung abgebrannter Brennelemente,
die - wie auch die dem THTR und dessen AMR entnommenen
Brennelemente - radioaktive Abfälle sind. Hierzu hat der Senat
in seinem

89

Beschluß vom 26. April 1993
- 21 B 1563/92.AK -, NVwZ-RR 1994, 143,

90

in bezug auf die THTR-Brennelemente ausgeführt:

91

Der Charakter der THTR-Brennelemente
als radioaktive Abfälle hat nicht zur
Folge, daß durch Sonderregelungen, die
radioaktive Abfälle betreffen, die
Anwendbarkeit des § 6 AtG
ausgeschlossen ist. Aus § 5 Abs. 6
i.V.m. Abs. 2 AtG folgt nicht die
Unzulässigkeit der Genehmigung der
privaten Zwischenlagerung von in
radioaktiven Abfällen enthaltenen
Kernbrennstoffen auf der Grundlage des
§ 6 AtG. Folge dieser Regelung ist, daß
radioaktive Abfälle, die
Kernbrennstoffe enthalten, vom
Grundsatz der vom Bundesamt für
Strahlenschutz wahrzunehmenden
(vgl. § 23 Abs. 1 Nr. 1 AtG)
staatlichen Verwahrungspflicht nach § 5
Abs. 1 AtG ausgenommen sind und
demgemäß auch die mit dem
grundsätzlichen Besitzverbot
korrespondierenden Erlaubnisvorbehalte
des § 5 Abs. 2 AtG, darunter der
Vorbehalt der nach § 6 AtG genehmigten
Aufbewahrung, auf solche Abfälle nicht
anwendbar sind. Der vom Gesetzgeber
ausdrücklich (vgl. BT-Drs. 7/4794, S. 8
und 7/4954, S. 1) verfolgte Zweck des
§ 5 Abs. 6 AtG geht dahin, radioaktive
Abfälle nicht dem Regelungskomplex des
§ 5 AtG und den Handhabungstatbeständen
der §§ 4, 6, 7 und 9 AtG, soweit auf
diese in § 5 verwiesen ist, unterfallen
zu lassen, sondern sie im Sinne einer
materiell-rechtlichen Abgrenzung
zwischen § 5 AtG und § 9 a AtG dem
durch die §§ 9 a ff. AtG begründeten
rechtlichen Sonderregime für
radioaktive Abfälle zu unterstellen,
das wie auch § 5 Abs. 6 AtG durch das
4. Änderungsgesetz in das Atomgesetz
eingefügt wurde.

92

In diesem Sinne ist § 5 Abs. 6 AtG
bezüglich radioaktiver Abfälle als
konkludente Verweisungsnorm auf die
§§ 9 a ff. AtG zu verstehen, die keine
davon losgelöste Ausschlußwirkung für
§ 6 AtG hat. Daß § 6 AtG nur im Rahmen
der Verweisung in § 5 Abs. 2 Nr. 1 AtG
Anwendung findet, ist der Vorschrift
nicht zu entnehmen. Nach § 9 a Abs. 2
Satz 1 AtG sind radioaktive Abfälle
grundsätzlich an eine Anlage nach
Abs. 3 - eine Landessammelstelle für
die Zwischenlagerung bzw. eine Anlage
des Bundes zur Sicherstellung und zur
Endlagerung - abzuliefern. Damit ist
für radioaktive Abfälle eine Form
staatlicher Verwahrung vorgeschrieben.
Ausnahmen von dem Grundsatz der
Ablieferung und der staatlichen
Verwahrung im Sinne des Absatzes 3 läßt
§ 9 a Abs. 2 Satz 2 AtG zu. Danach gilt
die in Satz 1 begründete
Ablieferungspflicht nicht, soweit
Abweichendes durch eine aufgrund dieses
Gesetzes erlassene Rechtsverordnung
bestimmt oder aufgrund dieses Gesetzes
oder einer solchen Rechtsverordnung
angeordnet oder genehmigt worden ist.
Die Zulässigkeit einer abweichenden
Bestimmung erstreckt sich auch auf die
(private) Zwischenlagerung radioaktiver
Abfälle außerhalb von
Landessammelstellen. Dies folgt aus der
ebenfalls mit dem 4. Änderungsgesetz
eingefügten Vorschrift des § 12 Abs. 1
Satz 1 Nr. 8 AtG, die zur Regelung
einer anderweitigen Zwischenlagerung
radioaktiver Abfälle ermächtigt. Nach
der Begründung zum Gesetzentwurf soll
damit "dem Besitzer radioaktiver
Abfälle etwas anderes als Ablieferung,
z.B. eigene Verwahrung auf Zeit,
auferlegt werden können" (BT-
Drs. 7/4794, S. 8). Eine abweichende
Bestimmung im Sinne des § 9 a Abs. 2
Satz 2 AtG trifft § 86
Strahlenschutzverordnung (StrlSchV),
wonach die gemäß § 81 StrlSchV
abzuliefernden radioaktiven Abfälle
- zu denen nach Abs. 1 Nr. 3 auch die
hier in Rede stehenden THTR-
Brennelemente gehören - bis zur
Inbetriebnahme von Anlagen des Bundes
zur Sicherstellung und zur Endlagerung
solcher Abfälle vom
Ablieferungspflichtigen - auch von
mehreren gemeinsam oder durch Dritte -
zwischenzulagern sind. Für eine solche
Zwischenlagerung von Brennelementen
außerhalb der staatlichen Verwahrung
fehlt eine speziell geschaffene
Zulassungsvorschrift; die auf
radioaktive Abfälle bezogenen
Tatbestände der §§ 9 b und 9 c AtG
greifen nicht ein, so daß - wenn nicht
unmittelbar, so jedenfalls zur
Vermeidung einer Lücke - auf § 6 AtG
zurückzugreifen ist, der die gegebene
Konstellation der Verwahrung von
Kernbrennstoffen außerhalb
grundsätzlich vorgesehener staatlicher
Verwahrung regelt.

93

Die Anwendbarkeit des § 6 AtG auf in
radioaktiven Abfällen enthaltene
Kernbrennstoffe hat im übrigen der
Gesetzgeber zusätzlich bestätigt. Nach
der von ihm übernommenen Begründung zu
dem die Einfügung des Absatz 3 in § 6
AtG betreffenden Artikel 2 Nr. 1 des
Entwurfs eines Gesetzes über die
Errichtung eines Bundesamtes für
Strahlenschutz ist ausgeführt, die
Aufbewahrung von Kernbrennstoffen
außerhalb der staatlichen Verwahrung im
Sinne des § 6 Abs. 1 AtG umfasse
entsprechend der Begriffsbestimmung des
§ 2 Abs. 1 Nr. 1 AtG (auch) bestrahlte
Kernbrennstoffe, unabhängig davon, ob
sie wieder aufbereitet werden sollten
oder radioaktiver Abfall seien, sowie
sonstige kernbrennstoffhaltige Abfälle
(BT-Drs. 11/4086, S. 10).

94

An dieser Auffassung wird festgehalten.

95

3.4 Die Genehmigung nach § 6 AtG ist als gebundene
Kontrollerlaubnis für das vom Vorhabensträger bestimmte, nach
Standort sowie Art und Weise der Ausführung festgelegte
Vorhaben ausgestaltet. Die behördliche Entscheidung darüber
ist keine die Möglichkeit einer Versagung einschließende
Ermessensentscheidung; der Genehmigungsbehörde ist auch keine
planerische Gestaltungsfreiheit eingeräumt, die durch Abwägung
der für und gegen das Vorhaben der Zwischenlagerung
streitenden Belange, etwa der Entsorgungssicherheit im
Hinblick auf ein Bedürfnis einerseits und der Auswirkungen auf
den Bodenschutz und auf die landwirtschaftliche Produktion und
Betriebsführung andererseits, und daran anknüpfend durch
Abwägung von Standortalternativen auszuüben wäre. Eine
Abwägung und Bewertung von Standortalternativen steht der
Genehmigungsbehörde bei einer gebundenen Erlaubnis nicht zu.
§ 6 AtG scheidet als Rechtsgrundlage für die streitige
Aufbewahrungsgenehmigung aber nicht wegen des Fehlens einer
planerischen Abwägung zur Konfliktbewältigung aus; diese ist
verfassungsrechtlich insbesondere aus Gründen des
Grundrechtsschutzes nicht geboten. Unter Berücksichtigung des
dem Gesetzgeber bei der Erfüllung grundrechtlicher
Schutzpflichten zukommenden weiten Einschätzungs-, Wertungs-
und Gestaltungsbereichs

96

- vgl. BVerfG, Beschlüsse vom
26. Oktober und 29. November 1995
- 1 BvR 1348/95 - und
- 1 BvR 2203/95 -, NJW 1996, 651 -

97

spricht nichts dafür, daß die getroffene Regelung evident
unzureichend ist, und daher nichts dagegen, daß Art und Umfang
der erforderlichen staatlichen Vorsorge und Kontrolle auf die
strikt zu beachtenden Genehmigungsvoraussetzungen wie die des
§ 6 Abs. 2 AtG begrenzt werden durften. Durch das Erfordernis
der nach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderlichen
Vorsorge gegen Schäden (§ 6 Abs. 2 Nr. 2 AtG) ist auf der
normativen Ebene der Schutz von Leben, Gesundheit und von
Sachgütern vor den Gefahren der schädlichen Wirkung
ionisierender Strahlen (§ 1 Nr. 2 AtG) gewährleistet. Da für
die zur Aufbewahrung notwendige bauliche Anlage eine
Baugenehmigung erforderlich ist, die den Standort des
Zwischenlagers festlegt, ist die Abwägung widerstreitender
Belange und die Konfliktbewältigung, soweit sie sich auf die
Bodennutzung und auch auf Standortalternativen beziehen, auf
den Bereich des Baurechts, und zwar entweder der Abwägung im
Rahmen der Bauleitplanung oder der Anlagenzulassung unter dem
Aspekt des Gebotes der Rücksichtnahme, verwiesen.

98

3.5 Gegenstand der angefochtenen Genehmigung ist im
Einklang mit dem Genehmigungstatbestand des § 6 Abs. 1 AtG die
(zeitweilige) Aufbewahrung von Kernbrennstoffen und nicht
deren Endlagerung; ein Übergang von der Zwischenlagerung der
Brennelemente zu ihrer Endlagerung, die gemäß § 9 a Abs. 3,
§ 9 b AtG nur in einer der Planfeststellung bedürftigen Anlage
des Bundes zulässig wäre, ist von der streitigen Genehmigung
nicht umfaßt. Welcher Genehmigungstatbestand eingreift,
richtet sich nach dem zur Genehmigung gestellten Vorhaben und
dem darauf bezogenen Inhalt der Genehmigung. Entsprechend dem
Antrag der Beigeladenen ist nicht die Endlagerung genehmigt,
sondern "die Zwischenlagerung von bestrahlten Brennelementen
bis zu ihrer Verwertung durch Wiederaufarbeitung oder bis zu
ihrer Behandlung zur Endlagerung ohne Wiederaufarbeitung"
(vgl. Ziffer II.1 der Genehmigung). Die Geltungsdauer der
Genehmigung ist bis zum 10. April 2027 befristet; die
Brennelemente dürfen in den einzelnen Behältern für einen
Zeitraum von höchstens 40 Jahren aufbewahrt werden (Ziffer
IV.1). Spätestens 6 Jahre vor Ablauf dieser Genehmigung ist
gegenüber der Aufsichtsbehörde ein Nachweis über den weiteren
Verbleib der Brennelemente nach Ablauf der Genehmigung zu
führen (Ziffer IV.2). Damit ist klar, daß auf der Grundlage
der angefochtenen Genehmigung die Brennelemente nicht über den
Endzeitpunkt der Gültigkeitsdauer der Genehmigung hinaus
zwischengelagert werden, und ist die Beendigung der
Zwischenlagerung rechtlich zwingend vorgegeben unabhängig
davon, wohin und mit welcher Zweckbestimmung die Brennelemente
danach verbracht werden sollen oder können. Der genehmigte
Zeitraum von 40 Jahren für LWR-Brennelemente bzw. von etwa
35 Jahren für THTR-Brennelemente steht dem Charakter einer
Zwischenlagerung nicht entgegen. Normative zeitliche Grenzen
gibt es insofern nicht. Es geht um die Überbrückung der Zeit
bis zur schadlosen Verwertung bzw. bis zur Inbetriebnahme von
Anlagen zur Sicherstellung oder zur Endlagerung; deren
Einrichtung hat das Atomgesetz dem Bund zur Pflicht gemacht
(§ 9 a Abs. 3 AtG) und damit vorausgesetzt, daß radioaktive
Abfälle auf Dauer schadlos entsorgt werden können. Darüber
hinaus ist weder im Hinblick auf die Tragfähigkeit der
Rechtsgrundlage noch auf drittschützende
Genehmigungsvoraussetzungen ein Nachweis zu fordern, daß die
sichere Entsorgung der Brennelemente für die Zeit ab 2027
anlagenextern gewährleistet ist.

99

Vgl. zu § 7 AtG BVerwG, Beschluß vom
12. Juli 1993 - 7 B 177.92 -, DVBl.
1993, 1151.

100

Daß eine schadlose Reststoffverwertung bzw. eine geordnete
Abfallbeseitigung spätestens bis zum festgelegten Ende der
Gültigkeitsdauer faktisch unmöglich war bzw. ist, die
Genehmigung also auf faktisch unmöglichen Voraussetzungen
aufbaut, ist nicht zu sehen, insbesondere nicht in bezug auf
die noch nicht abgeschlossene Erkundung des Standortes für ein
Endlager. Von einer endgültigen Nichterfüllung dieser dem Bund
auferlegten Pflicht zur Errichtung von Anlagen zur Endlagerung
kann nicht ausgegangen werden; das hieße, einen krassen
Gesetzesverstoß des Bundes zu unterstellen, was schon bei
Berücksichtigung der Probleme in der Schaffung eines Endlagers
nicht angeht. Im übrigen rechtfertigt das Bedenken, der
Schritt von der befristeten Zwischenlagerung zur unbefristeten
Lagerung könne technisch leicht - unter Mißachtung des der
Risikoabschätzung zugrunde gelegten Zeitraums - getan werden,
es nicht, die genehmigte Zwischenlagerung den Regelungen für
ein Endlager zu unterwerfen; allein die abstrakte Möglichkeit
einer künftigen Umgehung eines Planfeststellungserfordernisses
ist noch kein Grund, Vorhaben schon im Vorfeld dem dafür nicht
normierten Planfeststellungserfordernis zu unterwerfen.

101

Vgl. BVerwG, Urteil vom 9. März 1990,
- 7 C 23.89 -, BVerwGE 85, 54.

102

Ist danach in bezug auf zwischengelagerte radioaktive Abfälle
von der Inbetriebnahme eines Endlagers auszugehen, so wird es
zum Abruf der radioaktiven Abfälle, § 86 Satz 1 2. Halbsatz
StrlSchV, kommen und bleibt der Charakter der genehmigten
Zwischenlagerung gewahrt. Im übrigen hat die Aufsichtsbehörde
über die Einhaltung der Bestimmungen der Genehmigung
einschließlich der Befristung zu wachen (§ 19 Abs. 1 und 3
AtG). Daß sich die materiellen Anforderungen insbesondere
diejenigen zum Schutz Dritter an der hier durch die Befristung
bestimmten Dauer der Aufbewahrung und nicht an einer
abstrakten Differenzierung Zwischenlagerung/Endlagerung zu
orientieren haben, ist selbstverständlich; eine Gleichstellung
der Anforderungen an Zwischenlager und Endlager ist generell
nicht geboten.

103

3.6 Der Umfang der streitigen Genehmigung geht auch sonst
über eine Aufbewahrung nicht hinaus. Das Merkmal Aufbewahrung
schließt selbstverständlich die - auch ausdrücklich
genehmigten - notwendigen Handhabungen, ohne die die
Aufbewahrung nicht durchgeführt werden könnte, wie Übernahme
und Herrichten der Behälter für die Einlagerung, Transport zur
jeweiligen Behälterposition und sonstige bei der Lagerhaltung
üblichen Betriebsvorgänge ein. Dieser Rahmen wird nicht durch
Wartungsarbeiten im Rahmen des genehmigten Reparaturkonzepts
- wie Auswechseln der Dichtung des Sekundärdeckels oder des
Druckmeßgeräts, Schweißen des Fügedeckels bei Undichtheit des
Primärdeckels - überschritten; sie dienen lediglich der
Wiederherstellung der Lagerfähigkeit des Behälters, ohne daß
die darin eingeschlossenen Brennelemente bearbeitet werden
(vgl. § 7 Abs. 1, § 9 Abs. 1 AtG).

104

3.7 Die Aufbewahrung von THTR-Brennelementen bedurfte
schließlich mit Blick auf die Stillegung des THTR nicht
anstelle einer Genehmigung nach § 6 AtG der Einbeziehung in
die Stillegungsgenehmigung (Bescheid Nr. 7/12 a THTR des
Ministeriums für Wirtschaft, Mittelstand und Technologie des
Landes Nordrhein-Westfalen vom 22. Oktober 1993), weil die
Aufbewahrung im BZA zum Zwecke der Entsorgung radioaktiven
Abfalls nicht Teil des Arbeitsprozesses der Stillegung ist.

105

Vgl. Senatsbeschluß vom 26. April
1993 - 21 B 1563/92.AK -.

106

3.8 Rechtsgrundlage der Erstreckung der
Aufbewahrungsgenehmigung auf den erforderlichen Umgang mit
Prüfstrahlern und mit den bei der Aufbewahrung anfallenden
sonstigen radioaktiven Stoffen ist ohne weiteres § 3 Abs. 2
der Strahlenschutzverordnung (StrlSchV), die bezogen auf die
Genehmigung vom 10. April 1987 in der Fassung vom 13. Oktober
1976 BGBl. I, 2905, und bezogen auf den 1. Nachtrag vom
17. März 1992 und die nachfolgenden Änderungen in der Fassung
vom 18. Mai 1989, BGBl. I, 943, anzuwenden ist. Der Umgang mit
radioaktiven Stoffen schließt auch die Lagerung ein (§ 1
Abs. 1 Nr. 1 StrlSchV). Hinsichtlich der Erstreckung auf
sonstige Betriebselemente (Moderator- und Absorberelemente)
des THTR, die sich vereinzelt in den Behältern mit bestrahlten
Kugel-Brennelementen befinden können (1. Nachtrag) bzw. die
sich in den genehmigten Beladevarianten befinden
(4. Änderung), und auf Erodiergut und sonstige
Betriebselemente in Abfallkannen (5. Änderung) kommt § 3
Abs. 2 StrlSchV als einschlägige Rechtsgrundlage in Betracht,
wenn diese Stoffe radioaktive Stoffe im Sinne des § 2 Abs. 1
Nr. 2 AtG und nicht kernbrennstoffhaltige Abfälle nach § 2
Abs. 1 StrlSchV in Verbindung mit Anlage I sind, deren
Lagerung, Bearbeitung oder Beseitigung nach § 3 Abs. 1
StrlSchV der Genehmigungspflicht unterliegt. Sollte es sich
hingegen bei den in Rede stehenden Stoffen um
kernbrennstoffhaltige Abfälle handeln, wäre die streitige
Aufbewahrungsgenehmigung insoweit nicht allein wegen des
Fehlens einer dann erforderlichen ausdrücklichen Genehmigung
nach § 3 Abs. 1 StrlSchV aufzuheben. Denn die hier geprüften
Genehmigungsvoraussetzungen des § 6 Abs. 2 AtG bleiben, soweit
sie drittschützend sind, nicht hinter den bei einer
Genehmigung nach § 3 Abs. 1 StrlSchV zu prüfenden
drittschützenden Genehmigungsvoraussetzungen des § 6 Abs. 1
StrlSchV zurück; die Erfüllung der nach dem Stand von
Wissenschaft und Technik erforderlichen Vorsorge gegen Schäden
(§ 6 Abs. 2 Nr. 2 AtG) gewährleistet auch, daß die nach dem
Stand von Wissenschaft und Technik erforderlichen Maßnahmen
getroffen sind, damit die Schutzvorschriften eingehalten
werden (vgl. § 6 Abs. 1 Satz 1 Nr. 5 StrlSchV). Die Kläger
haben darauf und damit auf eine Entscheidung Anspruch, die sie
nicht in ihren Rechen verletzt. Die Prüfung anhand der
"richtigen" Genehmigungsnorm allein hingegen könnten sie nicht
beanspruchen; auf das Verfahren bezogene Beteiligungsrechte
der Kläger wären durch eine fehlerhafte Anwendung des
Genehmigungstatbestandes nicht betroffen.

107

3.9 Für die Ergänzungen und Änderungen der ursprünglichen
Aufbewahrungsgenehmigung sind dieselben Rechtsgrundlagen
einschlägig; für sie bedurfte es einer ausdrücklichen Regelung
der Genehmigungsbedürftigkeit und der Genehmigungsbefugnis
nicht. Allgemein anerkannt ist, daß auch ohne ausdrückliche
Einräumung einer Änderungsbefugnis durch das Gesetz
Verwaltungsakte, soweit sich aus dem jeweiligen Fachgesetz
nichts anderes ergibt, nach ihrem Erlaß und auch im
gerichtlichen Verfahren geändert, insbesondere inhaltliche
Mängel nachträglich durch Änderung oder Ergänzung korrigiert
werden können. § 45 Abs. 2 VwVfG schließt lediglich die
Heilung bestimmter verfahrensfehlerhafter Verwaltungsakte
durch bloßes Nachholen des Verfahrensschritts aus.

108

Vgl. BVerwG, Urteil vom 14. Dezember
1990 - 7 C 5.90 -, BVerwGE 87, 241,
244 f.

109

Dies gilt erst recht für die Genehmigung einer Anlage im
Hinblick auf vom Betreiber beantragte Änderungen. Die
Genehmigung - auch die nach § 6 AtG - wird erteilt für ein
Vorhaben, wie es nach dem Antrag des Betreibers zur
Genehmigung gestellt ist; dieser bestimmt damit im Rahmen der
gesetzlichen Grenzen wie des Anlagenbegriffs den
Genehmigungsgegenstand,

110

vgl. BVerwG, Urteil vom 4. Juli 1988
- 7 C 88.87 -, BVerwGE 80, 21, 24,

111

und zwar auch insoweit, als er die Änderung des Vorhabens
beantragt. Die Befugnis, eine Änderung des Vorhabens zu
genehmigen, folgt dann aus der allgemeinen
Genehmigungsbefugnis für das Vorhaben. Insofern ist in dem
Fehlen einer ausdrücklichen Regelung zu Änderungen in § 6 AtG
keine Lücke zu sehen. Die Befugnis zur Genehmigung von
Änderungen des Vorhabens versteht sich von selbst. Was sich
von selbst versteht, muß der Gesetzgeber nicht ausdrücklich
aussprechen, sondern kann es als selbstverständlich
voraussetzen.

112

Vgl. BVerwG, Urteil vom 25. Juni
1992 - 7 C 1.92 -, BVerwGE 90, 255,
260.

113

Soweit etwa in §§ 7 Abs. 1, 9 Abs. 1, 9 b Abs. 1, 9 c
Abs. 1 AtG die Genehmigung von Änderungen angesprochen ist,
wird dadurch nicht erst die Änderung ermöglicht, sondern liegt
die Bedeutung in der wegen des Anlagenbezugs gebotenen
Hervorhebung des Genehmigungserfordernisses als
Betreiberpflicht. Die Änderungen sind, auch gerade soweit sie
nachträglich gesehene partielle Mängel des Vorhabens
aufgreifen, unter Nutzung der durch den ursprünglichen
Verwaltungsakt gebotenen Anschlußmöglichkeiten Ausdruck
flexiblen, wachsendes Erfahrungswissen einbeziehenden
Handelns.

114

Vgl. Ladeur, Verwaltungsarchiv Band
86 (1995), 511 ff.

115

Mit dem 1. Nachtrag hat die Beklagte im übrigen eine ganz
übliche, herkömmlichem Sprachgebrauch entsprechende
Regelungsform gewählt; seitens der Kläger hiergegen erhobene
Bedenken greifen nicht. Mit einem "Nachtrag" wird
üblicherweise die Genehmigung, zu der etwas nachgetragen wird,
ergänzt oder geändert. Damit kann auch eine Genehmigung im
Regelungsgegenstand erweitert oder vervollständigt werden,
wenn dies - wie hier - für Drittbetroffene deutlich im
Nachtragsbescheid zum Ausdruck kommt.

116

Vgl. BVerwG, Urteil vom 7. Juni 1991
- 7 C 43.90 -, BVerwGE 88, 286,
294.

117

4.

118

Die Aufbewahrungsgenehmigung mit allen Änderungen und
Ergänzungen ist ohne Verfahrensfehler ergangen, die wegen
Verletzung entsprechender Rechte der Kläger zur Aufhebung
führen müßten.

119

4.1 Sofern vor Erteilung der Genehmigung vom 10. April 1987
aus Gründen vorverlagerten Grundrechtschutzes aufgrund
verfassungskonformer Auslegung der Rechtsgrundlage eine
Beteiligung Dritter am Genehmigungsverfahren geboten war,
wurde diesen Anforderungen genügt. Die Beteiligung Dritter
erfolgte in Anlehnung an die Vorschriften der Atomrechtlichen
Verfahrensverordnung (AtVfV) in der Fassung vom 31. März 1982,
BGBl. I, 411: Das Vorhaben der Beigeladenen wurde
bekanntgemacht (vgl. §§ 4, 5 AtVfV), Antrag,
Sicherheitsbericht und Kurzbeschreibung lagen in der Zeit vom
14. Februar bis 15. April 1983 bei der PTB und der Stadt Ahaus
aus (vgl. § 6 AtVfV); darüber hinaus bestand die Möglichkeit
der Einsichtnahme in die Gutachten des TÜV und der BAM vom
November 1982, worauf in der Bekanntmachung hingewiesen wurde.
Die von den Klägern erhobenen Einwendungen wurden in der Zeit
vom 21. bis 29. Juni 1983 ausweislich des Wortprotokolls des
Anhörungstermins ausführlich und bis in zahlreiche Details
gehend erörtert; daß erhobene Einwendungen der Kläger nicht
erörtert worden sind, ist nicht zu sehen und auch von diesen
nicht substantiiert geltend gemacht. So waren die Kläger über
die Bedeutung und Tragweite des Vorhabens im Hinblick auf die
Wahrung ihrer Rechte und Interessen ausreichend ins Bild
gesetzt und in der Lage, ihre Belange im Genehmigungsverfahren
effektiv vorzubringen und auf die Genehmigungsentscheidung
rechtzeitig Einfluß zu nehmen. Damit ist dem Zweck der
Beteiligung Dritter genügt. Weitere insbesondere im Rahmen der
Erörterung geforderte Gutachten oder Unterlagen waren nicht
ergänzend auszulegen. Es reicht, daß die betreffenden Aspekte
und die Notwendigkeit weiterer Unterlagen hierzu erörtert
worden sind. Die Beteiligung dient nämlich nicht dazu,
sämtliche Aspekte des Vorhabens und der
Genehmigungsvoraussetzungen oder der Einschätzung und
Bewertung der Genehmigungsbehörde, von Gutachtern und
beteiligten Fachbehörden mit Dritten bzw. Einwendern
auszuleuchten. Ob die Beteiligung Dritter am
Genehmigungsverfahren insbesondere Bekanntmachungen alle
potentiell Betroffenen - etwa in den Nachbargemeinden von
Ahaus oder in den benachbarten Niederlanden - erreicht hat,
ist für die Entscheidung im vorliegenden Verfahren
unerheblich. Denn die Kläger, die im Genehmigungsverfahren
ihre Belange uneingeschränkt vorbringen konnten, haben keinen
Anspruch darauf, daß alle anderen Betroffenen hierzu in der
Lage sind.

120

Vgl. BVerwG, Beschluß vom 28. Mai 1985
- 7 B 116.85 -, NVwZ 1985, 745.

121

4.2 Auch der 1. Nachtrag leidet nicht an die Rechte der Kläger
möglicherweise treffenden Verfahrensfehlern. Es ist nicht
festzustellen, daß am Zustandekommen der Entscheidung
Bedienstete des Bundesamtes mitgewirkt haben, bei denen ein
Grund vorlag, der die Besorgnis der Befangenheit
rechtfertigte. Tragfähige Gründe sind weder vorgebracht noch
sonst, insbesondere nicht aus dem Material des
Erörterungstermins ersichtlich. Dem in diesem Zusammenhang
angesprochenen und von der Betreiberin des THTR in dem
Verfahren 21 B 1563/92.AK vorgelegten Auszug aus dem Vertrag
vom November 1984 über die Zwischenlagerung ist bezüglich der
in § 2 Abs. 1 des Vertrags vereinbarten Verpflichtung, die
spezifizierten Brennelemente aus dem THTR nach Maßgabe der
noch zu erteilenden atomrechtlichen Aufbewahrungsgenehmigung
(Anlage II) zwischenzulagern, nicht eine bereits damals
existente Ausfertigung oder ein Muster eines
Genehmigungsbescheides als Anlage II beigefügt worden, sondern
lediglich ein erkennbar ohne Zutun des Bundesamtes für
Strahlenschutz (BfS) gefertigtes Beiblatt, auf dem eine
atomrechtliche "Aufbewahrungsgenehmigung vom ..." angesprochen
ist, die vereinbarungsgemäß Bestandteil des Vertrages werde,
sobald sie erteilt werde. Daraus auf das Vorhandensein eines
Genehmigungsbescheides bereits im November 1984 zu schließen,
ist auch in Würdigung der dem ersten Nachtrag zugrunde
liegenden Unterlagen abwegig.

122

Das in § 6 Abs. 3 AtG in der Fassung des Gesetzes vom
9. Oktober 1989 in Verbindung mit §§ 4 ff. AtVfV
vorgeschriebene Anhörungsverfahren ist durchgeführt worden;
insoweit gelten die vorstehenden Ausführungen über
Bekanntmachung, Auslegung der Unterlagen und Erörterung der
Einwendungen entsprechend. Die gerügten Mängel der Beteiligung
Dritter liegen nicht vor. Daß der ausgelegte
Sicherheitsbericht, der Dritten die Beurteilung einer etwaigen
Rechtsverletzung ermöglichen soll, nicht den Anforderungen des
§ 3 Abs. 1 Nr. 1 AtVfV genügt, ist nicht ersichtlich. Das
Anhörungsverfahren hat sich gerade auch auf die genehmigte
Mischnutzung der Lagerhalle zur Aufbewahrung von LWR- und
THTR-Brennelementen erstreckt. Auf diese beziehen sich
ausdrücklich der ausgelegte Antrag vom 27. Februar 1984, in
dem es heißt, es werde "in Erweiterung" des Antrags vom
3. Oktober 1979 "zusätzlich" beantragt, "auch" die
Aufbewahrung von THTR-Brennelementen zu genehmigen, ferner die
Ergänzung zum Sicherheitsbericht, in dem einleitend ausgeführt
ist, im Zwischenlager sollten ausgediente Brennelemente aus
LWR "und/oder" aus dem THTR aufbewahrt werden, und schließlich
das ausgelegte Gutachten des TÜV vom September 1988. Bereits
vor Abschluß des Erörterungstermins zum Nachtrag vorliegende,
u.a. die Prüfung der Erfüllung von Nebenbestimmungen
betreffende Stellungnahmen von Behörden und Gutachtern
brauchten gemäß § 6 AtVfV ebensowenig zusätzlich ausgelegt zu
werden wie der nach dem Erörterungstermin vorgelegte
Bedürfnisnachweis vom 22. Februar 1991 oder die Daten zur
Absturzhäufigkeit militärischer Strahlflugzeuge und deren
gutachtliche Bewertung. Ihre Einbeziehung in die Erörterung
nach § 8 AtVfV war nicht geboten, so daß sich diese weder als
unvollständig noch verfrüht erweist. Der Erörterungstermin
dient der Erörterung der aufgrund der Einsicht in die
ausgelegten Unterlagen rechtzeitig erhobenen Einwendungen,
soweit dies für die Prüfung der Genehmigungsvoraussetzungen
von Bedeutung sein kann, § 8 Abs. 2 AtVfV. Er soll so den
potentiell von dem Vorhaben betroffenen Dritten die
Möglichkeit geben, über die schriftlichen Einwendungen hinaus
ihre Belange schon im Genehmigungsverfahren vorzubringen und
sich damit - wenn nötig - schon frühzeitig gegen das Vorhaben
zur Wehr zu setzen. Er dient aber nicht der Erörterung
sämtlicher Genehmigungsvoraussetzungen und der Einschätzungen
und Bewertungen von Behörden und Gutachtern hierzu. Sinn und
Zweck der Erörterung schließen nicht die Ergänzung und
Aktualisierung von Unterlagen und gutachtlichen
Stellungnahmen, die sich - wie hier bezüglich der Häufigkeit
von Flugzeugabstürzen - gerade aus der Erörterung der
Einwendungen ergeben können, nach Beendigung des
Erörterungstermins aus. Für eine Verlagerung des Schwerpunktes
der für Dritte relevanten Probleme in die Zeit nach der
Erörterung spricht nichts.

123

Die während des Nachtragsverfahrens vorgenommenen
Änderungen, auch soweit sie die Aufbewahrung von LWR-
Brennelementen betreffen, wie u.a. Anbringung von
Verschlußklappen vor den Zuluftöffnungen, Einsatz spezifischer
Druckschalter und Werkstoffdatenblätter für Metalldichtungen
und ferner die Regelungen in bezug auf die Nebenbestimmungen
der Aufbewahrungsgenehmigung erforderten, sollten sie
überhaupt wesentliche Änderungen im Sinne des § 4 Abs. 2 bzw.
Abs. 3 AtVfV sein, nach Absatz 2 keine zusätzliche Auslegung
und Erörterung, weil ein Fall des entsprechend
heranzuziehenden § 4 Abs. 2 Satz 3 Nr. 1 bis 5 AtVfV
ersichtlich nicht gegeben ist. Außerdem sind die Änderungen
für die Vollständigkeit des Sicherheitsberichts im Hinblick
auf Umstände, die nachteilige Auswirkungen für Dritte besorgen
lassen, bedeutungslos. Die Verschlußklappen haben nach der
gutachtlichen Stellungnahme des TÜV vom 20. Dezember 1988
(Nr. 2.11 der unter Ziffer 3 der Aufbewahrungsgenehmigung in
der Fassung des 1. Nachtrags aufgeführten Unterlagen - im
folgenden: U 2.11 - in Beiakte 80) keinen Einfluß auf die
Nachzerfallswärmeabfuhr, da der freie Strömungsquerschnitt in
den belegten Lagerbereichen für die Naturkonvektion zur
Verfügung steht. Bezüglich des Einsatzes mit geändertem
Revisionsstand gefertigter Druckschalter ergibt sich nach der
gutachtlichen Stellungnahme der BAM vom 15. Mai 1991 (U 2.44
in Beiakte 81) keine Änderung der getroffenen
sicherheitstechnischen Aussagen. Die Einführung geänderter
Werkstoffdatenblätter für Metalldichtungen ist nach der
Stellungnahme der BAM vom 16. August 1991 (U 2.46 in
Beiakte 81) ohne Einfluß auf die früheren sicherheitstechnisch
bedeutsamen Aussagen. Ferner hat die Änderung von Bauteilen
der Behälter für THTR-Brennelemente, insbesondere zum
Fügedeckel-Konzept, nach der gutachtlichen Stellungnahme des
TÜV vom 24. Januar 1991 (U 2.37 in Beiakte 81) keinen Einfluß
auf die betrachteten sicherheitstechnischen Aspekte. Die
fachlichen Stellungnahmen sind für die hier zu betrachtenden
Auswirkungen im Sinne des § 4 Abs. 2 AtVfV plausibel und
aussagekräftig. Nachteilige Auswirkungen in diesem Sinne haben
auch nicht die Regelungen in bezug auf die Nebenbestimmungen,
soweit sie deren Entfallen wegen Erfüllung der auferlegten
Verpflichtungen zur Durchführung von Funktions- und
Abnahmeprüfungen und zum Vorlegen von Unterlagen und
Nachweisen betreffen.

124

4.3 Auch in bezug auf die durch die nachfolgenden
Änderungsgenehmigungen bewirkten Änderungen und Ergänzungen,
sofern sie wesentlich sein sollten, durfte von einer
zusätzlichen Beteiligung Dritter, § 4 Abs. 3 in Verbindung mit
Abs. 2 AtVfV, abgesehen werden. Die Umsetzung der 2. Änderung
ist nicht mit zusätzlichen Umständen verbunden, die
nachteilige Auswirkungen für Dritte besorgen lassen.
Insbesondere ist weder von einer Erhöhung radioaktiver
Immissionen auszugehen noch ist eine nicht unwesentliche
Minderung der Zuverlässigkeit der Sicherheitsfunktionen der
geänderten Sicherheitseinrichtung bei der Beherrschung von
Auslegungsstörfällen zu besorgen (§ 4 Abs. 2 Satz 3 Nrn. 1 und
3 AtVfV). Die im Zusammenhang mit der Konstruktionsänderung
des Kabeldurchführungsflansches stehenden Änderungen haben
nach der gutachtlichen Stellungnahme der BAM vom 5. April und
4. Oktober 1993 (U 2.2.2 und U 2.2.5 zur 2. Änderung in
Beiakte 98) und des TÜV vom 7. Juni 1993 (U 2.2.4 in
Beiakte 98) keine nachteiligen Auswirkungen auf die
Funktionsfähigkeit des Lagerbehälter-Überwachungssystems und
im Hinblick auf Korrosionseinflüsse. Die Änderung des
Evakuierungsdrucks von 1 mbar auf entsprechend 10 mbar gemäß
der geänderten Arbeitsanweisung AA 38/2 hat, wie in der
gutachtlichen Stellungnahme der BAM vom 24. Juni 1992 (U 2.2.1
in Beiakte 98) nachvollziehbar erläutert, keinen Einfluß auf
die Dichtheit des Behälters. Die im Hinblick auf die als
erfüllt angesehenen Regelungen zum Betriebshandbuch
(vgl. S. 51 des 1. Nachtrags) bestimmte Änderung der
Nebenbestimmung Ziffer 18 dahin, daß anzuzeigende Änderungen
des Betriebshandbuchs der vorherigen Zustimmung der
Aufsichtsbehörde bedürfen, ist kein Umstand, der nachteilige
Auswirkungen für Dritte besorgen läßt. Entsprechendes gilt für
den durch die 3. Änderung genehmigten Einsatz spezifizierter
Druckschalter, weil nach der gutachtlichen Stellungnahme der
BAM vom 16. November 1993 (U 2.2.1 in Beiakte 97) die
sicherheitsrelevanten Aussagen aus dem Gutachten vom September
1988 auch auf die nach den nunmehr zugrunde gelegten
Unterlagen gefertigten Druckschalter zutreffen. Die durch die
4. und 5. Änderung genehmigten Änderungen und Ergänzungen
betreffend die Erhöhung der Lagermenge bestrahlter THTR-
Brennelemente und die Anzahl bzw. Zusammensetzung bestrahlter
THTR-Betriebselemente je Behälter bzw. die Aufbewahrung von
bestrahlten Brennelementen des AMR des THTR und von
Betriebselementen mit Erodiergut in Abfallkannen sind keine
solchen im Sinne des § 4 Abs. 2 Satz 3 Nrn. 1 bis 5 AtVfV und
lassen über den Gegenstand der vorangegangenen
Aufbewahrungsgenehmigung hinaus nachteilige Auswirkungen für
Dritte nicht besorgen, weil ihre Auswirkungen überwiegend
durch die früheren Sicherheitsbetrachtungen abgedeckt sind und
die Änderungen des Inhalts von nur einigen im übrigen
unveränderten Lagerbehältern unter den Aspekten der
Restfeuchte und des Aktivitätsinventars auf die Dichtheit der
Behälter ohne veränderten Einfluß sind und zur
Strahlenexposition keinen relevanten erhöhenden Beitrag
leisten (vgl. Gutachten der BAM und des TÜV vom Juli 1994,
U 2.2.2 und 2.2.3 in Beiakte 101, gutachtliche Stellungnahme
des TÜV vom 15. September 1994, U 2.2.4 in Beiakte 101, sowie
Gutachten der BAM vom 16. Januar 1995 und des TÜV vom Januar
1995 U 2.2.8 bzw. U 2.2.7 in Beiakte 105). Hinsichtlich der
durch die 6. Änderung für die Behälter der Bauart CASTOR Ia,
Ic und IIa genehmigten Änderung der Kabeldurchführung durch
die Schutzplatte gilt das zur 2. Änderung ausgeführte
entsprechend. Die sonstigen Änderungen unterfallen bei
entsprechender Anwendung nicht § 4 Abs. 2 Satz 3 Nrn. 1 bis 5
AtVfV; insbesondere ist die Änderung des Fügedeckelkonzepts
bzgl. der Form der Schweißnaht, der zusätzlichen
Entlastungsnut im Fügedeckelring, der Einhaltung eines
Schweißspaltes und der mechanischen Entlastung der Schweißnaht
keine Änderung an einem Sicherheitssystem, die eine Minderung
der Zuverlässigkeit der vom Fügedeckel zu erfüllenden
Sicherheitsfunktion besorgen läßt, wie sich aus den hierzu
vorgelegten gutachtlichen Stellungnahmen der BAM (U 2.3.1,
2.3.2, 2.3.3, 2.3.8 und 2.3.9 in Beiakte 110) ergibt. Die
Änderungen lassen auch keine nachteiligen Auswirkungen für
Dritte besorgen, die im Sicherheitsbericht darzulegen wären.
Auch die weiteren Änderungen betreffen weder grundlegende
Auslegungsmerkmale noch die Funktion der Anlage einschließlich
ihrer Betriebs- und Sicherheitssysteme an sich (vgl. § 3
Abs. 1 Nr. 1 AtVfV); überdies haben die Änderungen entweder
keine sicherheitstechnische Bedeutung oder aber genügen nach
den vorgelegten gutachtlichen Stellungnahmen des TÜV und der
BAM den durch die Änderungen bedingten sicherheitstechnischen
Anforderungen, so daß durch jene keine zusätzlichen
nachteiligen Auswirkungen für Dritte zu besorgen sind.

125

Aus dem Vorstehenden folgt auch ohne weiteres, daß das der
Genehmigungsbehörde eingeräumte verfahrensrechtliche Ermessen
in bezug auf sämtliche Änderungen nicht so eingeschränkt war,
daß sie nicht von einer Beteiligung Dritter hätte absehen
dürfen.

126

4.4 Auf den Aspekt, daß die Klage eines Betroffenen wegen
eines geltend gemachten Verfahrensfehlers nur Erfolg haben
kann, wenn dieser dartut, daß und inwieweit sich der gerügte
Verfahrensfehler auf seine materiell rechtliche Rechtsposition
ausgewirkt hat

127

- vgl. BVerwG, Beschluß vom 13. Juli
1989 - 7 CB 80.88 -, NVwZ 1989, 1168;
Urteil vom 7. Juni 1991 - 7 C 43.90 -,
BVerwGE 88, 286, 288; Beschluß vom
12. Juli 1993 - 7 B 114.92 -, DVBl.
1993, 1149; ferner Roßnagel, JuS 1994,
927 -,

128

wofür vorliegend nichts spricht, braucht daher nicht
eingegangen zu werden.

129

4.5 Die streitige Aufbewahrungsgenehmigung leidet
schließlich nicht deshalb an einem Fehler des Verfahrens, weil
weder vor der Genehmigung noch einer oder mehrerer ihrer
Ergänzungen und Änderungen eine förmliche
Umweltverträglichkeitsprüfung durchgeführt worden ist. Die
streitige Aufbewahrung brauchte weder nach dem Gesetz über die
Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) vom 12. Februar 1990,
BGBl. I, 205, noch nach der Richtlinie des Rates vom 27. Juni
1985 über die Umweltverträglichkeitsprüfung bei bestimmten
öffentlichen und privaten Projekten 85/337/EWG (UVP-
Richtlinie), ABl. EG Nr. L 175/40 einer förmlichen
Umweltverträglichkeitsprüfung unterzogen zu werden. Auf
verschiedene sich sonst in diesem Zusammenhang stellende
Fragen braucht daher nicht eingegangen zu werden. Das Vorhaben
hat nach dem vorstehend Ausgeführten keine Anlage zur
Sicherstellung und zur Endlagerung radioaktiver Abfälle nach
§ 9 b AtG im Sinne von Nr. 3 der Anlage zu § 3 UVPG bzw. keine
Anlage mit dem ausschließlichen Zweck der Endlagerung und
endgültigen Beseitigung radioaktiver Abfälle im Sinne der
Nr. 3 des Anhangs I zu Art. 4 Abs. 1 UVP-Richtlinie zum
Gegenstand. Die Zwischenlagerung von THTR-Brennelementen ist
ferner nicht Teil der - rechtlich und tatsächlich von der
Entsorgung getrennt zu betrachtenden - Stillegung des THTR und
ist deshalb nicht nach Nr. 2 der Anlage zu § 3 UVPG einer
Umweltverträglichkeitsprüfung zu unterziehen.

130

Die hier genehmigte Zwischenlagerung abgebrannter
Brennelemente ist auch kein Projekt nach Nr. 3 Buchstabe i)
des Anhangs II der Richtlinie, so daß sich die Frage nicht
stellt, ob der Gesetzgeber insofern der Umsetzungspflicht
nachgekommen ist

131

- vgl. dazu BVerwG, Beschluß vom
30. August 1995 - 4 B 185.95 -, BayVBl.
1996, 28 zu Art. 4 Abs. 2 der UVP-
Richtlinie -.

132

Ein solches Projekt setzt nach dem eindeutigen Wortlaut,
der zudem dadurch unterstrichen wird, daß in Nr. 3 g) Anlagen
zur Erzeugung "oder" Anreicherung von Kernbrennstoffen
aufgeführt sind, kumulativ die Aufnahme "und" Bearbeitung
radioaktiver Abfälle voraus. Im BZA werden aber abgebrannte
Brennelemente, sofern es sich um radioaktive Abfälle handelt,
nicht - auch nicht im Rahmen des auf das Deckelsystem der
Behälter bezogenen Reparaturkonzeptes - bearbeitet, sondern
lediglich aufbewahrt.

133

Eine Vorlage der Sache an den Europäischen Gerichtshof mit
dem Ziel, wegen der Frage der Erfassung des streitigen
Vorhabens von der UVP-Richtlinie und deren unmittelbarer
Anwendung eine Vorabentscheidung herbeizuführen, ist nicht
veranlaßt, weil die streitige Aufbewahrung einer förmlichen
Umweltverträglichkeitsprüfung im Sinne der Richtlinie
zweifelsfrei nicht unterfällt, sich also keine Auslegungsfrage
stellt.

134

5.

135

Hinsichtlich des Zeitpunktes, der der Prüfung der
ergangenen Bescheide zugrundezulegen ist, ist zu
differenzieren. Die Prüfung, ob gegen die
Genehmigungsvoraussetzungen des § 6 Abs. 2 AtG in einer Weise
verstoßen worden ist, die die Kläger in ihren Rechten
verletzt, hat grundsätzlich von der Sach- und Rechtslage im
Zeitpunkt der Genehmigungsentscheidung auszugehen. Ein Dritter
kann daher einen aufgrund eines vorangetriebenen Standes von
Wissenschaft und Technik nachträglich eingetretenen
sicherheitstechnischen Fortschritt nicht mit der
Anfechtungsklage gegen die Genehmigung als ihm gegenüber
einzuhalten einfordern, sondern ist auf das Begehren
nachträglicher Maßnahmen (§ 17 Abs. 1 Satz 3, Abs. 3, § 19
Abs. 3 AtG) verwiesen.

136

Vgl. BVerwG, Urteil vom 19. Dezember 1985
- 7 C 65.82 -, BVerwGE 72, 300, 311 f.
sowie Urteil vom 21. August 1996
- 11 C 9.95 -, S. 27 f.

137

Allerdings kann ein zwischenzeitlich fortgeschrittener Stand
von Wissenschaft und Technik, der ein vordem mögliches Risiko
nachträglich entfallen läßt, berücksichtigt werden, weil dann
bei erneuter Genehmigungserteilung insoweit wiederum keine
Vorsorge getroffen zu werden braucht; insoweit sind - etwa
aufgrund nachträglicher Ermittlungen - auch Nachbesserungen
oder Ergänzungen im Hinblick auf eventuelle Defizite der
Risikobewertung zu berücksichtigen.

138

Diese Grundsätze gelten auch für die Prüfung der Änderungen
und Ergänzungen der Aufbewahrungsgenehmigung. Soweit der
1. Nachtrag und die 4. und 5. Änderung den Umfang der
genehmigten Aufbewahrung nach Art und Zusammensetzung der
Betriebselemente in Behältern der Bauart CASTOR THTR/AVR
ergänzen, hat die Prüfung der Einhaltung der drittschützenden
Genehmigungsvoraussetzungen auf die Sach- und Rechtslage im
Zeitpunkt der jeweiligen Genehmigungsentscheidung abzustellen.
Soweit durch den 1. Nachtrag und die 3. und 6. Änderung die
Aufbewahrung von Brennelementen in Behältern der Bauart
CASTOR Ia, Ic und IIa hinsichtlich der anlagen-, einrichtungs-
, behälter- und handhabungsbezogenen Umstände und durch die
2. Änderung teilweise die konstruktive Gestaltung und die bei
der Beladung einzuhaltende Vorgabe des einzustellenden
Evakuierungsdrucks des Behälters CASTOR THTR/AVR geändert
worden sind, gilt nichts anderes. Im Umfang der Änderungen
soll das Vorhaben nunmehr nur nach dem geänderten Konzept der
Beigeladenen verwirklicht werden und hat sich deshalb durch
die Änderungen und damit durch teilweises Aufgeben von
Elementen des Vorhabens die gestattende Wirkung der
ursprünglichen Genehmigung insoweit erledigt. Ob diesbezüglich
die drittschützenden Genehmigungsvoraussetzungen erfüllt
waren, ist nicht mehr zu prüfen, wenn mit den Änderungen
- insbesondere auch durch Ausräumen eventueller früherer
Sicherheitsbedenken - der den Klägern geschuldeten Vorsorge
genügt ist; denn unter dieser Voraussetzung konnte der
Beigeladenen im Zeitpunkt der behördlichen
Genehmigungsentscheidungen über die Änderungen die Genehmigung
ohne Rechtsverletzung Dritter erteilt werden. Soweit der
Inhalt der Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987 durch
die nachträglichen Änderungen unberührt geblieben ist,
verbleibt es bei der Maßgeblichkeit der Sach- und Rechtslage
im Zeitpunkt der letzten Behördenentscheidung. Die behördliche
Prüfung der drittschützenden Genehmigungsvoraussetzungen,
insbesondere die der Genehmigungsbehörde aufgegebene
Risikoermittlung und -bewertung, ist durch die Änderungen und
Ergänzungen nicht in der Weise in Frage gestellt, daß die
behördliche Prüfung auf die Gesamtheit der
behälterspezifischen Anforderungen an die
(Langzeit -)Sicherheit, der bauseitigen Vorgaben für die
Lagerhalle und der Erfordernisse des Lagerbehälter-
Überwachungssystems erneut hätte erstreckt werden müssen. Die
Änderungen betreffen nur Einzelaspekte des Konzepts der
Behälter und der Lagerung, die einer auf die ursprüngliche
Risikoabschätzung aufbauenden, die geänderten Anlagen- und
Behälterteile und Handhabungsschritte gesondert in den Blick
nehmenden Sicherheitsüberprüfung unterzogen werden
konnten.

139

6.

140

Die streitige Aufbewahrungsgenehmigung genügt der ersten
Genehmigungsvoraussetzung des § 6 Abs. 2 AtG, dem Bedürfnis
für die Aufbewahrung von LWR-Brennelementen und THTR-
Betriebselementen außerhalb der staatlichen Verwahrung;
unabhängig davon würde dessen Fehlen eine Rechtsverletzung der
Kläger nicht begründen.

141

6.1 Für Brenn- und sonstige Betriebselemente aus dem THTR
und dessen AMR folgt das Bedürfnis objektiv aus dem gesetzlich
vorgeprägten Umgang mit radioaktiven Abfällen, nämlich aus der
Pflicht zur Zwischenlagerung bis zur Inbetriebnahme von
Anlagen des Bundes (§ 86 StrlSchV). Diese radioaktiven Abfälle
sind angefallen. Dies ist das Ergebnis der endgültigen
Stillegung des THTR, die zur Gewährleistung der erforderlichen
Schadensvorsorge die Entladung der Brennelemente und der damit
ausgeschleusten sonstigen Betriebselemente aus dem Reaktorkern
voraussetzte. Die Entladung der Brennelemente und der Abbau
des AMR sind Gegenstand des (Stillegungs-)Bescheides
Nr. 7/12 a THTR vom 22. Oktober 1993 und waren als für die
Stillegung des THTR vorhersehbar bereits bei Genehmigung des
ersten Nachtrags bestimmend. Die Entladung erfordert die
Schaffung einer kraftwerksexternen Zwischenlagermöglichkeit,
weil eine solche noch nicht zur Verfügung steht, weil das auch
der Aufnahme von Betriebsstoffabfällen dienende
kraftwerksinterne Lager nicht ausreicht und seine Belegung mit
Brennelement-Behältern weitere Schritte des sicheren
Einschlusses des THTR behindern kann und weil die
Transportbereitstellungshalle auf dem Gelände des THTR für die
Lagerung kernbrennstoffhaltiger Betriebsmittelabfälle und
Betriebsstoffabfälle (Absorber- und Moderatorelemente)
bestimmt war und wegen der Stillegung des THTR nicht in
Betrieb genommen werden soll. Die sonach gegebene
Notwendigkeit der Zwischenlagerung ist auch im aktualisierten
Bedürfnisnachweis der Beigeladenen vom 22. Februar 1991 (U 50
in Beiakte 76) nachvollziehbar begründet. Der Menge nach
ergibt sich das Bedürfnis aus dem tatsächlichen Anfall an
Brennelementen, Kugelbruch und sonstigen Betriebselementen,
wie er in dem vorgenannten Bedürfnisnachweis und in dem zur
4. Änderung (U 2.1.1.2 in Beiakte 101) belegt ist. Für die
Brennelemente aus dem abzubauenden AMR ist die Notwendigkeit
der Zwischenlagerung damit überzeugend dargetan, daß eine als
Alternative betrachtete Wiederaufarbeitungsanlage stillgelegt
worden ist und eine Wiederaufarbeitung in einer Laboranlage
dieser Wiederaufarbeitungsanlage wegen der erforderlichen
Verwendung von in langwierigen Verfahren erst noch
zuzulassenden, naß entladbaren Transportbehältern zu einer
erheblichen, nicht vertretbaren Verzögerung der für die
Stillegung erforderlichen Kernbrennstofffreiheit des THTR
führen würde (vgl. U 2.1.1.6 in Beiakte 104).

142

6.2 Auch für die Aufbewahrung von LWR-Brennelementen
besteht ein Bedürfnis. Ausgangspunkt ist jedenfalls für den
Zeitpunkt der Erteilung der ursprünglichen
Aufbewahrungsgenehmigung die Rechtspflicht der Betreiber der
Kernkraftwerke zur schadlosen Verwertung abgebrannter
Brennelemente durch Wiederaufarbeitung, die, ohne daß § 9 a
Abs. 1 AtG Regelungen zum Verbleib trifft, die Aufbewahrung im
Kernkraftwerk oder außerhalb bis zur Zuführung zu einer im
Inland zu schaffenden oder im Ausland verfügbaren
Wiederaufarbeitungsanlage voraussetzt. Sofern (nunmehr) auch
die Beseitigung als radioaktive Abfälle in Betracht zu ziehen
ist, ist wegen des Fehlens von Anlagen des Bundes zur
Sicherstellung und zur Endlagerung von der Notwendigkeit einer
in § 9 a Abs. 2 Satz 2 AtG in Verbindung mit § 86 StrlSchV
zugelassenen privaten Zwischenlagerung auszugehen. Diese ist
eine den Betreibern von Kernkraftwerken auferlegte Pflicht,
die die Schaffung und Vorhaltung dafür geeigneter
Einrichtungen voraussetzt, deren Anzahl und Größe im Hinblick
auf die zeitliche Dimension für die Verfügbarkeit von
Entsorgungsanlagen des Bundes und auf den Anfall von
Brennelementen nicht durch rechnerisch exakt ermittelte
Größen, sondern nur auf der Grundlage einer Prognose der
künftigen Entwicklung des Anfalls von abgebrannten
Brennelementen und der Entwicklung im Bereich der Verwertung
und der Endlagerung beurteilt werden kann; in diese
Beurteilung sind im Interesse der sicheren Verfügbarkeit von
Kapazitäten Elemente vorsorgender Planung einzubeziehen. Die
Endlagerung radioaktiver Abfälle ist nicht zuletzt aus Gründen
der Schutzpflicht und der Schadensvorsorge gegenüber
nuklearspezifischen Gefahren eine öffentliche Aufgabe auf
gesamtstaatlicher Ebene, die hinsichtlich der Art und Weise
der Erfüllung, insbesondere der Zwischenschritte der
Entsorgung, der Standorte und Kapazitäten und der zeitlichen
Streckung auch dem Bereich politischen Wollens und Wertens und
planerischer Gestaltung zugewiesen ist. Deshalb kommt der
Entsorgungsplanung auf staatlicher Ebene, wie sie u.a. im
Bericht der Bundesregierung zur Entsorgung der Kernkraftwerke
und anderer kerntechnischer Einrichtungen vom 13. Januar 1988
(Entsorgungsbericht) und der Anlagen hierzu (BT Drs. 11/1632)
zum Ausdruck gekommen ist, Gewicht zu. Gemessen daran genügte
der seitens der Beigeladenen vorgelegte, auf den Planungen der
Kernkraftwerks-Betreiber bezüglich des Anfalls von
Brennelementen aufbauende Bedürfnisnachweis für LWR-
Brennelemente (U 105 in Beiakte 9), dessen Abschätzungen und
planerische Ansätze seitens des Bundesministers des Innern
1983 und 1986 (U 7 und U 31 in Beiakte 14) und im
Entsorgungsbericht bestätigt worden sind, bezogen auf den
Zeitpunkt der Erteilung der Aufbewahrungsgenehmigung zur
Bejahung des Bedürfnisses für die streitige Aufbewahrung. Die
Zwischenlagerung abgebrannter LWR-Brennelemente stellt sich
danach als ein notwendiger Zwischenschritt auf den geplanten
Entsorgungswegen und ferner als Grundlage des von den
Kernkraftwerks-Betreibern fortschreitend für die Betriebszeit
von sechs Jahren zu erbringenden Entsorgungsnachweises dar.
Aufbauend auf dem mengenmäßigen und zeitlichen Anfall von
abgebrannten Brennelementen gemäß den nachvollziehbaren
Analysen und Abschätzungen der Kernkraftwerks-Betreiber war
- auch unter Berücksichtigung von zu verwertenden
Reststoffen - eine Restmenge und für die Zeit nach dem
zunächst angenommenen Prognosezeitraum bis 1992 eine steigende
Menge an abgebrannten Brennelementen prognostiziert, die für
die Zwischenlagerung in Ansatz gebracht wurde. Hierbei blieb
die kraftwerksinterne Lagerung mangels bestandskräftiger
Genehmigungen und zum Zwecke der Vorhaltung als Reserve für
schwer prognostizierbare Eventualfälle vertretbar
unberücksichtigt. Selbst bei Berücksichtigung dieser Kapazität
war im Interesse der Entsorgungssicherheit für längere
Planungszeiträume ein Erfordernis für Zwischenlager-
Kapazitäten auch im BZA nicht zu verneinen. Daß sich der
mengenmäßig angenommene Bedarf in der Zeit nach Erteilung der
Genehmigung nicht aktualisiert hat, widerlegt die Bejahung des
Bedürfnisses gerade wegen der nur schwer abschätzbaren
Unsicherheiten nicht. In diesem Sinne ist der
Bedürfnisnachweis auch darin begründet, daß das Zwischenlager
die Funktion einer Kapazitätsreserve für Unwägbarkeiten etwa
auch im Hinblick auf Transporte zur Wiederaufarbeitung oder
die Vertragsabwicklung mit ausländischen
Wiederaufarbeitungsbetrieben hat; diese Funktion stellt sich
als sinnvollerweise geboten dar. Die der Menge nach
vorzuhaltende Kapazität hat auch die Notwendigkeit zu
berücksichtigen, die Anlage so zu dimensionieren, daß sie
unter Einsatz der erforderlichen personellen und technischen
Mittel sicher und sinnvoll betrieben werden kann. Das
Bedürfnis für die Zwischenlagerung kann auch nicht unter
Heranziehung der Strategieüberlegungen der Kernkraftwerks-
Betreiber vom September 1989 (Beiakte 39) in Frage gestellt
werden. Abgesehen davon, daß aus diesen sich nichts gegen die
Aspekte vorsorgender Planung herleiten läßt, ist auch ihnen
für beide bis zum Jahr 2024 betrachteten "Szenarien"
- Aufrechterhaltung der gegebenen Kernkraftwerkskapazität
durch Ersatz stillgelegter Anlagen und Abnahme der Kapazität
durch sukzessive Stillegung nach 35-jähriger Betriebszeit -
eine ständig steigende Menge angefallener abgebrannter
Brennelemente zu entnehmen, von der unter Berücksichtigung der
vertraglich festgelegten bzw. optionierten Wiederaufarbeitung
in ausländischen Anlagen jeweils steigende Restmengen
verbleiben.

143

6.3 Zu der an die bis 2027 festgeschriebenen Geltungsdauer
der Genehmigung anknüpfenden Frage, ob das Bedürfnis bis dahin
andauert oder vorher mit Inbetriebnahme von Anlagen des Bundes
zur Sicherstellung oder Endlagerung radioaktiver Abfälle
wegfällt,

144

vgl. hierzu Senatsbeschluß vom 26. April
1993 - 21 B 1563/92.AK -, S. 19 f.,

145

ist darauf hinzuweisen, daß sich nach Inbetriebnahme einer
Anlage des Bundes der Abruf der zwischengelagerten
radioaktiven Abfälle nach § 86 Satz 1 2. Halbsatz StrlSchV
gegen die - zeitlich sich darüberhinaus erstreckende -
genehmigte Zwischenlagerung durchsetzt. Schon nach dem
Wortsinn beinhaltet der Begriff "Abrufen" mehr als ein Angebot
zur Ablieferung, dessen Annahme in die freie Entscheidung oder
das Belieben des Betreibers des Zwischenlagers oder des
Kernkraftwerks, durch dessen Betrieb die radioaktiven Abfälle
angefallen sind, gestellt ist; gemeint ist vielmehr dessen
Inanspruchnahme zur Befolgung des Gebots, die
zwischengelagerten radioaktiven Abfälle an die Anlage des
Bundes abzugeben, weil die Ablieferungspflicht nach § 81
Abs. 1 StrlSchV aufgelebt ist. Dies ist darin begründet, daß
die rechtliche Voraussetzung für die in § 86 Satz 1 StrlSchV
bis zur Inbetriebnahme von Anlagen des Bundes eingeräumte
Ausnahme von der grundsätzlichen Ablieferungspflicht nach
§ 9 a Abs. 2 AtG in Verbindung mit § 81 Abs. 1 StrlSchV und
damit für die private Aufbewahrung mit der Inbetriebnahme
entfällt, so daß die private Zwischenlagerung radioaktiver
Abfälle rechtlich nicht mehr gerechtfertigt ist. § 86 Satz 1
2. Halbsatz StrlSchV legt das zeitliche Ende der rechtlich
zulässigen Zwischenlagerung radioaktiver Abfälle abstrakt
fest; bei Eintreten der Voraussetzungen durch das Abrufen
entfällt die Rechtfertigung für die ausnahmsweise zur
Überbrückung bis zur Inbetriebnahme von Anlagen des Bundes zur
Sicherstellung oder zur Endlagerung eröffnete private
Aufbewahrung derjenigen radioaktiven Abfälle, die von dem
Abruf erfaßt werden. Mit dem Abruf ist wegen des Wegfalls des
Bedürfnisses die Zwischenlagerung zu beenden. Die Erfüllung
dieser Rechtspflicht zur Ablieferung ist erforderlichenfalls
durch Maßnahmen der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde nach § 19
Abs. 1 AtG sicherzustellen. Dadurch ist dem Schutzanspruch
Dritter - bei angenommenem drittschützenden Charakter des
Erfordernisses des Bedürfnisses - genügt. Der Bestand der
streitigen Aufbewahrungsgenehmigung als solcher, soweit sie
sich auf radioaktive Abfälle bezieht, ist erst dann in Frage
gestellt, wenn sämtliche radioaktiven Abfälle abgerufen worden
sind. Dann wird die Genehmigung mit der einsetzenden
Ablieferungspflicht gegenstandslos und erledigt sich (vgl.
§ 43 Abs. 2 VwVfG), ohne daß sie wegen Wegfalls des
Bedürfnisses aufgehoben werden müßte. Im übrigen könnte,
sofern das Erfordernis des Bedürfnisses, was hier noch
unterstellt wird, drittschützenden Charakter hat, ein Obsiegen
der Kläger wegen einer zeitlichen Erstreckung der Genehmigung
über die Dauer des Bedürfnisse hinaus nur zu einer Kappung
führen. Die Kläger könnten aber wegen eines Wegfalls des
Bedürfnisses nicht bereits jetzt die Aufhebung der Genehmigung
in bezug auf die betreffenden Brennelemente beanspruchen.

146

6.4 Unabhängig von den vorstehenden Darlegungen zum
Vorliegen des Bedürfnisses könnten die Kläger wegen Fehlens
dieser Voraussetzung die Aufhebung der Genehmigung nicht
beanspruchen, weil das Erfordernis des Bedürfnisses jedenfalls
grundsätzlich nicht auch dem Schutz Dritter zu dienen bestimmt
ist. Drittschutz vermitteln grundsätzlich nur
Rechtsvorschriften, die das individuell geschützte private
Interesse Dritter und die Art seiner zu besorgenden Verletzung
hinreichend deutlich erkennen lassen. Maßgeblich dafür ist,
daß sich aus individualisierenden Merkmalen des
Genehmigungstatbestandes ein zu schützender Personenkreis
entnehmen läßt, der sich von der Allgemeinheit
unterscheidet.

147

Vgl. BVerwG, Urteil vom 15. Juli 1987
- 4 C 56.83 - DVBl. 1987, 1265 und Urteil
vom 7. Mai 1996 - 1 C 10.95 -, BayVBl 1996,
732.

148

Das Erfordernis des Bedürfnisses schließt keine Merkmale
ein, die auf individuelle Interessen eines von der
Allgemeinheit zu unterscheidenden Personenkreises bezogen
sind. Zunächst ist festzustellen, daß das Erfordernis des
Bedürfnisses entsprechend den bereits in bezug auf radioaktive
Abfälle erörterten rechtlichen Zusammenhängen den Grund
bezeichnet, der vorliegen muß, damit die Ausnahme von dem
Grundsatz der staatlichen Verwahrung von Kernbrennstoffen (§ 5
Abs. 1, § 9 a Abs. 2 Satz 1, Abs. 3 AtG) gerechtfertigt ist;
es ist daher eindeutig den Belangen der Allgemeinheit
zuzuordnen. Ein Schutzzweck bezogen auf den durch das nukleare
Gefahrenpotential aufbewahrter Kernbrennstoffe potentiell
betroffenen, abgrenzbaren Personenkreis ist insbesondere durch
§ 6 Abs. 2 Nr. 2 AtG normiert, wonach die nach dem Stand von
Wissenschaft und Technik erforderliche Schadensvorsorge zu
treffen ist. Soweit die Genehmigungsbehörde im Rahmen ihrer
Entscheidung die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik
erforderliche Vorsorge gegen Schäden als getroffen ansehen
darf, hat es auch mit dem Drittschutz sein Bewenden. Mehr als
der in diesem Sinne erforderlichen Vorsorge, die auf einen
praktischen Ausschluß eines sich als Grundrechtsverletzung
darstellenden Schadens hinausläuft, bedarf es zum Schutz
Dritter - unabhängig vom Bedürfnis für die Aufbewahrung -
nicht. Ein weitergehender Drittschutz kann nicht mit der
Erwägung begründet werden, das mit dem Umgang mit
Kernbrennstoffen unausweichlich verbundene, als sozialadäquate
Last zu tragende Restrisiko brauche ein Betroffener nur dann
zu tragen, wenn eine restrisikobehaftete Aufbewahrung
unbedingt erforderlich sei, und eine diesbezügliche
Genehmigung sei mithin grundrechtswidrig, wenn nicht zuvor
alle anderen Möglichkeiten zur Vermeidung der konkret zur
Genehmigung gestellten Aufbewahrung ausgeschöpft seien. Dies
liefe unter dem Aspekt des Bedürfnisses auf ein weiteres, mit
Drittschutz versehenes Strahlenminimierungsgebot hinaus,
obwohl bereits das Strahlenminimierungsgebot des § 28 Abs. 1
Nr. 2 StrlSchV, das auf ein anzustrebendes, jeweils
erreichbares Minimum der Strahlenbelastung bezogen ist, ohne
drittschützenden Charakter ist.

149

Vgl. BVerwG, Urteil vom 22. Dezember
1980 - 7 C 84.78 -, BVerwGE 61, 256, 263,
267 sowie zum Erfordernis einer
energiewirtschaftlichen Notwendigkeit der
Erzeugung von Atomstrom Urteil vom
19. Dezember 1985 - 7 C 65.82 -, BVerwGE
72, 300, 318.

150

Der drittschützende Charakter der Genehmigungsvoraussetzung
des Bedürfnisses läßt sich schließlich mit einem Recht auf
umfassende Abwägung der für und gegen das Vorhaben sprechenden
öffentlichen und privaten Belange in dem Sinne, daß ein
Vorhaben, für das kein Bedürfnis besteht, private Belange
nicht zurückdrängen kann, schon deshalb nicht begründen, weil
nach dem oben Dargelegten die Entscheidung über eine
Aufbewahrungsgenehmigung keine Planungsentscheidung ist, bei
der das Abwägungsgebot zu beachten ist.

151

Ein drittschützender Charakter des Erfordernisses des
Bedürfnisses mag allenfalls unter dem Aspekt in Erwägung zu
ziehen sein, daß als Folge der privatwirtschaftlichen Nutzung
der Kerntechnik und der privaten Folgenbewältigung im Bereich
der Aufbewahrung abgebrannter Brennelemente Betreiber von
Zwischenlagern, die zur wirtschaftlichen Nutzung ihrer mit
beträchtlichem Kapitalaufwand vorgehaltenen Kapazitäten in
scharfen Wettbewerb um die Aufnahme zu lagernder Reststoffe
oder Abfälle treten, bei eindeutigem Fehlen des Bedürfnisses
und entsprechender Schwäche der Nachfrage nach
Zwischenlagerkapazität technische und organisatorische
Sicherheitsvorkehrungen vernachlässigen könnten, um
Betriebskosten zu senken. Unter diesem Aspekt könnte dem
Erfordernis des Bedürfnisses auch die Funktion einer neben die
sonstigen Genehmigungsvoraussetzungen tretenden Vorkehrung
gegen solche wirtschaftliche und in der Folge
sicherheitsrelevante Auswirkungen zukommen, die möglicherweise
der effektiven Kontrolle der staatlichen Aufsicht nicht
unmittelbar zugänglich sind. Eine solche Konstellation ist
hier jedoch auszuschließen. Dafür, daß die Betreiber der
Zwischenlager in Ahaus und Gorleben in Konkurrenz um eine
nachhaltig nachlassende Nachfrage nach Zwischenlagerkapazität
treten, fehlt jeglicher Ansatz; ein solcher ist schon
angesichts der beide Zwischenlager einschließenden
Entsorgungsplanung, der wirtschaftlichen Trägerschaft der
Betreiber und ihrer Kooperation in der aufeinander
abgestimmten Planung der Kapazitäten und der
Auslegungsmerkmale auszuschließen.

152

7.

153

Die streitige Genehmigung verstößt nicht gegen § 6 Abs. 2
Nr. 1 AtG, von dessen drittschützendem Charakter der Senat
ausgeht.

154

Vgl. BVerwG, Beschluß vom 17. April
1990 - 7 B 111.89 -, NVwZ 1990, 858,
859 zu § 7 Abs. 2 Nr. 1 und 2 AtG.

155

Es sind keine Tatsachen ersichtlich, aus denen sich
Bedenken gegen die Zuverlässigkeit der Beigeladenen, der für
die Leitung und Beaufsichtigung der Aufbewahrung
verantwortlichen Personen und deren erforderliche Fachkunde
ergeben. Substantiierte Zuverlässigkeitsbedenken sind von den
Klägern nicht geltend gemacht. Die für die Leitung und
Beaufsichtigung der Aufbewahrung verantwortlichen Personen
sind unter V. der Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987
und unter IV.3.1 des 1. Nachtrags bestimmt. Die Organisation
des BZA und die Aufgaben- und Verantwortungsbereiche sind im
Betriebshandbuch festgelegt. Die Genehmigungsbehörde hat nach
vorgelegten Unterlagen die für die Tätigkeiten erforderliche
Fachkunde der verantwortlichen Personen nach ihrer fachlichen
Ausbildung und praktischen Erfahrung, ihren Fachkenntnissen
und Fähigkeiten mit positivem Ergebnis geprüft; Ansatzpunkte
zu Beanstandungen sind nicht zu sehen. Ferner ist in
Nebenbestimmung 19 bestimmt, daß das Betriebspersonal dem
jeweiligen Tätigkeitsbereich entsprechend ausgebildet sein muß
und daß zur Erhaltung des Ausbildungsstandes regelmäßig
Schulungen durchzuführen und Teilnahmebescheinigungen der
Aufsichtsbehörde jährlich vorzulegen sind. Der
Ausbildungsstand ist von Sachverständigen positiv beurteilt
worden.

156

8.

157

Die drittschützende Genehmigungsvoraussetzung, daß die nach
dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderliche Vorsorge
gegen Schäden durch die Aufbewahrung der Kernbrennstoffe
getroffen ist (§ 6 Abs. 2 Nr. 2 AtG), ist erfüllt.

158

8.1 Mit dieser Genehmigungsvoraussetzung ist die
Genehmigungsbehörde auf die bestmögliche Gefahrenabwehr und
Risikovorsorge festgelegt, durch die künftige
Schadensereignisse nach dem Stand von Wissenschaft und Technik
praktisch ausgeschlossen werden. Dabei sind die Schutzmaßstäbe
entsprechend den zu § 7 Abs. 2 Nr. 3 AtG entwickelten
Grundsätzen dem Gefahrenpotential zu entnehmen, das bei der
Aufbewahrung von Kernbrennstoffen in Behältern der hier in
Rede stehenden Art in Rechnung zu stellen ist. Unsicherheiten
bei der Risikoermittlung und Risikobewertung - also in
Betracht zu ziehende Schadensmöglichkeiten, die sich nur
deshalb nicht ausschließen lassen, weil nach dem derzeitigen
Wissensstand bestimmte Ursachenzusammenhänge weder bejaht noch
verneint werden können - ist nach Maßgabe des sich aus dem
Stand von Wissenschaft und Technik ergebenden
Besorgnispotentials durch hinreichend konservative Annahmen
Rechnung zu tragen; hierbei hat die Genehmigungsbehörde alle
vertretbaren wissenschaftlichen Erkenntnisse - nicht nur die
einer "herrschenden Meinung" - und Schutzmaßnahmen auch anhand
bloß theoretischer Überlegungen und Berechnungen in Erwägung
zu ziehen. Dabei braucht sie Regelwerke und in der Fachwelt
abgesicherte Erkenntnisse von die Bundesregierung beratenden
Gremien nicht ohne jeden Anhalt für abweichende Auffassungen
in Frage zu stellen; bei Zweifeln ist diesen nachzugehen.
Sicherheitstechnische Standards und grundlegende Aussagen zur
Sicherheit können nur mit fachlichen, auf neuere Erkenntnisse
und Möglichkeiten in Wissenschaft und Technik bezogenen
Einwänden in Zweifel gezogen werden.

159

Vgl. hierzu BVerwG, Urteil vom 19. Dezember
1985 - 7 C 65.82 -, BVerwGE 72, 300,
314 ff.; Beschluß vom 23. November 1988
- 7 B 145 und 146.88 -, NVwZ 1989, 670;
Beschluß vom 13. Juli 1989 - 7 B 188.88 -,
NVwZ 1989, 1169 und Beschluß vom 12. Juli
1993 - 7 B 114.92 -, DVBl. 1993, 1149.

160

Die Prüfung, ob die erforderliche Schadensvorsorge
getroffen ist, ist Aufgabe der Genehmigungsbehörde, die damit
auch die Verantwortung für die Risikoermittlung und -bewertung
trägt. Wegen der hohen Bedeutung des zu gewährleistenden
Grundrechtsschutzes und der besonders strengen Schutzmaßstäbe,
deren sichere Einhaltung der Eigenart des Sachbereichs
entsprechend von der Prüfung und Begutachtung komplexer
naturwissenschaftlicher und technischer Zusammenhänge und
Fragestellungen abhängt und auf umfassender, bis in technische
Einzelheiten gehender, nur mit fachwissenschaftlichem
Sachverstand zu leistender und zu beurteilender
Problembewältigung aufbaut, ist die Entscheidung über die
Genehmigungsvoraussetzung der atomrechtlichen Fachbehörde
überantwortet, hier zunächst der PTB (vgl. § 23 Abs. 1 Nr. 4
AtG in der Fassung vom 15. Juli 1985) bzw. dem BfS (vgl. § 23
Abs. 1 Nr. 4 AtG in der Fassung des Gesetzes vom 9. Oktober
1989) als technischen Oberbehörden des Bundes. Deren fachliche
und wissenschaftliche Sachkompetenz wird vom Gesetz
vorausgesetzt, für das BfS durch Art. 1 § 2 Abs. 2 und 3 des
Gesetzes vom 9. Oktober 1989 besonders hervorgehoben und
zusätzlich durch die auch hier erfolgte Zuziehung von
Sachverständigen durch die Genehmigungsbehörde nach § 20 AtG
verstärkt. Dieser gesetzlichen Funktionszuordnung, der die
geringe Regelungsdichte des Entscheidungsprogramms in der
Gestalt der Genehmigungsvoraussetzung entspricht, ist gemäß
dem Grundsatz der Gewaltenteilung bei der nachträglichen
verwaltungsgerichtlichen Kontrolle der Rechtmäßigkeit der
Genehmigung Rechnung zu tragen. Dieser Kontrolle sind
unabhängig von der Frage eines Beurteilungsspielraums der
Exekutive Funktionsgrenzen gesetzt; diese sind auch gleichsam
aus der Natur der Sache heraus und durch die Sachkompetenz der
Exekutive einerseits und die Möglichkeiten der
verwaltungsgerichtlichen Kontrolle andererseits vorgegeben.
Das Gericht hat im Rahmen seiner Rechtskontrolle zu prüfen, ob
die der Sicherheitsbeurteilung der Genehmigungsbehörde
zugrunde liegenden Annahmen und Bewertungen auf einer
ausreichenden Datenbasis beruhen und den dem Stand von
Wissenschaft und Technik entsprechenden
Sicherheitsanforderungen genügen. Es hat ferner sich über die
Gewährleistung der erforderlichen Vorsorge so zu vergewissern,
daß es die Unrichtigkeit der Genehmigungsentscheidung
ausschließen kann.

161

Vgl. zur gerichtlichen Kontrolle
BVerwG, Urteil vom 19. Dezember 1985,
a.a.O.; BVerfG, Beschluß vom
16. Dezember 1992 - 1 BvR 167/87 -,
BVerfGE 88, 40, 61 unter Bezugnahme auf
den Beschluß vom 8. August 1978
- 2 BvL 8/77 -, BVerfGE 49, 89,
124 ff.

162

8.2 Gemessen an diesen Grundsätzen sind die
Risikoermittlung und Risikobewertung der Beklagten in bezug
auf die Zwischenlagerung von abgebrannten LWR-Brennelementen
und von Brennelementen und sonstigem Material aus dem THTR
- auch in bezug auf die Mischnutzung der Halle - für den
genehmigten Zeitraum nicht zu beanstanden. Die Beklagte ist
dabei zu dem Ergebnis gelangt, daß die Exposition durch
Strahlung am ungünstigsten Aufpunkt im außerbetrieblichen
Überwachungsbereich und erst recht am gewöhnlichen
Aufenthaltsort der Kläger weit unter dem Grenzwert des § 44
Abs. 1 StrlSchV liegt, der sichere Einschluß der radioaktiven
Stoffe im bestimmungsgemäßen Betrieb und bei Störfällen
gewährleistet ist, daß die für den bestimmungsgemäßen Betrieb
aus den rechnerischen Aktivitätsleckraten der Behälter
ermittelte Strahlenexposition um mehrere Größenordnungen die
Grenzwerte des § 45 StrlSchV unterschreitet und daß bei den
unterstellten Störfällen, bei denen mindestens eine der beiden
Dichtbarrieren der Behälter erhalten bleibt, die
radiologischen Auswirkungen im Sinne von § 28 Abs. 3 StrlSchV
vernachlässigbar gering bleiben. Die Bewertung, daß danach die
nach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderliche
Vorsorge gegen Schäden getroffen ist, ist mit Erkenntnissen,
Annahmen und Abschätzungen, die auf einer ausreichenden
Datenbasis beruhen und auf technisch-naturwissenschaftlichem
Sachverstand zuverlässig gestützt sind, nachvollziehbar
begründet.

163

8.3 Die Beklagte hat sich außer auf eigene Prüfungen
maßgeblich auf die Gutachten der BAM und des TÜV vom
November 1982 und September 1986 (Beiakte 15) sowie vom
September 1988 (Beiakte 80), ferner auf deren zahlreiche
weitere gutachtliche Stellungnahmen zu Einzelaspekten gestützt
und sich die Feststellungen und Ergebnisse der Begutachtungen
einschließlich ihrer Ansätze, Ableitungen und
Begründungszusammenhänge zu eigen gemacht. Folglich ist die
gerichtliche Kontrolle der Genehmigungsentscheidung auf diese
im Verwaltungsverfahren erstellten Sachverständigengutachten
zu erstrecken.

164

Die Sachverständigengutachten leiden nicht an Mängeln, die
ihrer Verwertung entgegenstehen. Ihre Verwertbarkeit beurteilt
sich nach allgemeinen beweisrechtlichen Grundsätzen, wie sie
auch für die Verwertung von in Verwaltungs- oder in
Gerichtsverfahren eingeholten Sachverständigengutachten oder
für das Erfordernis der Einholung von Obergutachten
herausgebildet worden sind. Danach ist eine Verwertung
unzulässig, wenn das Gutachten unvollständig, widersprüchlich
oder aus anderen Gründen nicht überzeugend ist, wenn das
Gutachten von unzutreffenden tatsächlichen Voraussetzungen
ausgeht, wenn der Sachverständige erkennbar nicht über die
notwendige Sachkunde verfügt oder Zweifel an seiner
Unparteilichkeit bestehen, wenn sich durch neuen
entscheidungserheblichen Sachvortrag der Beteiligten oder
durch eigene Ermittlungen des Gerichts die Bedeutung der vom
Sachverständigen zu klärenden Fragen verändert, wenn ein
anderer Sachverständiger über neue oder überlegene
Forschungsmittel oder über größere Erfahrungen verfügt oder
wenn das Beweisergebnis durch substantiierten Vortrag eines
der Beteiligten oder durch eigene Überlegungen des Gerichts
ernsthaft erschüttert wird.

165

Vgl. BVerwG, Beschluß vom 26. Juni 1992
- 4 B 1-11.92 -, NVwZ 1993, 572,
578.

166

Solche Mängel der Begutachtungen sind nicht festzustellen. Die
im einzelnen zu betrachtenden Gutachten der Sachverständigen,
deren Sachkunde und Objektivität nicht in Frage gestellt ist,
sind im Hinblick auf ihre methodischen Grundlagen, Ansätze und
Einzelfeststellungen, Ableitungen und Schlußfolgerungen
nachvollziehbar; in ihnen sind insgesamt und umfassend die
Sicherheit der Behälter und die Unbedenklichkeit der
radiologischen Auswirkungen der Zwischenlagerung lückenlos und
stringent begründet. Angriffe auf die Feststellungen und
Bewertungen der Sachverständigen im Sinne bloßen
Gegenvorbringens stellen die Verwertbarkeit nicht bereits in
Frage; vielmehr ist dies erst dann der Fall, wenn sich aus dem
substantiierten Vorbringen eines Verfahrensbeteiligten im
gerichtlichen Verfahren herleiten läßt, daß die Annahmen und
Bewertungen der Genehmigungsbehörde und die zugrunde liegenden
Aussagen der Sachverständigen im Hinblick auf dem Stand von
Wissenschaft und Technik als widerlegbar erscheinen.

167

Vgl. BVerwG, Urteil vom 22. Oktober
1987 - 7 C 4.85 -, BVerwGE 78, 177,
182.

168

Letzteres ist nicht der Fall.

169

8.3.1 Die Sachkunde der Sachverständigen, namentlich der
BAM, deren Begutachtungen zur Behältersicherheit in besonderem
Maße Gegenstand der klägerseits schriftsätzlich und in den
mündlichen Verhandlungen vom 11. März sowie vom
29./30. Oktober 1996 vorgebrachten Kritik gewesen sind, ist zu
bejahen. Die BAM verfügt, wie in den Gutachten und im
gerichtlichen Verfahren zur Überzeugung des Gerichts
erläutert, als das staatliche wissenschaftlich-technische
Institut für Materialforschung und -prüfung und als alleinige
Prüfstelle für Behälter der hier interessierenden Art aufgrund
personeller und technisch-organisatorischer Ausstattung,
zahlreicher Behälterprüfungen, internationalen
Erfahrungsaustauschs, der Teilnahme am wissenschaftlichen
Diskurs sowie von Forschungs- und Entwicklungsvorhaben zur
Fortentwicklung der Prüf- und Beurteilungsmethoden über
herausgehobene Fähigkeiten, Kenntnisse und Erfahrungen auf dem
Gebiet der Behältertechnik und -sicherheit in Orientierung am
Stand von Wissenschaft und Technik und gestaltet diesen
mit.

170

Zweifel an der Qualifikation der Sachverständigen sind
nicht aufgrund von Vorkommnissen begründet, die nach den
grundlegenden Begutachtungen aufgetreten sind. Die im Sommer
1994 bei der Beladung eines Behälters der Bauart CASTOR IIa im
Kernkraftwerk Philippsburg aufgetretenen Probleme wie
Verkanten des Primärdeckels beim Aufsetzen mit der Folge der
Beschädigung der Elastomerdichtung und Reib- und Freßspuren an
Primärdeckel und Behälterfläche bzw. Führungsbolzen sowie bei
der Vakuumtrocknung und Feuchtemessung geben insoweit nichts
her. Sie stellen die den Begutachtungen zugrunde liegende
Annahme, daß die Beladung eines Behälters im Abklingbecken
eines Kernkraftwerks den sicherheitstechnischen Anforderungen
genügend und den festgelegten Handhabungen und Prüfungen
entsprechend praktisch möglich ist, und die Gründlichkeit der
gutachterlichen Tätigkeit im Hinblick auf Probleme bei der
künftigen Praxis der Beladung und der Handhabungs- und
Prüfungsschritte nicht in Frage. Bei der Begutachtung konnte
noch nicht auf Betriebserfahrungen zurückgegriffen werden;
gerade deshalb und weil Schwierigkeiten bzw. erforderliche
Verbesserungen bei neuartigen komplexen Handhabungsvorgängen
nicht ausgeschlossen werden können, wurde der Weg gewählt, die
Beladungen der ersten drei Behälter einer Bauart im Beisein
von Sachverständigen durchzuführen. Trotz der aufgetretenen
Schwierigkeiten ist die Grundannahme, daß bei der Beladung die
Anforderungen nachprüfbar und zuverlässig eingehalten werden
können, bestätigt worden (vgl. gutachtliche Stellungnahme des
TÜV vom 9. September 1994, Anlage zum Schriftsatz der
Beklagten vom 14. Dezember 1994). Es sind auch keine die
Einhaltung der vorgeschriebenen Handhabungs- und Prüfschritte
erschwerende Belastungen und gesundheitliche
Beeinträchtigungen des Betriebspersonals unter den
Arbeitsbedingungen bei der Beladung aufgetreten (vgl.
Stellungnahmen des TÜV vom 15. April 1996, Anlage 2 zum
Schriftsatz der Beklagten vom 3. Mai 1996, und der
Kernkraftwerk Philippsburg GmbH vom 27. März 1996, Anlage 6
zum Schriftsatz der Beigeladenen vom 23. April 1996); für die
gegenteiligen Behauptungen des Sachbeistands der Kläger hat
sich nichts ergeben. Zweifel an der Qualifikation der BAM
ergeben sich auch nicht im Hinblick auf Fehlmeldungen des
Lagerbehälter-Überwachungssystems, die im Winter 1992/93 durch
Nässezutritt durch den geteilten, nicht besonders
abgedichteten Kabeldurchführungsflansch unter die Schutzplatte
zu den Druckschaltern einiger Behälter der Bauart
CASTOR THTR/AVR eingetreten sind. Unbeschadet der
Sicherheitsrelevanz der Vorkommnisse ergibt die Tatsache, daß
in der erstmaligen Praxis Umstände in bezug auf ein Detail
eintreten, die in den - noch nicht Betriebserfahrungen
einbeziehenden - Grundannahmen so nicht bedacht worden sind,
nichts Gewichtiges gegen die Sachkunde und Gründlichkeit der
Sachverständigen bei der Begutachtung; dies gilt insbesondere,
wenn nicht aktive Sicherheitskomponenten, sondern - wie hier -
überbrückbare Funktionseinheiten der passiven Überwachung
eines Systems betroffen sind. Auch aus den nachträglich 1991
bei zur Qualifikation des eingesetzten Schweißfachpersonals
durchgeführten Probeschweißungen aufgetretenen erheblichen
Rissen in der Fügedeckelschweißnaht lassen sich keine
Anhaltspunkte für eine auf Oberflächlichkeit in der Analyse
und Bewertung beruhende Fehleinschätzung in den Gutachten der
BAM vom November 1982, September 1986 und September 1988
herleiten, in denen die grundsätzliche Eignung der seinerzeit
geprüften Schweißverfahren bejaht worden ist. Diese Annahme
beruht auf der Auswertung einer Schweißverfahrungsprüfung von
1984 (U 129 in Beiakte 11) und des seinerzeitigen Standes der
Schweißtechnik und bezieht sich auf die grundsätzliche
Validität des Schweißverfahrens bei sicherer Beherrschung der
Schweißtechnik und der Beachtung aller relevanten Parameter;
zur Bewährung in der Praxis war von vornherein die Auflage
vorgeschlagen worden, daß vor Beginn der Einlagerung
Verfahrensprüfungen für die Schweißnaht in Abstimmung mit der
BAM durchzuführen und zum Nachweis der Qualifikation des
Schweißfachpersonals Probeschweißungen durchzuführen sind.
Angesichts dessen geben die bei der Arbeitsprobenschweißung
- zumal bei leicht veränderter Nahtgeometrie gegenüber der
Schweißverfahrensprüfung von 1984 - und sodann bei einer
weiteren Schweißung - bei einer gegenüber den Sollmaßen
veränderten Schweißnahtgeometrie mit größeren Spaltbreiten im
Bereich der Schweißnahtwurzel - aufgetretenen Schweißmängel
(vgl. Stellungnahme der BAM vom 2. März 1992, U 2.49 in
Beiakte 81) nichts her für Zweifel an der Sachkunde der
Gutachter in bezug auf ihre gutachtlichen Aussagen.

171

Das Vorbringen des Sachbeistands der Kläger in der
mündlichen Verhandlung am 29./30. Oktober 1996, nach dem der
BAM in bezug auf deren Gegenkritik in der Stellungnahme vom
23. Oktober 1996 (Anlage zum Schriftsatz der Beklagten vom
25. Oktober 1996) Unseriösität vorzuhalten sei, da bei einem
im Kernkraftwerk X. beladenen Behälter in der Tat
Reibmarken und Riefen auf den vernickelten Dichtflächen
festgestellt worden seien und trotzdem die Dichtheit
bescheinigt worden sei, hat sich nach der Darlegung von
Prof. Dr. E. von der BAM als untauglich erwiesen. Danach
sind an dem angesprochenen Behälter bei der Entladung nach
einem Versuchsprogramm zur Messung der Brennstabtemperatur
durch das Entfernen der Meßlanze, nicht aber als Folge
längerer Lagerung Riefen auf den Dichtflächen aufgetreten, die
dann bei einer späteren Beladung desselben Behälters
festgestellt und behoben worden sind.

172

8.3.2 Zweifel an der Unparteilichkeit und Objektivität der
Sachverständigen bestehen nicht. Es steht zur Überzeugung des
Senats fest, daß insbesondere die BAM bei der Prüfung und
Begutachtung der Behälterintegrität und -dichtheit, namentlich
der Sicherstellung der Ertragbarkeit von spezifizierten
Belastungen keinen Weisungen oder sonstigen mit ihrer
Objektivität unvereinbaren Beeinflussungen unterlegen hat.
Soweit vom Sachbeistand der Kläger, Prof. Dr. T. , durch
Andeutungen und von ihm vorgelegte Unterlagen die Annahme
vermittelt oder der Eindruck hervorgerufen werden sollte, die
BAM habe im Zusammenhang mit der Prüfung der
Werkstoffkennwerte der der Baumusterprüfung unterzogenen
ersten Behälter über die PTB einer Weisung des Bundesministers
des Inneren unterlegen, ergibt sich dafür nichts Greifbares,
dem weiter nachzugehen wäre. Die im Rahmen eines
wissenschaftlichen Meinungsstreits mit der BAM über den
Nachweis der Duktilität des Werkstoffs der seinerzeit
gefertigten zehn Behälter (vgl. S. 7 der Stellungnahme von
Prof. Dr. T. vom 11. März 1996 nebst Anlagen) von einem
Vertreter des Bundesministers für den Fall, daß es nicht zur
Einigung und zum Abschluß der Gutachten komme, angeführte
Alternative des weiteren Vorgehens, nämlich im
Bundesministerium des Inneren zu klären, ob die Weisung
gegeben werde, die ersten zehn Behälter mangels ausreichender
Duktilität des Werkstoffs zu verwerfen, anderweitig
einzusetzen oder einem späteren Zulassungsverfahren zu
unterziehen, läßt schon im Ansatz nicht auf eine sachfremde
Einwirkung auf die hier maßgebliche Begutachtung schließen.
Eine Weisung ist nicht konkret in Aussicht gestellt worden. Ob
überhaupt eine Weisung als Variante weiteren Vorgehens
ernsthaft in Betracht gezogen wurde, ist völlig
offengeblieben. Zudem war die in der Besprechung erwogene
Alternative nicht auf Vorgehensweise und Inhalt der
Begutachtung, wie sie der streitigen Genehmigung
zugrundeliegt, daß nämlich die Serienbehälter im Vergleich mit
den ersten Behältern gesichert höhere Duktilitätswerte haben
und ausreichend bruchsicher sind, bezogen, sondern auf die
weitere Verwendung der damals in Rede stehenden Behälter. Vor
diesem Hintergrund ist die von Prof. Dr. E. in der
mündlichen Verhandlung bekräftigte Aussage der BAM, daß zu
keiner Zeit ihre unabhängige fachliche Meinung durch eine
Weisung oder ähnliches beeinflußt worden sei (vgl.
Stellungnahme vom 16. April 1996 S. 9 f., Anlage 1 zum
Schriftsatz der Beklagten vom 3. Mai 1996), unmittelbar
einleuchtend und überzeugend. Weiterhin ist die Annahme, daß
die BAM im vorstehend erörterten Zusammenhang sich von
fachfremden Erwägungen habe leiten lassen, etwa wegen im
Besprechungsprotokoll vom 22. März 1982 angesprochenen
politischen Drucks auf die Exekutive zur Vermeidung von
Verzögerungen auf die Anwendung der Bruchmechanik verzichtet
haben könnte, unbegründet. Sie wird bereits durch die Aussage
der BAM im Gutachten vom November 1982 und sodann durch die
nachvollziehbaren Erläuterungen in der Stellungnahme vom
16. April 1996 widerlegt, daß für die Gewährleistung der
erforderlichen Werkstoffduktilität nach den Ergebnissen einer
Vielzahl von Werkstoffuntersuchungen wie Zugprüfungen an aus
Hohlbohrkernen aus der Mitte der Behälterwand entnommenen
Werkstoffproben auf das Streckgrenzenverhältnis der
Festigkeitskennwerte als Hilfsgröße zurückgegriffen werden
kann. Diesem Befund hat in der Sache auch der Sachbeistand der
Kläger nichts entgegengesetzt. Die Einhaltung der maßgeblichen
Werkstoffkennwerte auch für die Bruchzähigkeit bei der
Fertigung jedes einzelnen Serienbehälters ist durch der
streitigen Aufbewahrungsgenehmigung zugrunde liegende
Qualitätssicherungsmaßnahmen gewährleistet. Daher kann nach
der überzeugenden Bewertung der BAM ausreichende
Bruchsicherheit auch bei bruchmechanischer Betrachtung als
gewährleistet angesehen werden, so daß die seinerzeitige
Kontroverse - auch nach der positiven sicherheitstechnischen
Beurteilung durch die Reaktorsicherheitskommission - mit der
BAM als bereits Ende 1982 erledigt betrachtet werden kann.

173

Schließlich ist auch die Behandlung der Frage des
Zusammentreffens einer Störfallbeanspruchung mit einem
unentdeckt gebliebenen Fehler kritischer Größe im Rahmen der
Werkstoffbegutachtung nicht geeignet, Zweifel an der
Weisungsfreiheit und Objektivität der Begutachtung durch die
BAM zu begründen. Die im Vermerk vom 22. Oktober 1980 (von
Prof. Dr. T. in der Stellungnahme vom 24. September 1996
in Bezug genommene) festgehaltene Aussage der BAM zum
beabsichtigten Vorschlag einer Formulierung in der zu
erstellenden Ergebnisniederschrift ist nach dem textlichen
Zusammenhang auf die seinerzeit noch nicht vorliegende
Ergebnisniederschrift über die Besprechung vom 11. September
1980, nicht aber auf das Gutachten der BAM vom November 1982
oder auf dieses vorbereitende Berichte bezogen, so daß die
Annahme des Sachbeistands der Kläger, ein
Formulierungsvorschlag der BAM sei mit der PTB und
möglicherweise mit der Beigeladenen abgestimmt worden und habe
in dieser abgestimmten Form seinen Niederschlag im Gutachten
gefunden, reine Spekulation bleibt. Sofern die BAM, etwa zur
Vermeidung eines umfangreichen Untersuchungsprogramms, 1980 im
fortschreitenden Prozeß der Untersuchungen und Auswertungen
erwogen haben sollte, die Nichtbetrachtung der Koinzidenz
einer Störfallbeanspruchung mit einem unentdeckt gebliebenen
riß- oder kerbförmigen Fehler kritischer Größe entgegen der
Praxis der Sicherheitsbegutachtung in der Kerntechnik rein
probabilistisch zu begründen, hat dies im für die streitige
Genehmigung maßgeblichen Gutachten vom November 1982 keinen
Niederschlag gefunden. Wenn dort (S. 93) die Nichtbetrachtung
der Ereigniskombination auf den Beschluß der
Reaktoricherheitskommission vom 18. März 1981 gestützt wird,
kann darin eine über eine Beratung durch ein weiteres
Fachgremium hinausgehende unzulässige Beeinflussung der BAM im
Sinne der Festlegung auf ein nur probabilistisches Vorgehen
nicht erblickt werden. Die BAM hat ihrer sachverständigen
Aussage zunächst die Bewertung vorangestellt, durch
zerstörungsfreie Prüfungen (Ultraschall- und
Oberflächenrißprüfung) an jedem gefertigten Behälter werde die
notwendige Überprüfung auf Freiheit von größeren
makroskopischen Fehlern vorgenommen, und die Zusammenhänge in
der Stellungnahme vom 23. Oktober 1996 dahin erläutert, nach
Beratung in der Reaktorsicherheitskommission sei eine Klärung
herbeigeführt worden und ihre Vorgehensweise sei immer auf
deterministische Betrachtungen, nämlich konkrete Versuche und
Rechnungen zur Abdeckung der Lastannahmen, gestützt und nicht
probabilistisch gewesen. Dies ist nachvollziehbar; wie dem
Gutachten der BAM in Auswertung der Belastungsprüfungen
einschließlich der Beschußversuche zugrundeliegt und in den
gutachtlichen Stellungnahmen vom 9. November 1992 (Anlage zum
Schriftsatz der Beklagten vom 29. April 1993), vom 16. April
und 23. Oktober 1996 auch unter Rückgriff auf weitere Versuche
mit extremen Beanspruchungen einschließlich künstlicher Fehler
eingehend erläutert worden ist, besitzen die CASTOR-Behälter
bei Einhaltung der - unzulässige Fehler sicher
ausscheidenden - Qualitätssicherungsmaßnahmen und -kontrollen
große Sicherheitsreserven und eine hohe Zuverlässigkeit bei
schweren mechanischen Beanspruchungen, und konnte deshalb die
Relevanz des angesprochenen Zusammentreffens ausgeschieden
werden.

174

Dafür, daß in anderen für die Begutachtung erheblichen
Zusammenhängen die Sachverständigen sachfremden
Beeinflussungen unterlegen haben könnten, ist nichts
ersichtlich.

175

8.3.3 Die Begutachtung der für die erforderliche
Schadensvorsorge relevanten Aspekte durch die zugezogenen
Sachverständigen ist durch das Vorbringen der Kläger und auch
sonst nicht in einer Weise erschüttert worden, daß die
Aussagen im Hinblick auf den Stand von Wissenschaft und
Technik als widerlegbar erscheinen; erst recht sind keine den
Gutachten überlegenen Erkenntnisse aufgezeigt worden. Dies
gilt namentlich für die Begutachtung durch die BAM, die die
Eignung der CASTOR-Behälter für die genehmigte
Zwischenlagerung, ihre sicherheitstechnische Unbedenklichkeit
im Hinblick auf die Behälterintegrität und -dichtheit im
Normalbetrieb und bei Belastungen in den angesprochenen
Gutachten und in ergänzenden gutachtlichen Stellungnahmen zu
- insbesondere von den Änderungsgenehmigungen aufgeworfenen -
Einzelaspekten positiv beurteilt hat. Probleme wie die
Beachtung der Vorgaben der IAEA, der Ähnlichkeitsgesetze und
der Grundsätze zu Übertragbarkeitsbetrachtungen, auf die sich
die von Prof. Dr. T. mit seinen Ausführungen vom
11. März und September 1996 sowie in der mündlichen
Verhandlung geübte Kritik schwerpunktmäßig bezieht, sind nicht
erst von ihm aufgedeckt, vielmehr schon im Rahmen der
Bauartprüfung und der Begutachtung abgearbeitet und bewältigt
und in den Gutachten und gutachtlichen Stellungnahmen der BAM
in den maßgeblichen Zusammenhängen behandelt worden, so daß
die Kritik nichts wirklich Neues bietet, sondern eher die
Aufdeckung von Mängeln und Fehlern zu suggerieren sucht.
Gleichwohl sind mit ihren ins einzelne gehenden Darlegungen
gewichtige Aspekte angesprochen und ist Erläuterungsbedarf
aufgezeigt worden, der aber von seiten der Beklagten, ihrer
Sachverständigen und der Beigeladenen so befriedigt worden
ist, daß das Gericht die Überzeugung von der Verwertbarkeit
und Tragfähigkeit der gutachtlichen Aussagen gestützt auf das,
was Gegenstand der mündlichen Verhandlung gewesen ist,
gewinnen konnte, ohne daß weiterer Aufklärungsbedarf
verblieben ist.

176

Die Begutachtung der Behältersicherheit durch die BAM
verstößt in ihren methodischen Ansätzen und deren Ausführung
bei der Ermittlung und Bewertung der tatsächlichen Grundlagen
der Sachverständigenbeurteilung nicht gegen anerkannte, dem
fortgeschrittenen Entwicklungsstand entsprechende Grundsätze
der Ingenieurspraxis und den Stand der Wissenschaft bei der
Sicherheitsüberprüfung von Transport- und Lagerbehältern für
radioaktive Stoffe. Daß die BAM in den im
Genehmigungsverfahren nach § 6 AtG für die langfristige
Zwischenlagerung erstellten Gutachten wegen der Auswirkungen
mechanischer und thermischer Beanspruchungen auf die
Erkenntnisse und Ergebnisse der ihr obliegenden Bauartprüfung,
die im Rahmen des selbständigen gefahrgutrechtlichen
Verfahrens der Versandstückmusterzulassung durchgeführt worden
ist, zurückgegriffen und diese verwertet hat (vgl. Gutachten
vom November 1982 S. 6 f.), ist nicht zu beanstanden. Denn die
Ansätze und Ergebnisse der Bauartprüfung treffen insoweit
denselben Prüfungsgegenstand wie die Prüfung der
Behältersicherheit unter den Bedingungen der Zwischenlagerung
und reichen in diese hinein, decken also die Beanspruchungen
bei der Zwischenlagerung ab. Die Prüfung und Begutachtung ist
durch denselben Sachverständigen durchgeführt worden. Einer
Wiederholung der bereits durchgeführten Versuche und
Untersuchungen bedurfte es nicht. Prüfungsmaßstab waren die
verkehrsrechtlichen Sicherheitsanforderungen und damit auch
die "Regulations for the Safe Transport of Radioactive
Material" der IAEA (Safety Series No. 6), auf die im Gutachten
vom November 1982 unter L 14 verwiesen wird und die durch das
"Advisory Material" (Safety Series No. 37) der IAEA erläutert
werden. Diese geben, wie die Vertreter des BfS und der BAM in
der mündlichen Verhandlung vor dem Senat ausgeführt haben und
wie der Kritik des Sachbeistands der Kläger zugrunde liegt,
die allgemeinen ingenieurmäßigen Grundsätze und den Stand von
Wissenschaft und Technik für die Begutachtung von
Transportbehältern für radioaktive Stoffe nach
verkehrsrechtlichen Vorschriften vor. Es steht in Würdigung
der von der BAM in den gutachtlichen Stellungnahmen vom
16. April und 23. Oktober 1996 und in der mündlichen
Verhandlung gegebenen Erläuterungen zur Überzeugung des Senats
fest, daß die Begutachtung der Behältersicherheit nicht gegen
diese Vorgaben verstößt; die vom Sachbeistand der Kläger
hierzu ausführlich vorgebrachte Kritik hat die methodischen
Grundlagen der Begutachtung und ihre Anwendung nicht zu
erschüttern vermocht.

177

Zunächst verlangen die Vorgaben der IAEA für den Nachweis
der Einhaltung der Sicherheitsanforderungen bei bestimmten
Beanspruchungen der Behälter nicht aus sich heraus stets, d.h.
auch nach konstruktiven Änderungen oder bei Besonderheiten und
insbesondere im Hinblick auf weitere Typen der
"Behälterfamilie" CASTOR, mechanische und thermische
Belastungsversuche mit Originalbehältern oder Prototypen im
Maßstab 1:1.

178

Nach Ziffer 601 der vorgenannten "Regulations" kann der
Nachweis durch eines oder mehrere der Verfahren geführt
werden, nämlich die Prüfung an Prototypen oder Serienmustern
der Verpackung, die Bezugnahme auf frühere zufriedenstellende
und annähernd ähnliche Nachweise, die Prüfungen an Modellen
eines geeigneten Maßstabs oder die Berechnung oder begründete
Betrachtung, sofern die Berechnungsverfahren und Parameter als
belastbar oder konservativ anerkannt sind. Diese Verfahren
sind nach dem Text und den ohne weiteres einleuchtenden
Erläuterungen der BAM grundsätzlich gleichwertig; nur eines
der Verfahren, insbesondere das erstgenannte, als dem Stand
der Ingenieurspraxis und der Wissenschaft genügend zu
betrachten, geht danach nicht an. Entgegen der Ansicht des
Sachbeistands der Kläger läßt sich eine Beschränkung der
Nachweisverfahren auf Prüfungen an Originalbehältern in dem
Sinne, daß die übrigen Verfahren und insbesondere Prüfungen an
Modellen nur zusätzlich zulässig seien, nicht aus den
Erläuterungen unter A-601.3 des "Advisory Material" herleiten.
Daß die dort verwendete Formulierung "in addition to" gerade
nicht mit "zusätzlich", sondern mit "neben" oder "außer" zu
übersetzen ist, erschließt sich - außer aus der von der BAM,
deren Mitarbeiter an der Ausarbeitung der IAEA-Dokumente
maßgeblich beteiligt waren, mit dem nachvollziehbaren Anspruch
der Autentizität gegebenen Interpretation, und außer aus dem
Hinweis, daß selbst in der jüngeren Vergangenheit in anderen
Ländern vergleichbare Behälter nach Prüfungen nur an Modellen
zugelassen worden sind - unmittelbar aus dem Wortlaut der
"Regulations" ("by any of the methods or by a combination
there of"). Dem entspricht, daß nach den Ausführungen der BAM
die Führung eines Sicherheitsnachweises ausschließlich durch
Versuche an Originalbehältern oder Modellen an der technischen
Wirklichkeit vorbeigeht und gerade die Kombination der
Nachweismethoden, insbesondere der Berechnungsmethode mit
experimentellen Befunden Stand von Wissenschaft und Technik
ist.

179

Im Einklang mit diesen Vorgaben der IAEA hat die BAM die
Behälter auf schwere mechanische und thermische
Beanspruchungen hin geprüft und dies im Gutachten vom November
1982 (S. 43 ff.) zusammenfassend dargestellt. Sie hat
aufgezeigt, daß der Sicherheitsnachweis, da die Auswirkungen
der Beanspruchungen auf die Erhaltung der dichten Umschließung
sich zum Teil einer hinreichend genauen rechnerischen und
theoretischen Betrachtung entziehen, überwiegend experimentell
- durch insgesamt 42 Belastungsversuche an 6 Prüfmustern,
darunter 25 Fallversuche - geführt worden ist, und sich im
übrigen auf Übertragbarkeitsbetrachtungen und Berechnungen
stützt. Durch Versuche an einem CASTOR Ic-Originalbehälter und
einem CASTOR Ia-Prototyp hat sie insbesondere, wie in der
Stellungnahme vom 23. Oktober 1996 erläutert, Grundsätzen der
Ingenieurspraxis entsprechend mit Blick auf die bei der Größe
des Behälters zu betrachtenden werkstofftechnischen
Zusammenhänge der Neuheit der Konstruktion Rechnung getragen.
Schon deshalb kann davon, daß der Prüfung allein oder
maßgeblich Versuche an (verkleinerten) Modellen zugrunde
gelegen hätten, keine Rede sein. Die in diesem Zusammenhang
vom Sachbeistand der Kläger vorgebrachte Kritik, die bei der
Bauartprüfung verwendeten Prüfmuster wichen von den CASTOR-
Serienbehältern in Abmessung und konstruktiver Gestaltung ab
und erfüllten daher nicht die nach der Modelltheorie zu
stellenden Anforderungen an die vollständige geometrische
Ähnlichkeit, trifft auch sonst nicht zu. Bereits die zu ihrer
Stützung in der Stellungnahme vom 11. März 1996 aufgestellte
Behauptung, es seien nur verkleinerte Modelle ohne
nachgebildete Beladung getestet worden, ist wegen der Versuche
an Behältern mit Originalabmessung und wegen der
nachgebildeten Beladung bei Fallversuchen mit dem CASTOR Ic-
Originalbehälter, dem CASTOR Ia-Prototyp und dem 1:1 Modell
des Behälters CASTOR Ia, bei einem Beschußversuch und bei
einem Brandtest im Hinblick auf die simulierte
Nachzerfallswärmeleistung erweislich unwahr. Im übrigen steht
zur Überzeugung des Senats fest, daß die BAM, soweit sie zur
Führung des Sicherheitsnachweises Belastungstests an Modellen
herangezogen und die Begutachtung auf die einzelnen
Behälterbauarten erstreckt hat, die Grundsätze der
Modelltheorie bzw. Ähnlichkeitsmechanik beachtet und bezüglich
der Besonderheiten der einzelnen Behälterbauarten aufgrund
sorgfältiger Übertragbarkeitsbetrachtungen und Berechnungen
zuverlässig beurteilt hat. Hierzu sind im Gutachten vom
November 1982 die maßgeblichen Aspekte aufgezeigt. In bezug
auf die Prüfmodelle ist der Maßstab angegeben und auf die für
die CASTOR-Bauart typische Geometrie sowie wegen der
Übertragbarkeit der Beanspruchungen auf Originalbehälter auf
die Anwendung der Modellgesetze hingewiesen; ferner ist die
Übertragbarkeit der Versuchsergebnisse auf die einzelnen
Behältertypen mit deren gleichem Konstruktionsprinzip
hinsichtlich der Anordnung und Ausführung der
sicherheitsrelevanten Bauteile und Komponenten begründet
worden. Damit war und ist für die Genehmigungsentscheidung und
ihre Überprüfung nachvollziehbar, daß die gutachtlichen
Aussagen auf umfangreiche Erfahrungen aus
Beanspruchungsversuchen mit unterschiedlichen
Behälterausführungen gestützt sind und - wegen der besonderen
Sachkunde des Sachverständigen - die dem Stand der
Ingenieurspraxis entsprechenden Vorgaben der Modelltheorie und
Ähnlichkeitsmechanik und korrekte Übertragbarkeitsbeziehungen
bei der Beurteilung von Abmessungsunterschieden zur Anwendung
gekommen sind. Daß die maßgeblichen Zusammenhänge nicht im
einzelnen im Gutachten dargestellt sind, belegt nicht deren
Außerachtlassung und begründet kein Defizit des Gutachtens,
denn in ihren gutachtlichen Stellungnahmen vom 16. April und
23. Oktober 1996 und in der mündlichen Verhandlung haben die
BAM bzw. Prof. Dr. E. die Ansätze und die Methoden der
Begutachtung überzeugend erläutert. Danach hat die BAM bei
allen Prüfschritten die Zulässigkeit der Randbedingungen für
die Anwendung der jeweiligen Methode nach den IAEA-Vorgaben
geprüft. Die ergänzend zu Fallversuchen an
originalmaßstäblichen Behältern durchgeführten Versuche an
Modellen waren, da sie entsprechend der Maßstäblichkeit
vergleichbare Beanspruchungen abbildeten, für den Nachweis der
mechanischen Widerstandsfähigkeit geeignet, so daß die Kritik
unzulässiger Abweichungen der Prüfmodelle von den
Serienbehältern in den geometrischen Abmessungen nicht zu
überzeugen vermag. Auf der Grundlage aus zahlreichen Versuchen
erhobener experimenteller Befunde zu Belastungskennwerten und
gewonnener Erfahrungen konnte mit Betrachtungen zur
Übertragbarkeit der experimentellen Nachweise nach den
Ähnlichkeitsgesetzen der Mechanik kombiniert mit experimentell
verifizierten Berechnungsverfahren gemäß den oben
dargestellten Methoden der Sicherheitsnachweis für die
jeweilige Behälterbauart geführt und konnten konstruktive
Besonderheiten der in den wesentlichen sicherheitsrelevanten
Komponenten übereinstimmenden Bauarten ingenieurmäßig
zuverlässig beurteilt werden, ohne daß die jeweilige Bauart
als Neukonstruktion zu bewerten gewesen wäre und einem neuen,
auf sie abgestellten vollen Versuchsprogramm hätte unterzogen
werden müssen. Entsprechendes gilt für den nach dem Gutachten
der BAM vom September 1988 für die Behälterbauart
CASTOR THTR/AVR geführten Sicherheitsnachweis, wie ergänzend
von seiten der BAM in der gutachtlichen Stellungnahme vom
23. Oktober 1996 und in der mündlichen Verhandlung erläutert
worden ist. Aufbauend auf dem im Rahmen der Bauartprüfung
geführten Nachweis des Ertragens der Beanspruchung eines
Falles aus 9 m Höhe auf ein unnachgiebiges Fundament mit einer
bestimmten maximalen Aufprallverzögerung ist die den zu
betrachtenden Handhabungsstörfällen entsprechende Belastung
unter konservativen Randbedingungen berechnet und durch
Bezugnahme auf den erbrachten Sicherheitsnachweis beurteilt
und ferner eine vergleichende Analyse anhand der
Fallversuchsergebnisse mit einem CASTOR IIa-1:2 Modell sowie
von Berechnungen unter Beachtung der
Übertragbarkeitsbeziehungen durchgeführt worden. Schließlich
ist durch Vergleichsberechnungen zu den maximalen
Beanspruchungen, die durch die an einem verkürzten Modell des
Behälters CASTOR IIa durchgeführten Beschußversuche erzeugt
worden sind, die Übertragbarkeit begutachtet worden (vgl.
gutachtliche Stellungnahme der BAM vom Januar 1989, U.2.12 in
Beiakte 80).

180

Auch soweit der Sachbeistand der Kläger unter Hinweis auf
die Auswertung der Texte der IAEA und hier insbesondere auf
Ziffer A-601.20 des "Advisory Material" für die Führung des
Sicherheitsnachweises allgemein die Durchführung einer
statistisch abgesicherten Versuchsreihe unter konservativer
Berücksichtigung der Streuung von Meßwerten verlangt, vermag
dies die Vorgehensweise der BAM nicht in Frage zu stellen. Die
angesprochene Vorgabe der IAEA, die sich nur auf die
Verwendung der Berechnungsmethode bezieht, ergibt weder für
diese noch allgemein die Forderung nach einer statistisch
abgesicherten Versuchsreihe mit Behältern; im übrigen ist nach
den überzeugenden Erläuterungen durch die BAM in der
Stellungnahme vom 23. Oktober 1996 die Anzahl der
durchgeführten Versuche im Zusammenwirken mit den übrigen
Methoden ausreichend, zumal jedes Prüfmuster der Fallversuche
der kumulierten Wirkung mehrerer Belastungstests unterzogen
wurde.

181

Die vom Sachbeistand der Kläger in besonderem Maße
herausgestellte Kritik in bezug auf die in die Behälterwand in
zwei konzentrischen Kreisen eingebrachten 80 Längsbohrungen
mit einem Durchmesser von 6 cm vermag ebenfalls nicht die
Begutachtung der Behältersicherheit zu erschüttern, weil auch
insoweit dem Stand von Wissenschaft und Technik, insbesondere
den Vorgaben der IAEA genügt ist. Hinsichtlich dieses
konstruktiven Merkmals ist ein Defizit der Prüfung im Hinblick
auf den experimentellen Ausschluß von nachteiligen
Beeinflussungen der Behältersicherheit nicht aufgezeigt. Nach
den überzeugenden Erläuterungen der BAM in den Stellungnahmen
vom 16. April und 23. Oktober 1996 sind die Auswirkungen von
mechanischen und thermischen Beanspruchungen der Behälterwand
auch im Hinblick auf die Längsbohrungen ausreichend und die
Störfallbeanspruchungen unter Zwischenlagerbedingungen
abdeckend untersucht worden, da der CASTOR Ic-Originalbehälter
mit in einem Halbkreis angeordneten Längsbohrungen
verschiedenen Fallversuchen und auch das CASTOR Ia-Teilstück,
das in der Wand Längsbohrungen aufwies, einem Beschußversuch
auf die Wand und ferner einem Wärmelastversuch unterzogen
wurden, ohne daß jeweils Beeinträchtigungen des
Behältermantels feststellbar waren. Daß weitere Versuche mit
Originalbehältern mit sämtlichen Längsbohrungen - auch unter
dem Aspekt "Neukonstruktion" - zur Führung des
Sicherheitsnachweises nicht erforderlich waren, hat die BAM
nachvollziehbar damit begründet, daß bei dem andere
Fallpositionen abdeckenden Fallversuch mit der maximalen
Werkstoffbeanspruchung in der Behälterwand - dem horizontalen
Fall aus 9 m Höhe auf die Tragzapfen - die Längsbohrungen in
der Zone mit den höchsten Zugbiegespannungen lagen, so daß
nach den Grundsätzen der Ähnlichkeitsmechanik vergleichbare
Belastungen in der Behälterseite, die keine Längsbohrungen
aufwies, auszuschließen waren; letzteres gilt auch bei
Berücksichtigung von Schwingungsbeanspruchungen. Da ferner die
maximalen Spannungen in der unbeschädigt gebliebenen
aufprallseitigen Randfaser des Behältermantels auftraten,
konnte davon ausgegangen werden, daß der Spannungszustand im
Innern der Behälterwand durch die Längsbohrungen nicht
nachhaltig beeinflußt wird und unzulässige Spannungen und
Anrisse in den Wandungen der Bohrungen und den Stegen zwischen
den Bohrungen auszuschließen sind. Auf der Grundlage dieser
sachverständigen Äußerungen ist ferner ohne weiteres
nachvollziehbar, daß es zur Führung dieses auf experimentellen
Befunden und nicht erschütterten Übertragbarkeitsbetrachtungen
abgestützten Sicherheitsnachweises über die
Oberflächensichtprüfungen hinaus einer zerstörungsfreien
Prüfung der Behälterwand auf verborgene Fehler mittels
Ultraschall nicht bedurfte; denn nach den von der BAM in den
angeführten Stellungnahmen und derjenigen vom 9. November 1992
gegebenen Erläuterungen kann das Einbringen der Bohrungen, das
nach der Ultraschalluntersuchung eines jeden Behälterkörpers
zur Feststellung und Ausscheidung unzulässiger Fehler gemäß
von der BAM geprüften Fertigungs- und Prüffolgeplänen zu
erfolgen hat, keine zusätzlichen Fehler induzieren und die
Festigkeit der Behälterwand im Bereich der Längsbohrungen
gegenüber maximaler Beanspruchung nicht beeinträchtigen. Die
dieser Beurteilung zugrunde liegende Annahme hat der
Sachbeistand der Kläger mit dem Hinweis auf das Vorliegen
einer bruchmechanischen Vorschädigung infolge des Einbringens
der Bohrungen nicht substantiiert in Frage gestellt; diesem
Vorbringen ist die BAM in der Stellungnahme vom 23. Oktober
1996 mit nachvollziehbaren Erwägungen entgegengetreten. Das
Erfordernis zerstörungsfreier Prüfung auf verborgene Fehler
kann auch nicht aus den Vorgaben der IAEA unter A-602.1 des
"Advisory Material" hergeleitet werden, weil dort die
wahlweise anzuwendenden Untersuchungsverfahren aufgezählt
sind. Daß auf die zerstörungsfreie Prüfung des Prüfmusters auf
verborgene Fehler verzichtet werden konnte, belegen überdies
die Ergebnisse der in den angeführten Stellungnahmen der BAM
und in der mündlichen Verhandlung mitgeteilten Versuche, die
zur Untersuchung der beträchtlichen Sicherheitsreserven,
teilweise unter beträchtlich höheren Lastannahmen, an
Behältern aus dem Werkstoff GGG 40 sogar mit definierten
künstlichen rißartigen Fehlern in der Zone der maximalen
Zugbiegespannung durchgeführt wurden, ohne daß ein
nennenswerter Rißfortschritt oder ein sonstiges Versagen
festgestellt wurde. Diese Nachweise können hier ergänzend
berücksichtigt werden, weil sie die vorgenommene Begutachtung
bestätigen. Auch im Hinblick auf bei der
Ultraschalluntersuchung unentdeckt gebliebene "zulässige"
Fehler fehlte jedenfalls wegen des durch die vorstehend
angeführten Überlastversuche bestätigten Sicherheitsnachweises
die Notwendigkeit der weiteren Untersuchung. Insgesamt tragen
diese Erwägungen auch den Verzicht auf die Untersuchung auf
verborgene Fehler an den übrigen Prüfmustern nach den
Fallversuchen und auch auf Fallversuche an einem mit
Längsbohrungen versehenen Behälter des Typs CASTOR Ia, bei
dessen Prototyp nach dem Gutachten der BAM vom November 1982
die höchsten ertragenen Beanspruchungen auftraten. Zu alledem
kommt hinzu, daß die hier zu betrachtenden maximalen
Beanspruchungen, wie der TÜV bereits in seinem Gutachten vom
November 1982 hervorgehoben hat, wegen der Begrenzung der
Hubhöhe im Lager und der nachgiebigeren Sohlplatte des
Lagerbodens deutlich niedriger als bei den durchgeführten
Fallversuchen sind, so daß auch deshalb die Begutachtung
allemal auf der sicheren Seite liegt. Daß schließlich im
Hinblick auf die Längsbohrungen den Anforderungen an die
Begutachtung der Behältersicherheit auch bei thermischen
Beanspruchungen genügt ist, hat die BAM in der Stellungnahme
vom 16. April 1996 einleuchtend damit erläutert, daß die
Bohrungen die Wärmeleitung durch die massive Behälterwand nur
geringfügig und den Behälterwerkstoff durch Temperaturerhöhung
nicht nachteilig beeinflussen können.

182

Ferner steht nach den Erläuterungen durch die BAM in der
Stellungnahme vom 16. April 1996, die die bereits im Gutachten
vom November 1982 gegebene Darstellung der maßgeblichen
Zusammenhänge ergänzen, zur Überzeugung des Senats fest, daß
die Übertragbarkeit der aus den Belastungstests gewonnenen
Ergebnisse und Erkenntnisse nicht wegen einer Abweichung der
Prüfmuster von den Serienbehältern hinsichtlich des Werkstoffs
scheitert. Durch die BAM ist im Gutachten mehrfach bestätigt
und in der Stellungnahme erläutert worden, daß die Prüfmuster
Großgußstücke aus dem Werkstoff GGG 40 waren, was sich durch
die Umstellung des Gießverfahrens bei den Serienbehältern vom
Sandgußverfahren auf ein Verfahren mit aktiver Kühlung des
Abgusses nicht geändert hat, daß letzteres vielmehr eine
Verbesserung der sicherheitstechnisch aussagekräftigen
Werkstoffeigenschaften wie der Duktilität zur Folge hat; dies
hat die BAM aufgrund umfangreicher Werkstoffuntersuchungen
auch anhand des Zusammenhangs zwischen Streckgrenzenverhältnis
und Bruchdehnungswerten nachgewiesen. Einleuchtend ist danach,
daß aufgrund von Maßnahmen der Qualitätssicherung die
Fertigung der Behälter nach den in Werkstoffdatenblättern
festgelegten mindestens einzuhaltenden Kennwerten und der
Qualitätskontrolle an Proben aus dem mittigen, für die
Werkstoffeigenschaften ungünstigeren Wandbereich eines jeden
einzelnen Serienbehälters der Einsatz von Behältern mit
Werkstoffkennwerten sichergestellt ist, die besser sind als
diejenigen der Prüfmuster, die die Belastungsversuche ohne
Versagen ertragen haben. Diese Bewertung, deren Grundlagen und
Ansätze nachvollziehbar erläutert worden sind, hat der
Sachbeistand der Kläger in der Sache nicht mehr in Frage
gestellt.

183

Die vom Sachbeistand der Kläger behaupteten Mängel bei der
Auswertung der Belastungsversuche liegen nicht vor; daher sind
auch unter diesem Aspekt die von der BAM zu den
Beanspruchungen der Serienbehälter aller Typen insbesondere im
Hinblick auf Längsbohrungen und die Werkstoffqualität
durchgeführten Übertragbarkeitsbetrachtungen und insgesamt die
Begutachtung der Behältersicherheit in der Bauartprüfung nicht
erschüttert. Auf zerstörungsfreie Untersuchungen auf
verborgene Fehler nach den Belastungstests konnte, wie bereits
erörtert, verzichtet werden. Die zur Ermittlung der maximalen
Verzögerungswerte bei den Fallversuchen vorgenommene
Bereinigung der von hochempfindlichen Beschleunigungssensoren
gemessenen Werte um die hochfrequenten, die Grundschwingungen
überlagernden Signalanteile ist bereits im Gutachten der BAM
vom November 1982 damit erklärt, daß diese auf die Integrität
und Dichtheit der Behälter ohne Einfluß sind, wie die
hinreichende Übereinstimmung der bereinigten Werte mit den aus
der Filmauswertung - als dem zweiten der beiden selbständigen
Meßverfahren, deren Meßwerte erst durch Kombination und
Vergleich gesicherte Aussagen ergeben - resultierenden Werte
bestätigte. Diese Zusammenhänge sind seitens der BAM in der
Stellungnahme vom 23. Oktober 1996 und in der mündlichen
Verhandlung einleuchtend dahin erläutert worden, daß den
aufgenommenen und dem akustischen Bereich zuzuordnenden
hochfrequenten Signalteilen entgegen den Ausführungen des
Sachbeistands der Kläger keine oder nur vernachlässigbare, da
dem Schwingungsweg proportionale Materialbeanspruchungen aus
der Stoßbelastung entsprechen; deshalb steht auch die
Nichtberücksichtigung hochfrequenter Schwingungen mit den
Vorgaben der IAEA unter Ziffer A-601.14 des "Advisory
Material" in Einklang. Ferner hat die BAM nachvollziehbar
erläutert, daß der bei einem Fallversuch mit dem CASTOR Ia-
Prototyp gemessene maximale Verzögerungswert von 3000 m/s2, wie
bereits im Gutachten von November 1982 angesprochen, nicht zur
Herleitung einer höheren Beanspruchung herangezogen werden
konnte; dieser Wert wurde erst nach dem die höchste
Biegebeanspruchung verursachenden Primärstoß auf den
Tragzapfen mit einer Verzögerung von 1.200 m/s2 durch das
Aufsetzen des Behälters auf einen massiven angegossenen Block
(Auflageblock), der bei den Behältertypen nicht vorkommt,
hervorgerufen. Der maßgebliche Verzögerungswert ist bestätigt
worden durch die Filmauswertung und durch einen weiteren
Fallversuch. Daher ist auch den vom Sachbeistand der Kläger
aus dem streitigen Verzögerungswert gezogenen, im Hinblick auf
den angeführten Wert der Streckgrenze nach den getroffenen
Feststellungen am Behälter ohnehin unplausiblen Folgerungen
der Boden entzogen. Die weitere Kritik des Sachbeistands der
Kläger an der Verwendung der Gleichung für Biegebalken bei der
Berechnung der maximalen Zugbiegespannung in der Randfaser
verfängt nach den seitens der BAM in der Stellungnahme vom
23. Oktober 1996 und in der mündlichen Verhandlung gegebenen
Erläuterungen nicht, da der Primärstoß zu einer der Gleichung
entsprechenden Biegelinie am Behälter führt und ferner die
maximale Aufprallverzögerung und damit die dynamische
Belastung in die Berechnung nach dem konservativer Betrachtung
dienenden Biegebalkenmodell eingehen. Schließlich hat die BAM
in der Stellungnahme vom 16. April und 23. Oktober 1996
nachvollziehbar erläutert, daß, nachdem nach Fallversuchen mit
dem CASTOR IIa-1:2 Modell nicht ausreichend niedrige Leckraten
am Sekundärdeckel - am Primärdeckel wurde die Auslegungs-
Leckrate eingehalten - festgestellt wurden und diese zur
Bewertung nicht herangezogen werden konnten, zur separaten
Beurteilung des Sekundärdeckel-Dichtsystems erneut Versuche
mit dem CASTOR Ic-Originalbehälter mit einer verbesserten
Konstruktion des Deckelstoßdämpfers durchgeführt und die dabei
ermittelten Leckraten zur Grundlage der verkehrsrechtlichen
Bewertung gemacht wurden.

184

Die Begutachtung der Auswirkungen thermischer
Beanspruchungen auf die Behälterintegrität und -dichtheit
genügt den Vorgaben der IAEA und auch sonst dem Stand von
Wissenschaft und Technik, ohne daß, wie vom Sachbeistand der
Kläger gefordert, eine Vielzahl von verschiedenen
Belastungstests an Originalbehältern und ähnlichen Modellen
hätte durchgeführt werden müssen. Wie von der BAM in der
Stellungnahme vom 23. Oktober 1996 und in der mündlichen
Verhandlung erläutert, ist, auch nach den Vorgaben der IAEA,
die Berechnung der Auswirkungen die führende bzw.
gebräuchlichste Methode in der thermischen Prüfung, zumal in
der Berechnung die Wärmeeinflüsse besser abgebildet werden
können als im Versuch, wobei die Brandversuche dazu dienen,
die Berechnungsverfahren zu verifizieren. Dementsprechend hat
die BAM ihre Begutachtung maßgeblich auf
Temperaturberechnungen gestützt, deren Ergebnisse sich durch
Vergleich mit den in den durchgeführten Brandversuchen
ermittelten Temperaturverläufen als konservativ und geeignete
Beurteilungsgrundlage erwiesen haben. Die BAM hat auch die
thermischen in Kombination mit vorangegangenen mechanischen
Beanspruchungen betrachtet und im Gutachten vom November 1982
dahin bewertet, daß die Kombination nicht zu einer
weitergehenden Schädigung der Behälter führen kann als das
jeweilige Einzelereignis. Diese Beurteilung ist nicht durch
das Vorbringen des Sachbeistands der Kläger erschüttert, es
sei zur Beurteilung der Auswirkungen eines Flugzeugabsturzes
mit einem auf die mechanische Einwirkung typischerweise
folgenden Treibstoffbrand geboten gewesen, Brandversuche an
zuvor einem Beschußversuch unterzogenen Prüfmustern
durchzuführen. Gestützt auf die Ergebnisse der
Beschußversuche, daß nämlich die Integrität der Behälterwand
nicht beeinträchtigt wurde und - von einer bleibenden
Verformung des Sekundärdeckels und einer erhöhten Leckrate des
Primärdeckels abgesehen - die Komponenten des Dichtsystems,
insbesondere die Geometrie des Primärdeckels einschließlich
des Zustands und der Lage des Metalldichtrings und die festen
Deckelverschraubungen unverändert erhalten blieben, ist nach
den von der BAM in der Stellungnahme von 16. April 1996 und
vom TÜV in seiner Stellungnahme vom 15. April 1996 sowie den
in der mündlichen Verhandlung gegebenen Erläuterungen
unmittelbar einleuchtend, daß die Brandeinwirkung nach einem
Flugzeugabsturz nicht durch Wärmeeintrag zu einer relevanten
zusätzlichen thermischen Beanspruchung des Behälterinneren und
der Metalldichtungen führt.

185

8.3.4 Dem zu der Behauptung, daß der Beurteilung durch die
BAM keine den Vorgaben der IAEA sowie dem Stand von
Wissenschaft und Technik entsprechende Ähnlichkeitstheorie
zugrunde liege, gestellten Beweisantrag, die der
Zulassungsentscheidung zugrunde liegenden Materialien,
Gutachten, gutachtlichen Stellungnahmen und insbesondere die
Prüfberichte beizuziehen, war nicht zu entsprechen. Die
aufgestellte Behauptung hat sich nach dem Vorstehenden als
rein spekulativ erwiesen. Bereits in den der
Genehmigungsentscheidung zugrunde liegenden Gutachten der BAM
sind die maßgeblichen Zusammenhänge, die durchgeführten
Versuche an Originalbehältern und Behältermodellen sowie ihre
Auswertung, Berechnungen und Übertragbarkeitsbetrachtungen in
einer dem Zweck der Begutachtung durch die zugezogenen
Sachverständigen, nämlich der Ermittlung aller für das
Erbringen des Sicherheitsnachweises entscheidungserheblichen
Tatsachen, genügenden Weise so dargestellt, daß die
Genehmigungsbehörde als Fachbehörde ihre Entscheidung, daß die
erforderliche Schadensvorsorge getroffen ist, darauf stützten
konnte; aus den Gutachten ergibt sich insbesondere, daß
Ähnlichkeitsbetrachtungen angestellt worden sind. Deren
Grundlagen wie Modellannahmen, Auswahl und Ableitung der
Ähnlichkeitsgesetze, ferner auch sonstige Basisannahmen für
Berechnungsverfahren und Ableitungen brauchten als Beleg für
die Nachvollziehbarkeit der gutachterlichen Bewertung nicht
weiter als geschehen dargestellt zu werden. Methodenwahl im
einzelnen und Heranziehung von sonstigen Grundlagen der
Begutachtung sind Sache des Sachverständigen, dessen besondere
Sachkunde und Objektivität auch insoweit zu beachten sind.
Letztere bieten Gewähr für die Tragfähigkeit der
herangezogenen Methoden und Grundannahmen und für die
Beachtung der naturwissenschaftlichen Gesetze und der
Anwendungsregeln der Ingenieurspraxis im Einzelfall. Für die
Nachvollziehbarkeit und Stringenz der Begutachtung ist im
Hinblick auf die Darlegungstiefe weiter zu berücksichtigen,
daß der Sachverständige von einer Fachbehörde zugezogen worden
ist, und ferner, daß, soweit auf die gefahrgutrechtliche
Bauartprüfung zurückgegriffen worden ist, die BAM nach den in
der mündlichen Verhandlung gegebenen Erläuterungen in der
Bauartprüfung die einzelnen Prüfschritte mit der
Genehmigungsbehörde erörtert hat. Soweit mit der vom
Sachbeistand der Kläger erhobenen Kritik unzureichender
Darlegungen Erläuterungsbedarf angesprochen worden ist, sind
keine Anhaltspunkte für Mängel der Begutachtung, insbesondere
für Unzulänglichkeiten im Hinblick auf die Einhaltung von
Vorgaben der IAEA und des Standes von Wissenschaft und Technik
aufgezeigt. Die BAM hat in ihren schriftlichen Stellungnahmen
und in der mündlichen Verhandlung die methodischen Ansätze und
die gutachterliche Vorgehensweise in der Gesamtschau mit den
der Genehmigung zugrunde liegenden Gutachten eingehend
erläutert und ein für die gerichtliche Überprüfung
nachvollziehbares, in sich geschlossenes Bild von der
Begutachtung der Behältersicherheit und insbesondere den
methodischen Ansätzen und Grundlagen geboten. Sie hat so dem
Gericht, wie im Vorstehenden im einzelnen begründet, die
Überzeugung vermittelt, daß die vom Sachbeistand der Kläger
vorgebrachte Kritik die gutachtlichen Aussagen nicht zu
erschüttern vermögen und die Begutachtung der BAM namentlich
im Hinblick auf Ähnlichkeitsbetrachtungen dem Stand von
Wissenschaft und Technik und den Vorgaben der IAEA entspricht.
Jedenfalls nach den gegebenen Erklärungen ist kein Ansatzpunkt
für Zweifel an der Tragfähigkeit der Feststellungen und
Bewertungen der Sachverständigen und damit kein Klärungsbedarf
verblieben, dem im Wege der Beiziehung der den
Zulassungsentscheidungen zugrunde liegenden Unterlagen,
namentlich der im Rahmen der Bauartprüfung erstellten
Gutachten und Prüfberichte nachgegangen werden müßte. Dies
gilt auch im Hinblick auf sonstige Aspekte wie die
Werkstoffprüfung, Umstellung des Gießverfahrens, die
Auswertung der Versuche und Besprechungen und Kontakte mit
anderen Stellen.

186

Soweit sich die Behauptung, der Beurteilung der BAM liege
kein den Vorgaben der IAEA und dem Stand der Wissenschaft und
Technik entsprechendes Vorgehen zugrunde, darauf bezogen ist,
daß es an zu fordernden Darlegungen zur Ähnlichkeit bzw. an
Angaben der angewendeten Ähnlichkeitsgesetze fehle, berührt
dies die Verwertbarkeit der Begutachtung durch die BAM im
vorliegenden Genehmigungsverfahren nicht. Nach den seitens des
BfS und der BAM in der mündlichen Verhandlung gegebenen
Erläuterungen dient die von der IAEA etwa unter Ziffer A-
615.15 des "Advisory Material" vorgegebene Dokumentation, die
neben Prüfzeugnissen und -berichten auch die Angaben darüber
enthält, welche Prüfungen, Berechnungen und Betrachtungen der
verkehrsrechtlichen Begutachtung durch die BAM zugrunde
liegen, und die beim BfS vorgehalten wird, speziellen Zwecken
der verkehrsrechtlichen Zulassung und hier insbesondere der
Kontrolle im Bereich des auch zwischenstaatlichen Transports
von radioaktivem Material. Die Dokumentation als solche ist
daher für die Überzeugungsbildung zur Verwertbarkeit von
Sachverständigenaussagen im atomrechtlichen
Genehmigungsverfahren ohne Bedeutung; insofern verbleibt es
vielmehr bei den allgemeinen Grundsätzen.

187

Schließlich gebieten der Anspruch auf rechtliches Gehör und
der Grundsatz der Waffengleichheit, ebenso der des fairen
Verfahrens nicht die Beiziehung der mit dem Beweisantrag
angesprochenen Unterlagen und die Gewährung von Einsicht. Die
angeführten Gebote beziehen sich auf das gerichtliche
Verfahren und sind auf das beschränkt, was das Gericht auf der
Grundlage seiner Überzeugungsbildung im Rahmen der
Amtsermittlung für geboten erachtet. Den Belangen der
Klägerseite ist prozeßrechtlich dadurch umfassend Rechnung
getragen, daß die Amtsermittlung - mit der Folge von
Aktenbeiziehung und -einsicht - bereits dann aktiviert wird,
wenn ernstliche Zweifel an der Richtigkeit von Darstellungen
der Gegenseite geweckt werden. Das ist hier aber gerade nicht
der Fall.

188

8.4 Es steht zur Überzeugung des Gerichts fest, daß die
Genehmigungsentscheidungen der Beklagten in bezug auf den
bestimmungsgemäßen Betrieb des Zwischenlagers Ergebnis
ausreichender Prüfungen der Genehmigungsvoraussetzung des § 6
Abs. 2 Nr. 2 AtG sind, daß die Beklagte also auf der Grundlage
der Begutachtung durch die zugezogenen Sachverständigen zu
Recht in der Sache die erforderliche Schadensvorsorge als
getroffen beurteilt hat.

189

Hierzu ist zunächst hervorzuheben, daß die von den Klägern
als verletzt bezeichneten sicherheitstechnischen
Auslegungsgrundsätze für kerntechnische Anlagen nicht als
Maßstab heranzuziehen sind. Eine Übertragung der
angesprochenen Sicherheitsgrundsätze auf ein Zwischenlager mit
Transport- und Lagerbehältern für abgebrannte Brennelemente
wäre in Würdigung der der Genehmigung zugrunde liegenden
Sachverständigengutachten und auch nach den einleuchtenden
Erklärungen in der Stellungnahme der BAM vom 9. November 1992
von vornherein verfehlt. Daß für die Aufbewahrung einer
begrenzten Anzahl von Brennelementen im unterkritischen
Zustand in Behältern, in denen der sichere Einschluß durch
passive, jederzeit wirksame technische Maßnahmen gewährleistet
ist und die als inhärent sichere statische Systeme beurteilt
werden, redundante und diversitäre Sicherungen über das
vorgesehene Maß hinaus nicht erforderlich sind, leuchtet ohne
weiteres ein.

190

8.4.1 Die Abschätzung, daß durch die Aufbewahrung von LWR-
Brennelementen keine unzulässige Strahlenexposition durch
Direktstrahlung zu besorgen ist, ist nicht zu beanstanden. Die
Kläger werden durch eine solche Strahlenexposition nicht in
ihren Rechten verletzt.

191

Hierzu hat der TÜV in seinem Gutachten vom November 1982
die Neutronen- und Gammastrahlenexposition durch
Direktstrahlung, indirekten Wandbeitrag und den Skyshine-
Effekt betrachtet, da Alpha- und Beta-Strahlen spätestens in
der Behälterwand vollständig absorbiert werden. Er hat mit
insgesamt einleuchtenden, auf der Grundlage von teilweise
experimentell abgesicherten sowie anhand geprüfter und als
qualifiziert eingestufter Rechenmodelle ermittelten Daten und
Randbedingungen zur Quellstärke sowie zur Dosisleistung an den
Behältern, in der Halle und an den Innen- und Außenseiten der
Hallenwände und des Daches für den ungünstigsten Aufpunkt etwa
40 m vor der südöstlichen Stirnseite der Halle außerhalb des
Außenzauns eine maximale Jahresdosis von 0,16 Millisievert
(mSv) abgeschätzt. Diese unterschreitet den Grenzwert für den
außerbetrieblichen Überwachungsbereich von 1,5 mSv nach § 44
Abs. 1 StrlSchV - die im vorliegenden Verfahren maßgeblichen
Werte der Strahlenschutzverordnung sind nicht durch die Zweite
Verordnung zur Änderung der Strahlenschutzverordnung vom
18. Mai 1989 (BGBl. I S. 943) geändert worden - sicher. Diese
Abschätzung schließt zahlreiche konservative bzw.
pessimistische Annahmen ein, aufgrund derer der Schluß
zwingend ist, daß die real zu erwartende Jahresdosis der
Strahlung am ungünstigsten Aufpunkt noch wesentlich geringer
ist als die abgeschätzte. Für die Jahresdosis am Wohn-,
Arbeits- oder gewöhnlichen Aufenthaltsort der Kläger, auf den
es für die ihnen geschuldete Schadensvorsorge ankommt, sind
Werte, die noch deutlich niedriger sind, zu erwarten. Nach
Berechnungen des TÜV (vgl. Stellungnahme vom 20. April 1983 in
Beiakte 14), die im wesentlichen auf den gleichen Methoden und
Annahmen beruhen wie diejenigen im Gutachten vom November
1982, haben sich im Bereich der im Süden an das Gelände der
Beigeladenen angrenzenden landwirtschaftlichen Flächen des
Klägers zu 1. Werte für die Jahresdosis von kleiner als
0,01 mSv bis 0,058 mSv und nach einer weiteren Berechnung des
TÜV für zwei Aufpunkte auf dem Besitz des Klägers zu 1. in
150 m bzw. 600 m Entfernung von der Mitte des Lagers Werte von
0,08 mSv bzw. kleiner als 0,01 mSv (vgl. Anschreiben der PTB
vom 25. Februar 1986 mit Anlage in Beiakte 52) ergeben. Daß
für den etwa 2 km vom Standort des BZA entfernten Wohnort des
Klägers zu 2. die Jahresdosis noch erheblich unter den zuletzt
genannten Werten liegen wird, ist zwingend.

192

Die Abschätzung der Strahlung beruht auf Voraussetzungen,
die sicher eingehalten werden. Die von den lagernden
Brennelementen ausgehende Strahlung hat auch unter
Langzeitbedingungen keine negativen Einflüsse auf den
Behälterkörper und die massiven Komponenten des Deckelsystems;
sie bewirkt unter Berücksichtigung der Energiedosis auch keine
Änderung der mechanischen und thermischen Eigenschaften des
Moderatormaterials. Der Abschätzung liegt ferner die
genehmigte und ausgeführte bauliche Ausgestaltung der
Lagerhalle zugrunde, darunter die in der Nebenstimmung 15 der
erteilten Baugenehmigung festgelegte für die Abschirmung der
Gammastrahlung relevante Betondichte von 2,3 g/cm3 und ein für
die Abschirmung der Neutronenstrahlung bedeutsamer
Wassergehalt des Betons von 4,5 %. Diese Vorgaben sind
ausweislich der Bestätigung der Betonprüfstelle zur Dichte
(U 36 in Beiakte 82) und der Betonsortenverzeichnisse
(Beiakte 41) sowie der Bestätigung der Bauaufsichtsbehörde,
daß Abweichungen von der Baugenehmigung nicht festzustellen
sind, (U 167 in Beiakte 84) als erfüllt anzusehen.
Weiterreichende Anforderungen an die durch die Bauteile
erreichte Strahlenabschirmung sind danach im Sinne der
Rechtsausführungen im Urteil des Bundesverwaltungsgerichts vom
11. Mai 1989 - 4 C 1.88 - nicht zu stellen.

193

8.4.2 In bezug auf die Lagerung von THTR-Brennelementen hat
der TÜV in seinem Gutachten vom September 1988 unter
Heranziehung von Grundlagen aus dem Gutachten vom November
1982 die Strahlenexposition durch Direktstrahlung unter
Berücksichtigung von Anzahl, Anordnung und Größe der Behälter
dahin abgeschätzt, daß die Jahresdosis am ungünstigsten
Aufpunkt geringer ist als die im Gutachten vom November 1982
errechnete. Diese Abschätzung beruht ihrerseits auf
nachvollziehbaren, hinreichend konservativen Randbedingungen.
Sie ist auch nicht im Hinblick auf die Modifikationen des
Behälterhinhalts entsprechend der 4. und 5. Änderung und auf
die Aufbewahrung von Brennelementen des AMR zum Nachteil der
Kläger zu ändern. Dies erschließt sich zum einen aus der
geringen Zahl der betroffenen Behälter. Zum anderen gelangt
der TÜV in seinem Gutachten vom Juli 1994 (U 2.2.3 in Beiakte
101) nachvollziehbar zu dem Ergebnis, daß bei Einlagerung von
Kannen mit bis zu 2110 Betriebselementen und von Bruch- und
Abfallkannen eine meßbare Erhöhung der Ortsdosisleistung nicht
zu erwarten ist und die Abschätzung im Gutachten vom September
1988 die Änderung abdeckt. Bezüglich der Lagerung von
Brennelementen des AMR in zwei Behältern hat der TÜV im
Gutachten vom Januar 1995 (U 2.2.7 in Beiakte 105) auf der
Grundlage einleuchtender Annahmen die Dosisleistung als weit
unterhalb der im Gutachten vom September 1988 zugrundegelegten
abgeschätzt. Die vorstehenden Ausführungen zur real zu
erwartenden Strahlenexposition im Bereich der Kläger sind hier
mit entsprechend niedrigeren Werten zu berücksichtigen.

194

8.4.3 Die Abschätzung, daß durch die Aufbewahrung von LWR-
Brennelementen keine unzulässige Strahlenexposition durch die
Abgabe radioaktiver Stoffe zu besorgen ist, ist nicht zu
beanstanden. Auch insoweit werden die Kläger nicht in ihren
Rechten verletzt.

195

Nach den Gutachten des TÜV vom November 1982 und vom
September 1986 werden bei ausreichend konservativen, durch
Vorbringen der Kläger nicht in Frage zu stellenden Annahmen
und Randbedingungen die Dosisgrenzwerte des § 45 StrlSchV ganz
beträchtlich und in einem Maß unterschritten werden, das
etwaige Unwägbarkeiten sicher abdeckt. Die Behälter werden auf
der Grundlage der Begutachtungen der BAM nachvollziehbar als
"technisch dicht" eingestuft, so daß im Normalbetrieb
praktisch keine Aktivitätsfreisetzung zu besorgen ist.
Dementsprechend ist die Freisetzung radioaktiver Stoffe
lediglich rechnerisch betrachtet worden, um die Einhaltung der
maßgeblichen Dosisgrenzwerte prüfen zu können; die
vorausgesetzte Abgaberate hat hypothetischen Charakter, die
weitere Berechnung den einer hypothetischen Grenzbetrachtung.
Die berechnete Freisetzung, die der TÜV zugrunde gelegt hat,
ist bestimmt durch die gesamte Lagerkapazität, eine von der
BAM begutachtete Auslegungsleckrate der Behälter und durch das
maximal mögliche, nach pessimistischsten Annahmen abgeschätzte
Aktivitätsinventar in der Behälteratmosphäre. Auf dieser
Grundlage hat der TÜV unter Berücksichtigung der relevanten
gasförmigen bzw. flüchtigen Nuklide Tritium (H3),
Krypton-85 (Kr 85), Jod 129 (J 129) und Caesium 134 und 137
(Cs 134, 137) und der maximalen Freisetzungsrate je Nuklid in
Anwendung der Rechenmodelle der Allgemeinen
Berechnungsgrundlage für die Strahlenexposition bei
radioaktiven Ableitungen mit der Luft oder in
Oberflächengewässern vom 15. August 1979 (Richtlinie zu § 45
StrlSchV, GMBl. 1979, 371) ermittelt, daß die Exposition für
den Ganzkörper und alle zu betrachtenden Organe Werte der
Jahresdosis von etwa 10-6 mSv nicht übersteigt und somit die
Grenzwerte des § 45 StrlSchV wie den niedrigsten für die
effektive Dosis, Teilkörperdosis für Keimdrüsen, Gebärmutter,
rotes Knochenmark von 3 x 10-1 mSv um mehrere Größenordnungen
unterschreitet. In bezug auf Aufpunkte auf dem Grundbesitz des
Klägers zu 1. in 150 m bzw. 600 m Entfernung von der Mitte des
Lagers hat der TÜV Werte errechnet, die um eine bis drei bzw.
eine bis vier Größenordnungen unter dem Wert von 10-6 mSv/a
liegen. In bezug auf den Wohnort des Klägers zu 2. ist der
Wert für die Strahlenexposition noch geringer anzusetzen.

196

8.4.3.1 Das vom TÜV zugrunde gelegte Maximum des
Aktivitätsinventars in der Behälteratmosphäre beruht auf der
wegen des Fehlens experimentell abgesicherter Erkenntnisse zur
Hüllrohr-Schadensquote und zu den Freisetzungsanteilen unter
Trockenlagerbedingungen hypothetischen Annahme, daß direkt
nach der Behälterbeladung an sämtlichen Hüllrohren der
Brennstäbe Leckagen auftreten. Mit diesem Ansatz hat der TÜV
die Freisetzung von Aktivität und damit die Strahlenexposition
auch unter Berücksichtigung erforderlicher konservativer
Randbedingungen erheblich überschätzt. Ob der TÜV in seinen
Vorgaben so weit gehen mußte oder welche andere Hüllrohr-
Schadensquote anzunehmen war, mag dahinstehen. Für eine
erhebliche Überschätzung spricht zum einen die Bewertung in
der Empfehlung der Reaktor-Sicherheitskommission vom 23. März
1983 (Bundesanzeiger Nr. 106 vom 10. Juni 1983, U 5 in Beiakte
14); danach entspricht nach experimentellen Befunden und
aufgrund der Einlagerungsbedingungen (z.B. zur maximalen
Hüllrohrtemperatur) eine Hüllrohr-Schadensquote von
maximal 1 v.H. realistischen Gegebenheiten mit der Folge einer
erheblichen Reduzierung der Gesamtfreisetzung. Diese Aussage
hat im Hinblick auf die in Fragen der Kerntechnik und ihrer
Einzelkomponenten ausgewiesenen Fachkunde und die
Unabhängigkeit der Kommission Gewicht. Zum anderen ergeben die
weiteren Betrachtungen des TÜV eher eine Überforderung des
konservativen Ansatzes und eine Überschätzung des Risikos.
Ausgangspunkt ist, daß entsprechend dem Auflagenvorschlag des
TÜV nur Brennelemente mit intakten Brennstäben eingelagert
werden dürfen, was nach der Nebenbestimmung 7.1.1.12 der
Aufbewahrungsgenehmigung rechtzeitig vor der Beladung der
Behälter durch Bescheinigungen unabhängiger, mit Zustimmung
der Aufsichtsbehörde beauftragter Sachverständiger
nachzuweisen ist. Das Verfahren dafür ist in den Technischen
Annahmebedingungen (Betriebshandbuch Teil 2 Anhang 3 in
Beiakte 87) festgelegt. Eine unter Lagerbedingungen
betrachtete Beschädigung durch Korrosion der Hüllrohre aus
Zircaloy, einem Werkstoff von hoher Korrosionsresistenz, hat
der TÜV in Auswertung der Antragsunterlagen und
experimenteller Untersuchungen wegen des geringen
Sauerstoffanteils in der gasgefüllten Behälteratmosphäre und
wegen des durch die Brennelement-Temperaturen bedingten
Ausdampfens von Restfeuchte nachvollziehbar als
vernachlässigbar bewertet. Bezüglich der mechanischen
Belastung der Hüllrohre durch den von den Brennstab-
Temperaturen abhängigen Innendruck hat der TÜV die
Umfangsdehnung anhand eigener Untersuchungen bei Hüllrohr-
Temperaturen von 400°C für DWR-Brennelemente und 420°C für
SWR-Brennelemente - maximal zulässig bei Lagerbeginn sind
390°C bzw. 410°C - nach Kriechgesetzen und Werkstoffdaten und
unter Berücksichtigung eines konservativ angesetzten Abbrandes
mit etwa 0,2 v.H. berechnet, womit der zulässige Dehnwert von
1 v.H. sicher unterschritten und eine Hüllrohr-Undichtigkeit
durch Verformung ausgeschlossen wird. Er hat ferner die
Tangentialspannung als unkritisch bewertet, da bei Hüllrohr-
Temperaturen von 420°C der Grenzwert, ab dem Versprödung des
Zircaloy einsetzen kann, nicht erreicht ist. Die Nachweise für
die entsprechenden Kriterien sind nach den
Nebenbestimmungen 7.1.1.10 und 11 vorzulegen, das
Nachweisverfahren ist in den Technischen Annahmebedingungen
geregelt und experimentell abgesichert. Somit ist der Schluß
des TÜV ohne weiteres nachvollziehbar, daß realistischerweise
ein systematisches Versagen der Hüllrohre auszuschließen ist.
Er hat sodann lediglich konservativ lokal begrenzte
Hüllrohrveränderungen und -defekte durch temperaturabhängige
Verformung und Korrosion nicht ausgeschlossen. Wegen deren
fehlender Quantifizierbarkeit eine Schadensquote von 100 v.H.
zugrundezulegen, kann im Hinblick auf die vorstehenden
Zusammenhänge und insbesondere auch deshalb, weil die Annahme
eines gleichzeitigen Vorhandenseins der maximal zulässigen
Hüllrohrtemperaturen in allen Brennstäben eine
Vernachlässigung des Absinkens der Temperatur bei der
gestreckten Einlagerung einschließt und daher in
beträchtlichem Maße konservativ ist, im Einklang mit der
Wertung der Reaktor-Sicherheitskommission jedenfalls als
Überforderung des konservativen Ansatzes gewertet werden.

197

Diese Beurteilung wird nicht durch die vom Sachbeistand der
Kläger in Anknüpfung an die Probleme bei der Beladung eines
Behälters im Kernkraftwerk Philippsburg vorgetragene auf die
Genehmigungsfähigkeit zielende Kritik in Frage gestellt, eine
längere als die den Gutachten zugrunde gelegte Dauer der
Trocknungs- und Evakuierungsprozedur bei der Beladung sei zu
erwarten und führe zu einer Überschreitung der maximal
zulässigen Hüllrohrtemperaturen mit der Folge von nicht
betrachteten Hüllrohrschäden. Für derartige Folgen ist aus dem
Einzelfall nach den hierzu vorgelegten Stellungnahmen des TÜV
nichts herzuleiten. Nach der Stellungnahme vom 15. April 1996
ist eine Überhitzung der Hüllrohre nur bei einer bestimmten
dauerhaften Unterdruckhaltung wegen Abnahme der
Wärmeleitfähigkeit zu besorgen und dies bei den in den
einzuhaltenden Arbeitsanweisungen festgelegten Randbedingungen
auszuschließen; die für die Evakuierungs- und
Trockungsprozeduren zu beachtenden Arbeitsanweisungen und
Prüfvorschriften wurden aufgrund theoretischer Betrachtungen
und Verfahrensprüfungen sowie der Abläufe und Ergebnisse
tatsächlicher Behälterbeladungen festgelegt. Danach leuchtet
ein, daß das Absehen von der Festlegung einer maximal
zulässigen Beladungsdauer und von der Messung der
Hüllrohrtemperaturen bei der Beladung kein Defizit darstellt.

198

Der weiteren Abschätzung der Aktivitätsfreisetzung in die
Behälteratmosphäre sind nuklidbezogene Freisetzungsmodelle
unter weiteren konservativen Randbedingungen zugrunde gelegt.
Insbesondere hinsichtlich der durch den Dampfdruck bestimmten
Freisetzung von Cs 134 und Cs 137 ist konservativ der
Dampfdruck des metallischen Caesiums berücksichtigt worden;
nach der Stellungnahme der Reaktor-Sicherheitskommission führt
dies zu einer wesentlichen Überschätzung der Caesium-
Freisetzung, da realistischerweise vom Dampfdruck von Cs-
Oxiden und -Hydroxiden, nicht von Cs-Metall auszugehen
sei.

199

Eine Kontrolle der Hüllrohrintegrität für die Dauer der
Lagerung ist unter Berücksichtigung der gewählten
konservativen Ansätze, der Sicherung der
Einlagerungsbedingungen und der Wärmeabfuhr nach
nachvollziehbarer sachverständiger Bewertung nicht
geboten.

200

8.4.3.2 Die für die Hüllrohrintegrität wesentliche
Abschätzung, daß die Abfuhr der Nachzerfallswärmeleistung
gesichert ist, beruht auf hinreichend konservativen Ansätzen
und Randbedingungen und ist nachvollziehbar. Ausgangspunkt
sind die nach der Nebenbestimmung 7.1.1.9 nachzuweisende
Wahrung der maximal zulässigen Hüllrohrtemperaturen vor der
Beladung des Behälters und ferner die für jeden Behältertyp
definierte, im Gutachten der BAM geprüfte Auslegungsleistung
für die Wärmekapazität bzw. -leitfähigkeit. Aufgrund eigener
Abbrandberechnungen anhand als qualifiziert eingestufter
Rechenprogramme, experimenteller Untersuchungen und
Meßprogramme hat der TÜV mit konservativen Ansätzen zur
Anfangsanreicherung zu unterschiedlichen Umgebungstemperaturen
und zur Wandstärke die maximal bis zur Ausschöpfung der
Auslegungsleistung mögliche Hüllrohrtemperatur berechnet.
Diese überschreitet bei zwei Behältertypen die festgelegte
zulässige Höchsttemperatur der Hüllrohre; soweit sich ergeben
hat, daß letztere die für die Auslegungsleistung des Behälters
mögliche Temperatur überschreitet, ist nach der Bewertung des
TÜV die Einhaltung der maßgeblichen Wärmeleistung durch den in
den Technischen Annahmebedingungen geregelten Nachweis der
effektiven Nachzerfallswärmeleistung der einzelnen
Brennelemente gewährleistet. Die sichere Abfuhr der
Nachzerfallswärme ist nach den überzeugenden Ausführungen des
TÜV im Gutachten vom November 1982 und den Erläuterungen im
Rahmen des Erörterungstermins vom 21. bis 29. Juni 1983 (vgl.
Protokoll Band 2, S. 681 bis 795) durch natürliche Konvektion
sichergestellt. Diese Beurteilung beruht darauf, daß die
Lagerhalle lüftungstechnisch für die Abfuhr der
Gesamtwärmeleistung mit einer Sicherheitsreserve ausgelegt
ist, und ferner auf eingehenden experimentellen Untersuchungen
mit Strömungsversuchen an einem Hallenmodell; deren
Raumströmungsbild ist nach den Grundsätzen der
Ähnlichkeitslehre als auf die Lagerhalle übertragbar bewertet,
weil Modellversuche auch im Bereich der Wärme- und
Strömungstechnik Stand von Wissenschaft und Technik sind.
Danach ist nicht zu beanstanden, daß die naturgesetzliche
Konvektionsströmung als ausreichend und Störungen als
vernachlässigbar beurteilt worden sind. Auf der Grundlage
annähernd gleicher Oberflächentemperaturen konnte, zumal
Wärmerückströmungen nicht festgestellt wurden, auf eine
annähernd gleiche Kühlluftversorgung aller Behälter
geschlossen werden.

201

8.4.3.3 Die die Dichtheit der Behälter für LWR-
Brennelemente betreffenden Grundannahmen für die Abschätzung
der Ableitung radioaktiver Stoffe und der Strahlenexposition
im bestimmungsgemäßen Betrieb treffen nach den Gutachten und
Stellungnahmen der BAM zu; von den Klägern vorgetragene
Bedenken greifen nicht durch. Eine Funktionsbeeinträchtigung
der sicherheitstechnisch bedeutsamen Bauteile durch die
ionisierende Strahlung, die Nachzerfallswärme und den
Behälterinnendruck ist danach selbst bei einer Hüllrohr-
Defektrate von 100 v.H. und entsprechender Freisetzung von
Spaltgasen auszuschließen; für die überwiegend im
spannungsarmen Zustand befindlichen massiven Komponenten der
Behälter sind negative zeitabhängige Einflüsse - zumal unter
Berücksichtigung des Abklingens der Nachzerfallswärme und der
Strahlenbelastung - nicht zu besorgen.

202

Die BAM hat nachvollziehbar und auf der Grundlage
konservativer Annahmen und Randbedingungen begründet, daß eine
korrosive Beanspruchung der sicherheitsrelevanten Bauteile mit
der Folge eines Dichtheitsverlustes auszuschließen ist. Danach
ist eine nachteilige Veränderung des Behälterkörpers und der
Deckel infolge der Einwirkung von entionisiertem Wasser bei
der Beladung unter Berücksichtigung der Dauer dieses
Arbeitsgangs, der Dicke der Bauteile, der inneren
Nickelbeschichtung und des äußeren Epoxidharzanstrichs nicht
zu besorgen; die nach Evakuierung des Behälterinneren noch zu
betrachtende Restfeuchtemenge stellt - vor allem wegen Fehlens
von Sauerstoff - selbst bei ungünstiger Reaktion bei hohen
Temperaturen kein Korrosionsrisiko dar, und zusätzliche
Wassereinschlüsse in den Brennelementen sind nicht zu
erwarten, da nur intakte Brennelemente und Hüllrohre in
Betracht zu ziehen sind. Für die Metalldichtringe, die die
maßgebliche Dichtfunktion über die festgelegte Dauer zu
erfüllen haben, ist nach den nachvollziehbaren Betrachtungen
der BAM, die auf jahrelangen Untersuchungen, zahlreichen
geprüften Messungen und sachverständigen Auswertungen
aufbauen, gewährleistet, daß keine Restfeuchte zurückbleibt,
die ein Korrosionsrisiko darstellt. Die Einhaltung der
Randbedingungen, Handhabungen und Verfahren in bezug auf den
Beladungsvorgang, die Vakuumtrocknung sowie die
Vakuumhalteprüfung und die Kontrolle sind im Grundsatz
sichergestellt. Nach Nebenbestimmung 7 der Genehmigung ist
durch Bescheinigungen unabhängiger Sachverständiger
nachzuweisen, daß Art und Weise der Beladung der Behälter den
Technischen Annahmebedingungen entsprechen, und sind die
entsprechenden Prüfprotokolle der Aufsichtsbehörde zur Prüfung
vorzulegen. In den geprüften und für geeignet beurteilten
Vorschriften für die Behältertrocknung - Arbeitsanweisung 11
und Prüfvorschrift 60, die Teil der Technischen
Annahmebedingungen sind - sind die Handhabungs- und
Prüfschritte und die maßgeblichen Bezugswerte für die
Restwasserkonzentration im Behälterinneren jeden Behältertyps
und für die Anforderungen an die Funktionsfähigkeit der
Feuchtemeßgeräte festgelegt. Der Schluß der BAM, daß mit
geeigneten Methoden die Einhaltung der ausreichend sicheren
Restfeuchtewerte nachgewiesen werden kann, ist nicht zu
beanstanden. Ihre Beurteilung deckt auch den Einwand der
Kläger ab, Restfeuchtemengen in Nischen und Spalten des
Behälterkörpers und ein Wasserfilm zwischen Primärdeckel und
Behälterkörper würden von der Vakuumtrocknung nicht erfaßt,
zumal die Vakuumtrocknung vor dem endgültigen Fixieren des
Primärdeckels durchgeführt werde. Ein unzulässiges Verschieben
der Lösung des Problems der Restfeuchte auf die
Bedienungsanleitung, Kontrolle und Meßeinrichtungen ist nicht
festzustellen; nach der Prüfvorschrift 60 sind die
spezifizierten Restfeuchtegehalte als Wasserkonzentrationen
mit direkten physikalischen Meßmethoden nachzuweisen, und nur
mit diesem Nachweis ist die Einlagerung genehmigt. Daß die
spezifizierten Restfeuchtemengen in der Praxis erreichbar
sind, ist nach dem Gutachten der BAM nicht in Zweifel zu
ziehen und im übrigen experimentell bestätigt worden (vgl.
Stellungnahme der BAM vom 9. November 1992). Auch unter dem
vom Sachbeistand der Kläger im Hinblick auf die
Behälterbeladung im Kernkraftwerk Philippsburg angesprochenen
Aspekt der Dauer der Feuchtigkeitseinwirkung bei der
Beladungsprozedur war ein zusätzliches Korrosionsrisiko nicht
in Rechnung zu stellen und ist die Beurteilung der BAM nicht
erschüttert. Nach der die Zusammenhänge nachvollziehbar
erläuternden Stellungnahme der BAM vom 23. Oktober 1996 sind
unter den gegebenen Randbedingungen wie entmineralisiertes
Beckenwasser mit Borsäurezusatz dichtungsrelevante korrosive
Einflüsse namentlich auf die aluminiumummantelten
Metalldichtringe auch bei längerer als der zunächst lediglich
im Hinblick auf betriebliche Erfordernisse zugrunde gelegten
Dauer der Beladung unter Wasser nicht zu erwarten.

203

Daß die Einhaltung der Sicherheitsanforderungen in der
Praxis die Beachtung und genaue Anwendung der in Arbeits-,
Prüf- und Kontrollvorschriften festgelegten Vorgaben
voraussetzt, ist jeder Anwendung von und jedem Umgang mit
komplexerer Technik immanent. Gerade bei nicht
automatisierten, voluntativ steuerbaren Abläufen ist
Verhaltenssicherheit und der praktische - nicht absolute -
Ausschluß von Abweichungen des menschlichen Verhaltens bis hin
zu menschlichem Versagen durch an den Handelnden anknüpfende
Vorkehrungen zu erzielen. Solche Vorkehrungen sind hier durch
spezifizierte Werte, dezidierte Prüf- und Arbeitsanweisungen,
sachverständige und behördliche Kontrollen sowie Anforderungen
an die Qualifikation des Personals den Maßstäben praktischer
Vernunft genügend getroffen und als Voraussetzung für die
Einlagerung in der Genehmigung einschließlich der
Nebenbestimmungen und des von deren Regelungsgehalt umfaßten
Betriebshandbuchs und der Technischen Annahmebedingungen
festgelegt. Auch insoweit ergibt sich aus den Vorkommnissen
bei der Beladung eines Behälters der Bauart CASTOR IIa im
Kernkraftwerk Philippsburg im Sommer 1994, bei der es zu
Abweichungen von den Prüf- und Arbeitsvorschriften kam, nichts
Gegenteiliges. Abgesehen davon, daß im Ergebnis den
sicherheitstechnischen Anforderungen genügt wurde
(vgl. gutachterliche Stellungnahme des TÜV vom 9. September
1994), haben die Abweichungen keine Lücken in der
Gewährleistung der Einlagerungsbedingungen und in der
Kontrolle hervortreten lassen. Die von den Sachverständigen
aus den Erfahrungen mit dem in Rede stehenden Beladungsvorgang
unterbreiteten Verbesserungsvorschläge dienen nach der
Stellungnahme des TÜV vom 17. Januar 1995 (Anlage 15 zum
Schriftsatz der Beklagten vom 7. April 1995 in Beiakte 103)
der Steigerung der Effizienz des Beladevorgangs, nicht der
Behebung von Sicherheitsmängeln. Die Umsetzung der
entsprechenden Erfahrungen und Erkenntnisse durch
Überarbeitung der Arbeits- und Prüfvorschriften für die
Beladung - allerdings ohne die vom Sachbeistand der Kläger
unter dem Aspekt der wesentlichen Änderung angesprochenen
Konstruktionsänderung des Primärdeckels durch eine zweite
Prüfbohrung - ist durch die 6. Änderung genehmigt und damit
jetzt maßgeblich. Im übrigen ist zu beachten, daß das
Regelsystem der Aufbewahrungsgenehmigung Abweichungen von den
Vorgaben zu Handhabungs- und Prüfschritten, die in der Praxis
wegen der Komplexität der Abläufe nicht ausgeschlossen werden
können, bereits Rechnung trägt. Maßgebend für die Einlagerung
sind die sicherheitstechnischen Anforderungen an den Behälter
und die Brennelemente, die in der Genehmigung bzw. den
Technischen Annahmebedingungen festgelegt sind und die
zwingend bereits bei der Beladung einzuhalten sind. Dies
bestimmt Abs. 1 Satz 1 der Nebenbestimmung 7 in Verbindung mit
den weiteren Regelungen unter 7.1 und 7.2. Der Nachweis ist im
Regelfall durch die Vorlage der dort aufgeführten Unterlagen
zu führen. Bei Abweichungen eröffnet Abs. 2 der
Nebenbestimmung 7 den Weg, "entsprechende Nachweise" zur
Prüfung vorzulegen, ob der Inhalt und die Art und Weise der
Beladung des Behälters den Technischen Annahmebedingungen und
damit den materiellen sicherheitstechnischen Anforderungen für
die Einlagerung entsprechen. Unter Heranziehung zusätzlich
vorzulegender Bescheinigungen von Sachverständigen ist es
Sache der Aufsichtsbehörde, trotz Abweichung die Einlagerung
des betreffenden Behälters zuzulassen, wenn auf entsprechende
Weise der Nachweis der sicherheitstechnischen Unbedenklichkeit
geführt ist. Daß mit einer solchen Öffnung die
Genehmigungsbehörde den ihr zu Gebote stehenden
Verantwortungsbereich für die Sicherstellung der
erforderlichen Schadensvorsorge überschritten hat, ist nicht
zu sehen.

204

Eine korrosive Beeinflussung der Metalldichtringe durch in
der Behälteratmosphäre freigesetzte Spaltprodukte hat die BAM
auch unter Berücksichtigung der Langzeiteinflüsse
ausgeschlossen. Grundlage der Abschätzung ist das vom TÜV
pessimal bei einer Hüllrohr-Schadensquote von 100 v.H.
berechnete Aktivitätsinventar und die vor dem Druckspalt
anliegende Massenkonzentration bzw. der Dampfdruck der
Spaltprodukte einschließlich des aus dem Zerfall von Krypton
anfallenden Rubidiums. Konservative Randbedingungen sind die
Vernachlässigung chemischer Verbindungen mit niedrigem
Dampfdruck in der Brennstoffmatrix, die Vernachlässigung der
Absorption und Reaktion der Spaltprodukte an der Behälterwand
und am Behälterboden sowie der Verzicht auf die
Berücksichtigung einer befristeten Dichtfunktion der
Elastomerdichtungen. Nach Berechnung mit konservativen
Diffusionskoeffizienten, allen Diffusionspfaden, Temperaturen
und Dampfdruckdifferenzen hat die BAM bei einer Höhe des
Deckelspalts zwischen Primärdeckel und Behälterkörper
(Blockspalt) von 10 ?m die auf die Metalldichtung einwirkenden
flächenbezogenen Spaltproduktmengen als so niedrig
abgeschätzt, daß ein Verlust der Dichtwirkung nicht zu
besorgen ist. Die Einhaltung der Blockspalthöhe war
ursprünglich durch Vorlage des Protokolls über die
Blockspaltmessung nachzuweisen (vgl. Nebenbestimmung 7.1.1.5
der Genehmigung in der Fassung des 1. Nachtrags). Entsprechend
der Regelung im 2. Absatz der Nebenbestimmung 7.1.1 ist durch
die 6. Änderung der Genehmigung bestimmt, daß dieses
Erfordernis entfällt. Der Verzicht auf die Blockspaltmessung
bedeutet keinen Sicherheitsmangel. Nach dem Versuchsbericht
der BAM vom 3. September 1992 (Anlage 13 des Schriftsatzes der
Beklagten vom 7. April 1995 in Beiakte 103) ist nach den
Ergebnissen von unter konservativ simulierten Lagerbedingungen
durchgeführten Langzeituntersuchungen zur Dichtwirkung und zum
Werkstoffverhalten des Metalldichtrings unter Einfluß von
Caesium eine unzulässige Reduzierung der Dichtwirkung der
Metalldichtringe aufgrund des Einflusses von Caesium
auszuschließen; die Übertragbarkeit dieser Bewertung auf die
Behälter für LWR-Brennelemente ist in der Stellungnahme der
BAM vom 2. Februar 1995 (U. 2.3.8 in Beiakte 106)
bestätigt.

205

Die Langzeitdichtwirkung des Deckelsystems hat die BAM im
Gutachten vom November 1982 auch im übrigen auf der Grundlage
eigener Untersuchungen und Berechnungen unter konservativen
Randbedingungen nachvollziehbar abgeschätzt. Die für die
Metalldichtringe erforderliche durch die Reaktionskraft des
Spiralfederkerns bewirkte Mindestanpresskraft wird danach für
die Lagerzeit von 40 Jahren sicher eingehalten; ein durch
Relaxation bedingter Spannungsabfall des Spiralfederwerkstoffs
wird als unkritisch angesehen, ein Kriechbruch der Spiralfeder
unter Berücksichtigung der maximalen Temperatur einleuchtend
ausgeschlossen. Bei dieser Abschätzung kann sich die BAM auf
vorgelegte Ergebnisse über Langzeituntersuchungen an gleichen
oder ähnlichen Metalldichtringen vom Typ Helicoflex stützen.
Die erforderlichen Anpresskräfte werden durch die
Deckelschrauben sicher aufrechterhalten; deren
Spannungsverluste durch Relaxation sind mit beträchtlichen
Reserven unbedeutend. Daß, wie seitens der Kläger vorgetragen
wird, konkrete Erkenntnisse aus praktischer Anwendung an
Behältern für Brennelemente noch nicht vorliegen, ist als
solches kein Mangel, vielmehr eine typische Situation bei sich
neu stellenden Problemen, deren Folgen durch die
sachverständigen Beurteilungen soweit wie im maßgeblichen
Zeitpunkt möglich abgedeckt sind. Eventuell verbleibender
Unsicherheit muß durch Kontrollen, z.B. mittels des
Lagerbehälter-Überwachungssystems, und Offenhalten späterer
Abhilfe Rechnung getragen werden.

206

Aufgrund der vorstehend erörterten Randbedingungen wird die
für die betrachtete Aktivitätsfreisetzung zugrunde gelegte
Auslegungs-Helium-Leckrate von 10-7 mbar l/s nach der
Abschätzung der BAM für den genehmigten Zeitraum sicher
eingehalten. Sie wird konservativ als das technische Kriterium
angesehen, mit dem die ordnungsgemäße Dichtsystemfunktion
bestätigt wird. Diese Leckrate wird bei den Metalldichtungen
des Primärdeckels und des Sekundärdeckels, mithin durch zwei
Barrieren, sicher eingehalten. Unter Zugrundelegung der
Leckrate hat die BAM weiter insbesondere die Caesium- und
Tritium-Permeation berechnet; danach ist die Tritium-Leckrate
nach 40 Jahren auf maximal 1 Tritium-Atom pro Jahr
angestiegen. Die Standard-Helium-Leckrate ist in den
Technischen Annahmebedingungen zugrunde gelegt und ist nach
der Nebenbestimmung 7 vor der Beladung, dem Abtransport zum
BZA und unverzüglich nach der Einlagerung nachzuweisen. Mit
ihr ist in jedem Fall den Annahmen der hypothetischen
Betrachtung zur Aktivitätsfreisetzung behälterseitig genügt.
Ohne weiteres nachvollziehbar ist danach, daß eine
Abluftfilterung nicht zur Wahrung der erforderlichen
Schadensvorsorge geboten ist.

207

Sonstige an den Deckeldichtungen vorbeiführende
Aktivitätsfreisetzungen über nicht überwachte Pfade sind
auszuschließen. Die der Genehmigung zugrunde liegende
Risikobewertung, daß nach dem Stand von Wissenschaft und
Technik eine Beeinträchtigung der Haftfestigkeit der
galvanisch aufgetragenen Nickelschicht auch unter
Langzeitbedingungen und desweiteren ein nicht detektierbarer
Freisetzungspfad auszuschließen sind, ist nicht zu
beanstanden. Dabei konnte sich die Genehmigungsbehörde auf die
nachvollziehbare Abschätzung der BAM stützen, wie sie
jedenfalls in der gutachtlichen Stellungnahme für das
Brennelement-Zwischenlager Gorleben vom 20. Oktober 1982, auf
die die bestätigende und aktualisierende Stellungnahme der BAM
vom 9. November 1992 verweist, und in den Äußerungen der
Sachverständigen im Erörterungstermin von 1983 (vgl. Protokoll
Band 2, S. 641 ff., 670 ff. in Beiakte 17) ihren Ausdruck
gefunden hat. Von den Klägern hierzu vorgetragene Einwände
vermögen diese sachverständigen Aussagen nicht zu erschüttern.
Nach der Abschätzung der BAM sind Haftungsschäden, Risse und
Poren der Nickelbeschichtung schon fertigungstechnisch
auszuschließen. Nach der Oberflächenbearbeitung und der
chemischen sowie elektrochemischen Vorbehandlung der zu
vernickelnden Flächen mit der Folge des Herauslösens des
Kugelgraphits aus dem Gußeisen und dadurch bedingter höherer
Haftfestigkeit sowie nach Prüfung der Oberflächenbehandlung
erfolgt die Beschichtung in einem Arbeitsgang auf Flächen,
Kanten und Radien, wobei infolge inhomogener
Stromdichteverteilung morphologische Unterschiede entstehen,
die einen durchgehenden Freisetzungspfad verhindern. Die
anschließende spanabhebende Bearbeitung ist eine indirekte,
harte Haftungsprüfung, weil die dabei auftretenden
Schnittkräfte bei nicht vollständiger Haftung der
Nickelschicht deren sofortige Ablösung zur Folge hätten. Mit
der Sichtprüfung durch Sachverständige und der
Farbeindringprüfung lassen sich nach der Abschätzung der BAM
Risse eindeutig feststellen; ferner wird die Einhaltung der in
den Herstellervorschriften definierten Eigenschaften geprüft,
und ist die Nickelbeschichtung Teil der Qualitätssicherung.
Ein zerstörungsfreies Prüfverfahren ist bei metallischen
Beschichtungen nicht gegeben; im übrigen hat die Nickel-
Beschichtung bei Fallversuchen zur Simulation von Störfällen
den abdeckenden Belastungen standgehalten. Desweiteren hat die
BAM einen nicht detektierbaren Freisetzungspfad, bei dem
radioaktive Stoffe die Nickelschicht auf einer Strecke von
etwa 28 cm, auf der die Nickelschicht auf drei senkrecht
zueinander stehenden Flächen abgeschieden ist, unterkriechen
müßten, ausgeschlossen, zumal die Anpresskräfte der
Primärdeckel- und Sekundärdeckel-Verschraubung als weitere
Barriere wirken.

208

Die Abschätzung der Aktivitätsfreisetzung ist schließlich
nicht durch das Vorbringen des Sachbeistands der Kläger
erschüttert, wegen des fehlenden nachgewiesenen Ausschlusses
verborgener Fehler etwa im Bereich der Längsbohrungen sei
konservativ eine erhebliche Freisetzung von Tritium durch
Diffusion durch die Behälterwand anzunehmen; nach der in
der Sache nicht substantiiert angegriffenen Begutachtung
durch die BAM ist eine solche Freisetzung, wie zur
Qualitätssicherung weiter erörtert werden wird, für den
bestimmungsgemäßen Betrieb und nach der bereits erörterten
Auswertung der Fallversuche für Störfälle zuverlässig
auszuschließen.

209

8.4.4 Die der Risikoermittlung und -bewertung der
Genehmigungsbehörde in bezug auf die Lagerung von
Brennelementen und sonstigem Lagergut aus dem THTR
zugrundeliegende Abschätzung der Abgabe radioaktiver Stoffe im
Gutachten des TÜV vom September 1988 und in weiteren
gutachtlichen Stellungnahmen ergibt ebenfalls bei Ansatz
konservativer Randbedingungen ein Unterschreiten der
Dosisgrenzwerte des § 45 StrlSchV um mehrere
Größenordnungen.

210

Der als "technisch dicht" eingestufte Behältertyp läßt im
Normalbetrieb praktisch keine Aktivitätsfreisetzung besorgen.
Die Freisetzung ist gleichfalls allein auf der Grundlage einer
berechneten hypothetischen Abgaberate zugrunde gelegt. Davon
ausgehend hat der TÜV aus dem maximalen, konservativ
angesetzten Aktivitätsinventar in der Behälteratmosphäre die
Abgabe radioaktiver Stoffe bezogen auf die gasförmigen Nuklide
H 3 und Kr 85 errechnet und unter Berücksichtigung des
Auftretens des Nuklids C 14 Werte für die Jahresdosis in der
Größenordnung von 10-5 mSv abgeschätzt. Die Beurteilung des
Unterschreitens der Dosisgrenzwerte des § 45 StrlSchV um
mehrere Größenordnungen hat der TÜV in der ergänzenden
Stellungnahme vom 7. Juni 1989 (U. 2.1.5 in Beiakte 80)
aufrechterhalten. Die vom TÜV auf der Grundlage allgemeiner
Kenntnisse, experimenteller Ergebnisse und eigener
Berechnungen formulierten Randbedingungen und Annahmen sind
hinreichend konservativ.

211

8.4.4.1 Dies gilt zunächst für das Aktivitätsinventar in
der Behälteratmosphäre; insoweit ist die Barrierewirkung der
Brennelementkanne mit einer Leckrate von 10-3 mbar l s-1 nicht
mindernd berücksichtigt, da mangels Dichtheitsnachweises davon
kein Kredit genommen wird. Folge der im Vergleich mit dem
Reaktorbetrieb wesentlich niedrigeren Brennelementtemperaturen
in der Kanne ist, daß die Freisetzung aus mechanisch intakten
Brennelementen, auf die sich die Einlagerung im Grundsatz
bezieht, und die Freisetzung von anderen Spaltprodukten als
H 3 und Kr 85 vernachlässigbar gering ist. Das betrachtete
Aktivitätsinventar an H 3 und Kr 85 ist im Vergleich mit dem
in Behältern für LWR-Brennelemente nachvollziehbar als sehr
niedrig eingestuft. Die Nachzerfallswärme, deren unter
ungünstigen Bedingungen betrachtete Abfuhr ebenso wie bei der
Lagerung der LWR-Brennelementen gesichert ist, ist mit sehr
hohem Sicherheitsabstand so niedrig, daß eine
temperaturbedingte Schädigung der Graphitstruktur der
Brennelemente ausgeschlossen wird. Nachvollziehbar ist weiter
die Annahme, daß mechanisch beschädigte Brennelemente beim
Entladevorgang im THTR mit einer nach behördlicher Bestätigung
betriebsbereiten Sortier- und Prüfeinrichtung zuverlässig
erkannt und automatisch ausgesondert werden und daß
geringfügige Beschädigungen der Brennelement-Struktur bei
Erhaltung der Barrierefunktion der Brennstoffpartikel für eine
Spaltproduktfreisetzung ohne Bedeutung sind. Selbst wenn sich
infolge der angesprochenen Kugelbruchrate im THTR vereinzelt
auch zerbrochene Elemente im Behälter befinden, hat das nach
der ergänzenden Stellungnahme des TÜV vom Februar 1990
(U 2.2.3 in Beiakte 80), die auf der Auswertung umfassender
Dokumentationen der betrieblichen Kühlgasaktivität und eigenen
Abschätzungen des TÜV beruht, nicht zur Folge, daß der im
Gutachten vom September 1988 konservativ zugrunde gelegte, für
eine Spaltproduktfreisetzung relevante Partikeldefektanteil
von 2 x 10-3 zu erhöhen ist. Schließlich führt nach der
gutachtlichen Stellungnahme des TÜV vom 9. März 1990 (U 2.2.4
in Beiakte 80) auch das Vorhandensein von Absorber- und
Moderatorelementen im Behälter zu keinen negativen Folgen,
insbesondere nicht zu einer höheren H 3-Freisetzung, einer
Erhöhung der Nachzerfallswärme oder der Gammastrahlen-
Quellstärke.

212

8.4.4.2 Die die Dichtheit der Behälter selbst betreffenden
Grundannahmen für die Aktivitätsfreisetzung treffen nach dem
Gutachten der BAM vom September 1988 zu. Danach haben die
ionisierende Strahlung im Hinblick auf die
Neutronenquellstärke, die um mehrere Größenordnungen unter
derjenigen in Behältern für LWR-Brennelementen liegt, die
Nachzerfallswärme wegen vergleichsweise wesentlich niedrigerer
Temperaturen am Dichtungsbereich, der Behälterinnendruck und
der Sperraumdruck keine Funktionsbeeinträchtigung der
sicherheitstechnisch bedeutsamen Bauteile zur Folge. Ebenso
sind Korrosionseinflüsse auszuschließen. Eine Freisetzung
korrosiver Spaltprodukte ist wegen der Barrierewirkung der
Brennelementstruktur und wegen der niedrigen
Brennelementtemperatur auszuschließen. Das aus dem Zerfall von
Kr 85 anfallende Nuklid Rubidium gelangt wegen Reaktion mit
Feuchte und Sauerstoff nicht elementar und wegen des niedrigen
Dampfdrucks auch nicht als Oxid bzw. Hydroxid in den
Dichtungsbereich. Die somit nach Evakuierung und
Heliumbefüllung des Behälterinneren nur zu betrachtende
luftgetragene Restfeuchte ist nach den nachvollziehbaren
Abschätzungen des TÜV und der BAM für korrosive Einflüsse auf
Brennelemente und Dichtungsbestandteile ohne Bedeutung. Die
durch Änderung der Arbeitsanweisung 38/2 "Heliumbefüllung für
die Behälter" für THTR-Brennelemente aufgrund bei der Beladung
gemachter Erfahrungen vorgenommene Erhöhung des
einzustellenden Evakuierungsdrucks von 1 mbar auf entsprechend
10 mbar, die Gegenstand der 2. Änderungsgenehmigung ist, ist
nach der gutachtlichen Stellungnahme der BAM vom 24. Juni 1992
(U 2.2.1 in Beiakte 98) wegen nur minimaler Erhöhung des
Restfeuchteanteils ohne Relevanz für die Dichtheit. Die
Aufrechterhaltung der Langzeitwirksamkeit der maßgebenden
Barrierenbestandteile wird unter Bezugnahme auf die
ausführlichen, insbesondere auf die Eigenschaften der
verwendeten Werkstoffe bezogenen Betrachtungen im Gutachten
der BAM vom November 1982 nachvollziehbar bestätigt. Auf der
Grundlage der geprüften Grundannahmen wird die Auslegungs-
Helium-Leckrate von 10-5 mbar l/s aus sicherheitstechnischer
Sicht für Behälter für THTR-Brennelemente als klein genug
bewertet und der Abschätzung der Aktivitätsfreisetzung
zugrunde gelegt. Gleichwohl wird konservativ eine Standard-
Helium-Leckrate von 10-7 mbar l/s als das maßgebliche
Dichtheitskriterium angesehen, das in den Technischen
Annahmebedingungen zugrunde gelegt ist. Damit ist auch hier in
jeden Fall den Annahmen der hypothetischen Betrachtung der
Aktivitätsfreisetzung behälterseitig genügt.

213

8.4.4.3 Die Abschätzung der Strahlenexposition ist nicht im
Hinblick auf Modifikationen des Behälterinhalts, die durch die
4. und 5. Änderung genehmigt worden sind, zu ändern. Nach den
Gutachten des TÜV und der BAM vom Juli 1994 (U 2.2.3 und
U 2.2.2 in Beiakte 101) und der Stellungnahme der BAM vom
2. März 1994 (U 2.2.1 in Beiakte 101) stellen die Änderungen
durch die 4. Änderungsgenehmigung die grundsätzlichen Aussagen
in den Gutachten vom September 1988 zur Strahlenexposition
nicht in Frage. Die Erhöhung der Lagermenge auf
620.000 Brennelemente kann als durch die Sicherheitsgutachten
abgedeckt bewertet werden. Die Erhöhung der Anzahl bestrahlter
Betriebselemente im Behälter auf maximal 2110 ist unter den
Aspekten des Wärmeeintrags und der Freisetzung von Aktivität
ebenfalls durch die Dichtheits- und Expositionsbetrachtungen
abgedeckt. Im Hinblick auf die Einlagerung von mit Bruchkannen
beladenen Behältern ist unter Ansatz eines konservativ
eingestellten höheren Anteils defekter Brennstoffpartikel, der
höheren Abklingzeit und der Annahme der Freisetzung der
gesamten Aktivität unmittelbar nach Befüllen der Kanne das
maximale Aktivitätsinventar von H 3 und Kr 85 betrachtet
worden. Trotz wesentlicher Erhöhung des Kr 85-Anteils gelangt
der TÜV wegen der begrenzten Anzahl von etwa 20 Behältern
nachvollziehbar zu der Einschätzung, daß die
Strahlenexposition gegenüber der im Gutachten vom
September 1988 angegebenen kaum verändert ist. Hinsichtlich
der Behälter mit unterschiedlicher Zusammensetzung und
Befüllung, insbesondere unvollständigem Befüllungsgrad ist die
bei einem Evakuierungsdruck von entsprechend 10 mbar
abgeschätzte Erhöhung des Restfeuchteinventars selbst im
ungünstigsten Fall der Befüllung mit nur einer Brennelement-
Kugel ohne korrosive Bedeutung, da der von der BAM berechnete
maximale Feuchtegehalt den für die Metalldichtungen maximal
zulässigen sicher unterschreitet. Bei den von der 5. Änderung
erfaßten Behältern mit Abfallkannen ist nach den oben
angeführten Gutachten des TÜV und der BAM vom Juli 1994 und
weiteren gutachtlichen Stellungnahmen (in Beiakte 105) im
Vergleich mit den Gutachten vom September 1988 von geringen
Werten für das Aktivitätsinventar und den Temperatureinfluß
des Erodiergutes sowie der Betriebselemente auszugehen. Das
Entstehen eines aus der Verbindung von Wasserstoff aus der
Restfeuchte mit Luftsauerstoff gebildeten Knallgasgemisches
mit der Folge der Beeinträchtigung der spezifizierten
Dichtheit bei Überschreiten der Zündgrenze ist durch
Molekularsieb und langfristig wirksamen
Rekombinationskatalysator vermieden. Die Restfeuchte ist
nachvollziehbar unter konservativen Ansätzen so gering
berechnet worden, daß ein Risiko der Korrosion unbedeutend
ist. Die mit der 5. Änderung genehmigte Aufbewahrung von AMR-
Brennelementen ist nach den Gutachten des TÜV und der BAM vom
Januar 1995 (U 2.2.7 und 2.2.8 in Beiakte 105) und weiteren
gutachtlichen Stellungnahmen sicherheitstechnisch
unbedenklich. Die konservativ angesetzten Parameter
Zerfallswärmeleistung, maximale Gesamtaktivität im Behälter
und maximale Freisetzungsrate sind durch die Abschätzungen in
den Gutachten vom September 1988 abgedeckt. Korrosive
Einflüsse sind wegen der geringen Restfeuchte nicht zu
erwarten; für die genehmigte Lagerdauer sind Integrität und
Dichtheit der Behälter gewährleistet.

214

8.4.5 Die Abschätzung der Strahlenexposition bei der
Lagerung von LWR-, THTR- und AMR-Brennelementen ist nicht
wegen eines Risikos der Kritikalität der Brennelemente unter
Lagerbedingungen in Frage zu stellen. Die PTB hat in der auf
die Auswertung von Literatur und eigenen Berechnungen
abgestützten Kritikalitätsbetrachtung vom 11. März 1986 (U 3
in Beiakte 15), die auf konservativsten Randbedingungen - wie
Flutung der Behälter durch Wasser, Betrachtung unbestrahlter
Brennelemente mit entsprechend erhöhtem Kernbrennstoffgehalt,
rechnerische Nachbildung einer unendlich ausgedehnten
Behälteranordnung, dichtest mögliche Packung benachbarter
Behälter - aufbaut, für LWR-Brennelemente einen
Neutronenvermehrungsfaktor errechnet, bei dem Behälter sicher
unterkritisch bleiben. Die Unterkritikalität der Behälter für
THTR-Brennelemente wird nach der Stellungnahme der PTB vom
8. Mai 1989 (U 2.2 in Beiakte 78) unter den gleichen
Randbedingungen - auch bei Mischnutzung der Halle mit
Behältern für LWR-Brennelemente - und nach der Stellungnahme
des BfS vom 5. März 1991 (U 3.3 in Beiakte 78) auch bei
Berücksichtigung von beschädigten und zerbrochenen
Brennelementen und Moderator- und Absorberelementen sicher
eingehalten. Dieses Ergebnis wird in der Stellungnahme des BfS
vom 19. Oktober 1994 (U 2.2.6 in Beiakte 101) für die
Gegenstände der 4. Änderungsgenehmigung und in der
Stellungnahme vom 18. Januar 1995 (U 2.2.10 in Beiakte 105)
für die Gegenstände der 5. Änderung bestätigt.

215

8.4.6 Die Einhaltung der Vorgaben bezüglich der
einzulagernden Stoffe und der verwendeten Lagerbehälter, die
der Abschätzung der Strahlenexposition zugrunde gelegt wurden,
ist - über die bereits erörterten Aspekte hinaus - hinreichend
gesichert. Dafür sind in den Nebenbestimmungen zahlreiche
konkretisierende Anforderungen festgelegt sowie
Untersuchungen, Kontrollen, Nachweise und Dokumentationen
aufgegeben worden. Das komplexe Regelungssystem läßt Lücken
nicht erkennen. Insbesondere ist vor der Beladung des
jeweiligen Behälters aufgrund von nach der Nebenbestimmung 7.1
der Aufsichtsbehörde vorzulegenden Unterlagen ausreichend
gewährleistet, daß nur spezifikationsgerechte, nach Maßgabe
des Qualitätssicherungsprogramms der BAM hergestellte Behälter
zum Einsatz kommen. Hinsichtlich der weiteren Arbeitsschritte
bis zur Einlagerung der Behälter ist der Beigeladenen in der
Nebenbestimmung zur Auflage gemacht, durch Bescheinigungen
unabhängiger Sachverständiger nachzuweisen, daß der Inhalt und
die Art der Behälter den geprüften Technischen
Annahmebedingungen entsprechen, und verschiedene
Prüfprotokolle vorzulegen. Wegen der Kontrolle der mit den
Begleitpapieren vorzulegenden Dokumentation im Hinblick auf
die Einhaltung der Technischen Annahmebedingungen ist in
Nebenbestimmung 18 der Genehmigung in der Fassung des
1. Nachtrags auf das Betriebshandbuch verwiesen, in dessen
Teil 2 diese Kontrolle vorgesehen ist. Im Hinblick auf die
vorstehend betrachteten Sachverständigenbeurteilungen spricht
nichts für die Erforderlichkeit, über die verfügten Auflagen
hinaus spezifizierende Regelungen zum Behälterinhalt zu
treffen. Insoweit greift die Überwachungsfunktion der
Aufsichtsbehörde ein, nämlich die Aufgabe, über die Einhaltung
der Vorschriften des Atomgesetzes und der auf dessen Grundlage
erlassenen Rechtsverordnungen einschließlich der
Strahlenschutzverordnung, ferner der Vorgaben einer
atomrechtlichen Genehmigung zu wachen (§ 19 Abs. 1 AtG).
Hierbei handelt es sich um betriebsbegleitende Maßnahmen bei
einzelnen Einlagerungsvorgängen und sonstige Betriebsabläufe,
die in bezug auf konkrete Behälter und einzelne Schritte vor
Ort zu realisieren sind. Wechselwirkungen, die die
Genehmigungsfrage aufwerfen, weil die Regelungsdichte der
Genehmigung nicht ausreicht,

216

vgl. BVerwG, Urteil vom 9. August
1994 - 7 C 44.93 -, BVerwGE 96, 259,
267,

217

werden nicht hervorgerufen. Anhaltspunkte für Zweifel an
der Zuverlässigkeit und Unabhängigkeit der Aufsichtsbehörde
für die Prüfung und Kontrolle der ihr vorzulegenden Nachweise
sind nicht ersichtlich. Insoweit mit Blick auf
Interessenverflechtungen vorgebrachte Einwände gehen über
allgemeine, unsubstantiierte Vermutungen nicht hinaus und
stellen letztlich die Möglichkeit und Zulässigkeit des Umgangs
mit gefährlichen Stoffen als solchen in Frage. Die von der
Genehmigungsbehörde und der Beigeladenen unabhängige Kontrolle
begegnet der Möglichkeit eines Unterlaufens der gestellten
speziellen Anforderungen.

218

Im Betriebshandbuch und seinen Anhängen (spezielle
Prüfvorschriften und Arbeitsanweisungen), der von den
Sachverständigen als geeignet begutachteten Grundlage für
einen sicheren Betrieb, sind die einzelnen Arbeitsschritte
sowie die je nach speziellen Voraussetzungen alternativen
Arbeitsabläufe detailliert beschrieben. Daß die Regelungen in
Nebenbestimmung 18 in der Fassung des 1. Nachtrags bezüglich
der Vorlage eines überarbeiteten Betriebshandbuches, in das
überarbeitete Technische Annahmebedingungen aufzunehmen sind,
nach der 2. Änderungsgenehmigung nicht mehr gelten, erklärt
sich aus der Tatsache, daß ein überarbeitetes, sachverständig
geprüftes Betriebshandbuch, dem die Genehmigungsbehörde
zugestimmt hat, vorgelegt worden ist. Der Neufassung der
Nebenbestimmung 18 ist nicht zu entnehmen, daß das
Erfordernis, das Betriebshandbuch vorzuhalten, entfallen ist;
sie setzt vielmehr das geprüfte und bestätigte Regelungs- und
Anweisungsgefüge des Betriebshandbuchs voraus. Die mit der
2. Änderung angeordnete Zuweisung der Überprüfung von
Änderungen des Betriebshandbuchs an die Aufsichtsbehörde trägt
dem Umstand Rechnung, daß bei Erlaß der neuen Nebenbestimmung
die Genehmigungsverfahren für die Aufbewahrung von LWR- und
THTR-Brennelementen abgeschlossen waren und das
Betriebshandbuch als ein in sich geschlossenes, in den Teilen
aufeinander abgestimmtes Regelwerk nach sachverständiger
Prüfung die Zustimmung der Genehmigungsbehörde gefunden hat.
Danach betreffen eventuelle Änderungen den Vollzug der
Genehmigung in bezug auf einzelne Schritte der Einlagerung und
des Lagerbetriebs in der Praxis, gegebenenfalls in Auswertung
praktischer Erfahrungen. Solche Vorgänge und Abläufe im
Detail, die der Kontrolle der Praxis durch die
Aufsichtsbehörde unterfallen, konnte die Genehmigungsbehörde
dieser überlassen, ohne daß der Schutz Dritter dadurch
betroffen wird. Auch die Aufsichtsbehörde ist in der konkreten
Praxis an die Vorschriften des Atomgesetzes und der auf dessen
Grundlage erlassenen Rechtsverordnungen gebunden, hat deren
Einhaltung zu überwachen und ist dabei auf den Grundsatz
bestmöglicher Schadensvorsorge festgelegt. Daß Änderungen des
Betriebshandbuchs im Sinne der Nebenbestimmung 18 neuer
Fassung nicht auch solche Änderungen umfassen, die der
Einhaltung des Genehmigungsinhalts einschließlich der
Nebenbestimmungen zuwiderlaufen, die also beispielsweise die
in der Nebenbestimmung 7 zum Zwecke der Gewährleistung der
Dichtheit der Behälter festgelegten Werte und den sonstigen
Inhalt der Nachweise oder die das Verfahren der Einschaltung
der Aufsichtsbehörde (vgl. Nebenbestimmung 10, 11, 13)
betreffen, und die die Genehmigungsfrage aufwerfen, folgt
unmittelbar aus der Nebenbestimmung 3 und versteht sich im
übrigen von selbst, weil sowohl die Beigeladene als auch die
Aufsichtsbehörde an den Inhalt der Genehmigung strikt gebunden
sind.

219

8.4.7 Die für einen sicheren Betriebsablauf erforderlichen
Einrichtungen wie Hebezeuge und Handhabungseinrichtungen, das
Strahlenschutzmeßsystem, die elektrotechnischen Anlagen und
das Lagerbehälter-Überwachungssystem sind in Erfüllung der
Nebenbestimmung Nr. 5 in der ursprünglichen Bescheidfassung
einer Funktions- und Abnahmeprüfung des TÜV unterzogen und als
funktionsgerecht begutachtet worden. Insbesondere das
Lagerbehälter-Überwachungssystem gewährleistet nach den
Gutachten des TÜV und der BAM die ihm zugeschriebenen
Funktionen der Überwachung der Dichtheit des Deckel-Dichtungs-
Systems, der Ortsdosisleistungen, bei Störmeldungen der
Hilfsanlagen und der Selbstüberwachung ausreichend
zuverlässig. Die Konstruktion und Auslegung der u.a. nach
vorgelegten Zeichnungen und Prüffolgeplänen geprüften
Druckmeßgeräte einschließlich der von der
3. Änderungsgenehmigung erfaßten (vgl. Stellungnahme der BAM
vom 16. November 1993, U 2.2.1 in Beiakte 97) stellen sicher,
daß bei einem Abfall des Sperraumdrucks durch Verlust der
Dichtwirkung im Bereich des Primärdeckels und des
Sekundärdeckels eine optische und akustische Signalanzeige bei
der zentralen Überwachungseinheit jeweils erfolgt, wenn der
Sperraumdruck über dem maximal zulässigen Behälterinnendruck
liegt. In die Betrachtung sind unter Einbeziehung von
Herstellerversuchen und unter konservativen Randbedingungen
die denkbaren Einzelfehler eingestellt und nachvollziehbar
dahin bewertet, daß das Druckmeßgerät auch dann seine
bestimmungsgemäße Funktion sicher erfüllen kann und dies für
die genehmigte Lagerdauer gilt. Auch ist die
Funktionstauglichkeit nicht im Hinblick auf die Verbindung des
Druckmeßgeräts mit den übrigen Systemteilen in Frage zu
stellen. Soweit es nach der Einlagerung von Behältern mit
THTR-Brennelementen bei der ursprünglich genehmigten
Kabeldurchführung durch die Schutzplatte zu Fehlmeldungen
gekommen ist, kann dahinstehen, ob dadurch relevante
Funktionsmängel der Konstruktion hervorgetreten sind. Diese
sind jedenfalls, was für die gerichtliche Entscheidung
maßgeblich ist, mit der Änderung der Kabeldurchführung durch
einen ungeteilten, abgedichteten Flansch, die Gegenstand der
2. und 6. Änderungsgenehmigung ist, behoben. Nach den hierzu
vorgelegten gutachtlichen Stellungnahmen des TÜV und der BAM
(in Beiakten 98 und 110) ist die Konstruktionsänderung nach
dem Stand von Wissenschaft und Technik selbst unter
ungünstigen Bedingungen geeignet, das Eindringen von Schmutz
und Nässe zum Druckschalter und korrosive Einflüsse
ausreichend zu verhindern und die Funktionstauglichkeit des
Druckmeßgeräts auch unter den mangels Ausgleichs mit dem
Atmosphärendruck geänderten Druckverhältnissen unter der
Schutzplatte und bei unterschiedlichen Umgebungstemperaturen
und Schalttoleranzen sicherzustellen; dies gilt so auch bei
aufgebrachtem Fügedeckel. Die erforderlichen Änderungen der
Handhabungsabläufe sind im geänderten Betriebshandbuch und
weiteren Prüf- und Arbeitsvorschriften festgelegt.

220

8.4.8 Die Einhaltung der sicherheitsrelevanten Funktionen
sämtlicher Behälterbauteile und Komponenten wird durch die von
der BAM eingehend begutachtete Qualitätssicherung
sichergestellt, die entgegen dem Vortrag des Sachbeistands der
Kläger gerade nicht maßgeblich auf Verfahrensprüfungen
abstellt. Durch die festgelegten Maßnahmen der
Qualitätsplanung - wie auf Untersuchungen, Prüfungen und
Proben aufbauende Werkstoffdatenblätter, Funktions- und
Prüffolgepläne, Herstellvorschriften und Dokumentation - und
durch Maßnahmen der Qualitätskontrolle - wie Überwachung der
Hersteller auf Einhaltung der Qualitätsmerkmale bei der
Serienbehälterfertigung unter Einbeziehung unabhängiger
Sachverständiger, Kontrolle aller Prüfungen in bezug auf
Prüfzeugnisse und -protokolle, Einzelabnahme, Dokumentation
der Überwachung - ist für die einzelnen Serienprodukte der
Nachweis des Erreichens der spezifizierten Kennwerte zu
führen. Die Übertragbarkeit von Werkstoffeigenschaften bei der
Serienfertigung hat die BAM, wie sie in der gutachtlichen
Stellungnahme vom 16. April 1996 weiter erläutert hat,
aufgrund umfangreicher Werkstoffuntersuchungen an Proben aus
dem Gußkörper bestätigt. Zusätzlich werden die
Qualitätskontrollen bei der Serienfertigung durch
zerstörungsfreie Prüfungen auf Freiheit von makroskopischen
Fehlern und Zugprüfungen abgestützt, die an Material erfolgen,
das aus dem mittigen Wandbereich mit den ungünstigsten
Werkstoffeigenschaften stammt, aus Längsbohrungen für die
Aufnahme von Moderatormaterial bzw. beim Behältertyp
CASTOR THTR/AVR aus zwei mittigen Bohrungen. Unter dem Aspekt
der Längsbohrungen ergeben sich keine Defizite der
Qualitätskontrolle und damit keine sicherheitsrelevanten
Nachteile beim Lagerbetrieb. Nach den einleuchtenden
Erläuterungen seitens der BAM in den Stellungnahmen vom
9. November 1992, 16. April und 23. Oktober 1996 und in der
mündlichen Verhandlung sind nach Einbringen der Längsbohrungen
mögliche wiederkehrende zerstörungsfreie Untersuchungen auf
verborgene Fehler mittels Ultraschall - auch nach schweren
Störfallbeanspruchungen - nicht erforderlich; denn im Rahmen
der Einzelabnahme eines jeden Behälters erfolgt vor dem
Einbringen der Längsbohrungen eine vollständige
Ultraschalluntersuchung des Behälterkörpers zum Zwecke des
Ausscheidens unzulässiger Fehler. Das Einbringen der
Längsbohrungen und auch die geringe Beanspruchung im
Lagerbetrieb können keinen Einfluß auf die
Werkstoffeigenschaften haben und keine zusätzlichen Fehler
induzieren. Die Begutachtung im Rahmen der Bauartprüfung hat,
wie bereits oben erörtert und durch extreme Belastungsversuche
mit künstlichen rißartigen Fehlern bestätigt worden ist,
hinreichend erwiesen, daß die Behälter derart große
Sicherheitsreserven haben, daß auch bei schweren
Störfallbeanspruchungen Fehler wie Anrisse im Bereich der
Längsbohrungen ausgeschlossen werden können. Daher brauchte
das Zusammentreffen einer Störfallbeanspruchung und eines
Behälters mit Längsbohrungen mit einem unentdeckt gebliebenen
Fertigungsfehler kritischer Größe nicht angenommen zu werden.
Das Erfordernis wiederkehrender Ultraschalluntersuchungen mit
nach dem Stand von Wissenschaft und Technik für erforderlich
gehaltenen entsprechenden Maßnahmen an Maschinen- oder
Druckbehältern zu begründen, geht an den hier zu
begutachtenden Verhältnissen völlig vorbei; die BAM hat
einleuchtend dargetan, daß eine Gleichsetzung der
Beanspruchung des Behälters im Lagerbetrieb mit der im Betrieb
wesentlich höheren, bei hohem Innendruck wechselnden oder
schwingenden Beanspruchung eines Druckbehälters mit hoher
Streckgrenzenausnutzung ausscheidet.

221

8.4.9 Das der Einhaltung der Nebenbestimmung 10 dienende,
im Betriebshandbuch detailliert beschriebene
Reparaturkonzept, das, obschon nach den sachverständigen
Begutachtungen ein Funktionsverlust einer Dichtbarriere als
systematisches Versagen auszuschließen ist, konservativ das
zufällige Einzelversagen einer Dichtbarriere abdeckt, ist in
den Gutachten und ergänzenden gutachtlichen Stellungnahmen des
TÜV und der BAM als vollständig und inhaltlich richtig
bestätigt worden; Auflagenvorschläge betreffend die
Aktivitätsfreisetzung aus dem Sperraum sind im
Betriebshandbuch berücksichtigt. Das Fügedeckelkonzept
begegnet nach den anzulegenden Maßstäben keinen Bedenken. Die
BAM hat in den Gutachten vom November 1982 und September 1986
- aus damaliger Sicht nachvollziehbar - die Herstellung einer
gasdichten Schweißverbindung zwischen Fügedeckel und
Behälterkörper mit einer Leckrate von 10-7 mbar l/s nach den
allgemeinen Regeln der Schweißtechnik und auf der Grundlage
von Schweißverfahrensprüfungen als durchführbar bewertet und
weiter bestätigt, daß die Druckbeaufschlagung des
Ersatzsperraums nicht zu unzulässigen Spannungswerten führt
und der Druckschalter im Sekundärdeckel trotz des nunmehr
äußeren Überdrucks dicht bleibt. Ob die Mängel der
Schweißnaht, die bei zur Qualifikation des eingesetzten
Schweißfachpersonals 1991 durchgeführten
Schweißverfahrensproben aufgetreten sind, dieser Bewertung die
Grundlage zu entziehen vermögen, mag dahinstehen; denn es ist
nichts dafür ersichtlich, daß die ursprüngliche Bewertung
nicht auf einer hinreichend ermittelten Tatsachengrundlage und
einer sachverständig untermauerten, nach dem seinerzeitigen
Stand der Technik abgesicherten Sicherheitsbetrachtung des
Schweißverfahrens beruhte; es ist eher davon auszugehen, daß
die Mängel erst nachträglich aufgrund unvorhersehbarer
Umstände in der Praxis hervorgetreten sind. Die aufgetretenen
Mängel sind jedenfalls jetzt in dem für die gerichtliche
Überprüfung maßgeblichen Zeitpunkt behoben. Für Behälter der
Bauart CASTOR THTR/AVR ist in Auswertung der Probeschweißungen
die Konstruktion des Fügedeckels durch Abtrennung des
Fügedeckelrings und Anschweißen eines neuen Fügedeckelrings
mit Entlastungsnut, die Geometrie der Schweißnaht durch
Vergrößerung des Schweißspaltes, das Schweißverfahren zum
Schweißen in mehreren Lagen nach einem die genauen
Arbeitsschritte festlegenden Schweißplan und die
Druckentlastung durch Absenken des Ersatzsperraumdrucks
geändert worden. Auf der Grundlage der neuen
Antragsunterlagen, der Auswertung dazu durchgeführter
Probeschweißungen, von Versuchen und Berechnungen sowie
Werkstoff-, Beanspruchungs- und sonstigen Analysen bestätigt
die BAM in der gutachtlichen Stellungnahme vom 2. März 1992
(U 2.49 in Beiakte 81), daß das neue Fügedeckelkonzept bei
Beachtung der Fertigungs- und Prüffolgeplänen,
Arbeitsanweisungen und der Auflagen für die
spezifikationsgerechte Herstellung einer neuen zweiten
Dichtbarriere geeignet ist. Das für die Behälter für LWR-
Brennelemente entwickelte und mit der 6. Änderung genehmigte,
auf dem vorstehend betrachteten Konzept aufbauende
Fügedeckelkonzept, bei dem der Druck auf die Schweißnaht statt
durch Absenkung des Ersatzsperraumdrucks über einen durch
Niederhalterschrauben in der Schutzplatte auf den
Fügedeckelring fixierten Druckring entlastet und auf den
Behälterkörper geleitet wird, hat die BAM in ihren
gutachtlichen Stellungnahmen vom 29. Oktober 1992,
10. November 1992, 6. Juni 1994 und vom Juli 1994 (U 2.3.1,
2.3.2, 2.3.8 und 2.3.9 in Beiakte 110) in Auswertung von
Schweißverfahrensprüfungen und neuen schweißtechnischen
Erkenntnissen und unter konservativen Annahmen positiv
begutachtet; danach ist bei Einhaltung der auslegungsbedingt
maximalen Behältertemperatur von 85°C im Bereich der
Fügedeckelschweißnaht die Herstellung einer dichten,
ausreichend festen Schweißnaht zwar schwierig, aber technisch
durchführbar, und ist den sicherheitstechnischen Anforderungen
an die spezifikationsgerechte Dichtheit und
Langzeitbeständigkeit der Schweißnaht genügt. Diese auf
ausreichender Datenbasis beruhende Begutachtung ist
nachvollziehbar und insgesamt aussagekräftig. Sie wird durch
das Vorbringen der Kläger und ihres Sachbeistands nicht
erschüttert. Die Behauptung, die Herstellung einer
spezifikationsgerechten dichten Schweißnaht sei wegen der
Verwendung artfremder Stoffe und des festgelegten Verfahrens
systembedingt fehleranfällig und nicht gesichert erreichbar,
ist unsubstantiiert und so nicht geeignet, die von der BAM
erzielten experimentellen Befunde und die darauf gestützte
Beurteilung in Frage zu stellen. Diese Beurteilung wird im
übrigen bestätigt durch die von der Beigeladenen mit
Schriftsatz vom 23. April 1996 vorgelegten Erläuterungen der
Schweißtechnischen Lehr- und Versuchsanstalt Hannover, daß das
Schweißen unterschiedlicher Werkstoffe wie der hier zu
betrachtenden Werkstoffkombination als sogenanntes artfremdes
Kaltschweißen bei den festgelegten Temperaturen zweifelsohne
möglich und großtechnisch realisiert ist. Der Versuch, die
Untauglichkeit des Schweißverfahrens mit angeblich
divergierenden Auflagen zu einzuhaltenden, angeblich ohne
Begründung erhöhten Temperaturen und einem Dissens zwischen
Fachgruppen der BAM darzutun, schlägt bereits in den Ansätzen
fehl. Der Vorhalt liegt, wie unschwer aus den angeführten
gutachtlichen Stellungnahmen der BAM zu ersehen und ergänzend
in deren Stellungnahme vom 16. April 1996 erläutert ist, neben
der Sache, weil die gebotene Unterscheidung zwischen
Behältereigentemperatur im Bereich der Fügedeckelschweißnaht
und der Zwischenlagentemperatur vor Beginn des jeweils
nächsten Schweißschritts im Bereich der aktuellen
Schweißstelle ausgeblendet und der Fortgang der Prüfungen ab
Sommer 1993, die zur Erweiterung der
Schweißverfahrensqualifikation auf die höhere zulässige
Behältertemperatur von 85°C führte, unbeachtet bleibt, der
Sachverhalt also verkürzt und verfälscht wird. Relevante
Erschwernisse beim Aufbringen des Fügedeckels im Hinblick auf
reale Arbeitsbedingungen waren entgegen den unsubstantiierten
Behauptungen und zum Teil nur vagen Andeutungen des
Sachbeistands der Kläger nach der Stellungnahme des TÜV vom
15. April 1996 nicht zu betrachten, da wegen des intakten
Sekundärdeckel-Dichtsystems insbesondere von einer
unzulässigen radiologischen Belastung nicht ausgegangen werden
kann.

222

Der für den Fall einer nicht durch Aufbringen des
Fügedeckels wiederhergestellten Doppelbarriere offengehaltene
Rücktransport in eine kerntechnische Einrichtung ist
gewährleistet. Dies war in bezug auf Behälter mit THTR-
Betriebselementen im Zeitpunkt der Erteilung des ersten
Nachtrags aufgrund behördlicher Bestätigung zu den Vorgaben
des Stillegungsverfahrens hinreichend gesichert und ist es
nach dem Inhalt der Stillegungsgenehmigung 7/12a THTR nach wie
vor. In bezug auf Behälter mit LWR-Brennelementen ist der
Rücktransport durch die Nebenbestimmung 10 Abs. 4
sichergestellt, da spätestens einen Monat vor Beginn der
Aufbewahrung der Nachweis zu erbringen ist, daß betroffene
Behälter in eine andere kerntechnische Anlage verbracht werden
können. Die Transportfähigkeit selbst ist, wie auch den
ergänzenden Stellungnahmen der BAM vom 16. April 1996 und des
TÜV vom 15. April 1996 entnommen werden kann, nicht in Frage
gestellt. Ein Behälter mit Funktionsverlust des Primärdeckel-
Dichtsystems kann sowohl ohne als auch mit aufgebrachtem
Fügedeckel aus dem BZA abtransportiert werden, weil jedenfalls
das funktionsfähige Sekundärdeckel-Dichtsystem die notwendige
Dichtheit zur Einhaltung der verkehrsrechtlich festgelegten
höchstzulässigen Aktivitätsfreisetzungsraten gewährleistet und
so den vekehrsrechtlichen Voraussetzungen genügt ist.
Letzteres gilt auch nach thermischer oder mechanischer
Belastung eines Behälters mit aufgebrachtem Fügedeckel. Selbst
wenn nach einem Handhabungsstörfall, der von den Fallversuchen
der BAM abgedeckt ist, bei denen teilweise Werte im Bereich
von bis zu 10-5 mbar l/s für die Helium-Leckrate des
Sekundärdeckel-Dichtsystems auftraten, die Auslegungsleckrate
überschritten sein sollte, erreicht die der Helium-Leckrate
entsprechende Aktivitätsleckrate die verkehrsrechtlich maximal
zulässigen Werte bei weitem nicht. Diese Beurteilung deckt
auch den Fall eines Behälters für THTR-Brennelemente auf einen
darunter stehenden Behälter mit Fügedeckel ab. Danach leuchtet
die Bewertung durch die BAM und den TÜV, daß die Qualifikation
des Fügedeckels für die Transportfähigkeit des Behälters und
damit verkehrsrechtlich ohne Bedeutung ist, unmittelbar ein,
so daß auch der Transport eines Behälters mit Fügedeckel
aufgrund der vorhandenen Versandstückmusterzulassungen
zulässig ist und es - entgegen dem Vortrag des Sachbeistands
der Kläger - der Prüfung des Fügedeckel-Konzepts im Rahmen
einer auf die verkehrsrechtliche Zulassung bezogenen
Bauartprüfung mit Belastungstests entsprechend den Vorgaben
der IAEA und auch sonst einer Prüfung des Fügedeckelkonzepts
auf die Ertragbarkeit schwerer thermischer und mechanischer
Beanspruchungen nicht bedurfte.

223

Daß nach einer der betrachteten Belastungen der Fügedeckel
etwa wegen Verformung des Behälterkörpers praktisch nicht
aufgebracht und geschweißt werden kann, ist im Hinblick auf
die die Integrität des Behälterkörpers nicht nachteilig
beeinflussenden Auswirkungen solcher Beanspruchungen
auszuschließen. Der Fall, daß gleichzeitig mit oder nach einem
Dichtheitsverlust des Primärdeckel-Dichtsystems auch der
Sekundärdeckel seine Dichtheitsfunktion verliert, brauchte
nach Überzeugung des Gerichts nicht in die Risikoabschätzung
eingestellt zu werden; diese Kombination zweier
unwahrscheinlicher Ereignisse konnte bei der
Genehmigungsentscheidung als praktisch auszuschließen bewertet
werden, so daß hiergegen keine Vorsorge getroffen zu werden
brauchte. Diese Beurteilung kann sich auf die Begutachtung der
Sachverständigen vom 15. und 16. April 1996 stützen. Eine
Undichtigkeit der Metalldichtringe ist danach als
systematisches Versagen ausgeschlossen, ein Dichtheitsverlust
im Laufe der Betriebszeit des Zwischenlagers für einige
Behälter ist nur bei Anwendung des Einzelfehlerpostulats als
denkbares Ereignis zu betrachten. Aufbauend auf der auf
konservativen Ansätzen und Randbedingungen beruhenden
Sicherheitsbetrachtung der Gutachter zur langzeitbeständigen
Dichtwirkung der Komponenten, zur Qualitätssicherung und zu
den Betriebsbedingungen ist nachvollziehbar, daß ein die
Option des Rücktransports ausschließender gleichzeitiger
Funktionsverlust der Barrieren praktisch nicht vorstellbar
ist. Entsprechendes gilt für die Ereigniskombination eines
unwahrscheinlichen Flugzeugabsturzes - unabhängig von der
Zuordnung zu Auslegungsstörfällen oder zum Bereich des
hinzunehmenden Restrisikos - auf einen Behälter mit einem
aufgebrachten Fügedeckel. Daher ist nicht zu beanstanden, daß
für den Fügedeckel die Auswirkungen eines Flugzeugabsturzes
nicht - etwa durch Beschußversuche - geprüft worden sind.

224

Ergänzend ist anzuführen, daß wegen des Offenhaltens des
Rücktransports und des Vorhaltens geeigneter Einrichtungen in
kerntechnischen Anlagen wie im THTR diese nicht
Nebeneinrichtungen des BZA sind und daß auch unter diesem
Aspekt eine Umweltverträglichkeitsprüfung nicht erforderlich
war; denn die genehmigte Aufbewahrung würde mit dem Beginn des
Rücktransports enden, eine Reparatureinrichtung in einer
kerntechnischen Anlage hat dann eine davon unabhängig zu
sehende Funktion.

225

8.4.10 Die vom Kläger zu 1. geltend gemachte höhere
Strahlenexposition im Zusammenhang mit Arbeiten auf seinen
landwirtschaftlichen Nutzflächen läßt eine Überschreitung der
Dosisgrenzwerte des § 45 StrlSchV nicht besorgen und ergibt
keinen Mangel der Risikoermittlung und -bewertung. Die
Abschätzung des TÜV beruht nach den vorstehenden Darlegungen
auf konservativen bzw. pessimalen Annahmen zum
Aktivitäsinventar - hierzu bis hin zur Überforderung des
konservativen Ansatzes - und zur Freisetzungsrate; sie bezieht
sich im Hinblick darauf, daß die Behälter als technisch dicht
begutachtet sind, ohnehin nur im Sinne einer hypothetischen
Grenzbetrachtung auf die Abgabe von radioaktiven Stoffen, die
sich lediglich rechnerisch aus der spezifizierten Leckrate
ableiten lassen. Die realistisch zu erwartende
Strahlenbelastung bilden die abgeschätzten Werte daher ohnehin
nicht ab, so daß es schon im Ansatz nicht angeht, ihnen eine
wirkliches Verhalten im lokalen Bereich der Exposition
gegenüberzustellen. Hinzu kommt, daß die für den
landwirtschaftlichen Besitz des Klägers zu 1. berechneten
Werte um eine bzw. mehrere Größenordnungen unter dem vom TÜV
im Einklang mit § 45 Abs. 2 StrlSchV zugrundegelegten
Berechnungsgrundlagen für die Exposition an den ungünstigsten
Einwirkungsstellen berechneten Wert liegen. Schließlich
beschränkt sich die vom Kläger geltend gemachte besondere
Situation nur auf einen relativ geringen Anteil der zu
betrachtenden Expositionszeit an den Jahresstunden. In
Würdigung all dieser Faktoren kann eine zusätzliche
Strahlenbelastung, die, um auch nur den Näherungsbereich der
Dosisgrenzwerte zu erreichen, um mehrere Größenordnungen über
dem vom TÜV mit 10-6 bzw. 10-5 mSv abgeschätzten Dosiswert
liegen müßte, ohne weiteres ausgeschlossen werden. Dazu, daß
eine unzulässige Strahlenbelastung als - auch nur vage -
Möglichkeit in Betracht zu ziehen sein könnte, ist nichts
substantiiert dargetan; bezogen auf die maßgeblichen
Dosisgrenzwerte ist das Vorbringen des Klägers zu 1. rein
spekulativ. Ein Aufklärungsbedarf ist damit nicht aufgezeigt,
so daß der Beweisanregung im Schriftsatz der Kläger vom
17. September 1996 nicht zu entsprechen war.

226

8.5 Für die Beurteilung der erforderlichen Schadensvorsorge
hinsichtlich des Strahlenschutzes sind in bezug auf den
bestimmungsgemäßen Betrieb die in §§ 44, 45 StrlSchV
bestimmten Dosisgrenzwerte und die in der Verordnung
festgelegten Bewertungsfaktoren und Annahmen normativ
verbindlich. Mit diesen Bestimmungen, zu denen der
Verordnungsgeber durch § 12 Abs. 1 Satz 1 Nr. 2 AtG ermächtigt
ist, sind Maßnahmen im Bereich der staatlichen Schutzpflicht
aus Art. 2 Abs. 2 GG getroffen, die wegen des bei der
Erfüllung eingeräumten grundsätzlich weiten Einschätzungs-,
Wertungs- und Gestaltungsbereichs nur verletzt ist, wenn die
getroffenen Maßnahmen evident unzureichend sind.

227

Vgl. BVerfG, Beschlüsse vom
26. Oktober 1995 - 1 BvR 1348/95 - und
vom 29. November 1995
- 1 BvR 2203/95 -, NJW 1996, 651.

228

Die Dosisgrenzwerte stellen das Höchstmaß an künstlicher
Strahlenbelastung dar, das einzelnen rechtlich zuzumuten ist;
sie konkretisieren die äußerste Grenze der erforderlichen
Schadensvorsorge, die wegen der Ungewißheiten über das Ausmaß
der schädlichen Wirkung ganz geringfügiger Strahlenbelastung
die Hinnahme eines gewissen, nach den Maßstäben praktischer
Vernunft aber nicht mehr in Rechnung zu stellenden Restrisikos
einschließt. Ein Recht auf Schutz vor jedweder von einer
kerntechnischen Anlage ausgehenden Strahlenbelastung gibt es
nicht.

229

Vgl. BVerwG, Urteil vom 22. Dezember
1980 - 7 C 84.78 -, BVerwGE 61, 257,
263 ff; Beschluß vom 23. Mai 1991
- 7 C 34.90 -, NVwZ 1991, 1186,
1187.

230

Aus dem Gebot der Schadensvorsorge und der staatlichen
Schutzpflicht folgt allerdings ein gemäß der
Ermächtigungsvorschrift an den Verordnungsgeber gerichteter
gesetzlicher Auftrag, die Dosisgrenzwerte unter Kontrolle zu
halten und notfalls nachzubessern, wenn das Schutzkonzept
durch wissenschaftliche Erkenntnisfortschritte überholt ist.
Eine Nachbesserung kann von Drittbetroffenen nicht schon dann
verlangt werden, wenn in der wissenschaftlichen Diskussion
vereinzelt der Standpunkt vertreten wird, die Dosisgrenzwerte
seien zu hoch oder die ihnen zugeordneten Bewertungsfaktoren
seien überholt.

231

Vgl. BVerwG, Urteil vom 21. August
1996 - 11 C 9.95 -, S. 26.

232

Daran gemessen sind Gründe, die die normative
Verbindlichkeit des Schutzkonzepts der Dosisgrenzwerte in
Frage stellen, jedenfalls bezogen auf die hier maßgeblichen
Beurteilungszeitpunkte nicht zu sehen. Der Verordnungsgeber
ist diesbezüglich seiner Aufgabe, das Schutzkonzept unter
Kontrolle zu halten, nachgekommen, und hat nicht neuere
wissenschaftliche Erkenntnisse negiert oder in unvertretbarer
Weise fehlgewichtet. Die Bewertung der biologischen
Wirksamkeit der Neutronenstrahlung, die nach Anlage XIV der
Strahlenschutzverordnung in der Fassung vom 13. Oktober 1976
und nach Anlage VII der Verordnung in der Fassung der
Änderungsverordnung vom 18. Mai 1989 für Neutronen nicht
bekannter Energie mit dem Qualitätsfaktor 10 berücksichtigt
wird, wurde, wie den Stellungnahmen des BfS und der
Strahlenschutzkommission (Anlagen 3 und 7 des Schriftsatzes
der Beklagten vom 9. November 1995) zu entnehmen ist, von
verantwortlicher Seite beobachtet und der Prozeß der
wissenschaftlichen Erörterungen verfolgt und überprüft.
Insoweit hat die Beurteilung durch die
Strahlenschutzkommission, deren Aufgabe es gerade ist, die
Bundesregierung in den Angelegenheiten des Schutzes vor den
Gefahren ionisierender Strahlen zu beraten, für die
Wahrnehmung der Kontrollaufgaben durch den Normgeber Gewicht.
Nach der von der Internationalen Strahlenschutzkommission
wegen der höher bewerteten biologischen Wirksamkeit der
Neutronenstrahlung 1990 beschlossenen Empfehlung von
Stahlenwichtungsfaktoren mit - je nach dem Energiebereich der
Neutronen - Werten von 1, 5, 10 und 20 ist die Entwicklung
unter Kontrolle gehalten worden; eine entsprechende Anpassung
der Strahlenschutzverordnung wurde im Rahmen der Umsetzung der
entsprechenden europäischen Richtlinie vorgesehen. In der
Richtlinie 96/29 Euratom des Rates vom 13. Mai 1996
(ABl EG L 159) sind die von der Internationalen
Strahlenschutzkommission empfohlenen Werte bestimmt, deren
Umsetzung in das deutsche Strahlenschutzrecht ansteht (vgl.
Veröffentlichung des Bundesministeriums für Umwelt,
Naturschutz und Reaktorsicherheit in Umwelt 1996, 257).
Anhaltspunkte dafür, daß der Normgeber neuere
wissenschaftliche Erkenntnisse, die in bezug auf die Bewertung
der Neutronenstrahlen die Grundlagen des geltenden
Strahlenschutzkonzepts erschüttern, offenkundig in
unvertretbarer Weise fehlgewichtet hat und bereits zu einem
früheren Zeitpunkt, also hier insbesondere zur Zeit der
Erteilung der streitigen Genehmigung und der
Änderungsgenehmigungen, den Qualitätsfaktor evident
nachbessern mußte, sind nicht gegeben. Solche ergeben sich
insbesondere nicht aus der Annahme einer wesentlich höheren
biologischen Wirkung der Neutronenstrahlung und der
Befürwortung eines Strahlenwichtungsfaktors von 300 in
Beiträgen von Prof. L. , auf den sich die Kläger berufen.
Dessen Ansätze stehen in krassem Widerspruch zu den Aussagen
der Internationalen Strahlenschutzkommission und sind in den
fachlichen Stellungnahmen der Strahlenschutzkommission und des
BfS (Anlagen 4 und 7 zum Schriftsatz der Beklagten vom
9. November 1995) mit beachtlichen Gründen als
wissenschaftlich haltlos beurteilt worden. Sie haben daher
nach Überzeugung des Senats nicht ein Gewicht erlangt, das
über einen in der wissenschaftlichen Diskussion vereinzelt
vertretenen Standpunkt hinausgeht. Danach war dem Antrag der
Kläger auf Einholung eines Sachverständigengutachtens von
Prof. L. zum Beweis der Behauptungen, daß weder die alten
noch die neuen Berechnungsvorschriften zur
Strahlenschutzverordnung in der Vernachlässigung der sich aus
den Untersuchungen zu Hiroshima ergebenden Rechnungsfaktoren
dem Stand von Wissenschaft und Technik entsprechen und daß bei
adäquater Berücksichtigung der Neutronenstrahlung die
Grenzwerte am Wohnort der Kläger überschritten werden, nicht
zu entsprechen.

233

Soweit eine Modifizierung der Berechnungsvorschriften unter
Berücksichtigung der von der Internationalen
Strahlenschutzkommission empfohlenen Strahlenwichtungsfaktoren
schon für einen früheren Zeitpunkt für geboten angesehen
würde, wäre das im Hinblick auf eine Rechtsverletzung der
Kläger unerheblich, da die auf der bisherigen Grundlage unter
konservativen bzw. pessimalen Randbedingungen abgeschätzten
Strahlenexposition, die für Expositionsorte der Kläger noch
weiter herabzusetzen ist, beträchtlich bzw. um mehrere
Größenordnungen unter den Dosisgrenzwerten der §§ 44, 45
StrlSchV liegt und ohne weiteres auszuschließen ist, daß die
stärkere Berücksichtigung des - vom TÜV im Gutachten vom
November 1982 berechneten - Anteils der Neutronenstrahlung
dazu führen würde, daß die Dosisgrenzwerte auch nur annähernd
erreicht werden.

234

An den Dosisgrenzwerten selbst hat der Normgeber bei der
Neuregelung des Sachbereichs durch die Zweite Verordnung zur
Änderung der Strahlenschutzverordnung vom 18. Mai 1989
festgehalten und damit die der Regelung zugrunde liegende
Wertung zum zumutbaren, restriktiv auf Werte ohne relevanten
Beitrag zur natürlichen Strahlenexposition begrenzten
Strahlenrisiko bestätigt. Diese Entscheidung beruht auf einer
ausführlichen Auseinandersetzung mit dem unterbreiteten
wissenschaftlichen Streit über die Einschätzung der
gesundheitlichen Risiken von ionisierender Strahlung und folgt
der Empfehlung der Strahlenschutzkommission zur
wissenschaftlichen Tragfähigkeit der Dosisgrenzwerte.

235

Vgl. OVG Berlin, Urteil vom 5. Juni
1990 - 2 A 2/85 -, NVwZ-RR 1991,
180.

236

Anhaltspunkte dafür, daß der Normgeber in der Folgezeit
neue relevante Erkenntnisse übergangen oder in unvertretbarer
Weise fehlgewichtet haben könnte, sind nicht gegeben. Die
Bundesregierung und die sie beratende Strahlenschutzkommission
haben sich wiederholt mit der Dosis-Wirkungs-Beziehung
ionisierender Strahlen, namentlich auch unter dem Aspekt der
Häufung von Leukämieerkrankungen, befaßt; so sind
beispielsweise die internationale wissenschaftliche Literatur
und entsprechende Studien ausgewertet und ist in neuerer Zeit
die Durchführung eines internationalen Workshops veranlaßt
worden, mit dessen Ergebnissen sich die Bundesregierung und
die Strahlenschutzkommission auseinandergesetzt haben. Wegen
der Einzelheiten wird auf die Stellungnahmen der
Strahlenschutzkommission vom 25. Januar 1993 und 21./22. April
1994 (Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz Nrn. 5.52
und 5.57), die Empfehlungen der Strahlenschutzkommission zur
Bewertung der Ergebnisse des Workshops vom 15./16. Januar 1996
in Heidelberg (Umwelt 1996 S. 170) und die Verlautbarungen der
Bundesregierung vom 14. September 1995 (BT-Drucks. 13/2287),
vom 27. Oktober 1995 (BT-Drucks. 13/2810) und vom 24. Mai 1996
(BT-Drucks. 13/4733) verwiesen. Wenn danach zu keinem
Zeitpunkt hinreichende Anhaltspunkte für einen kausalen
Zusammenhang eines erhöhten Risikos mit der Freisetzung von
Radioaktivität im Bereich niedriger Strahlung als
wissenschaftlich bestätigt angesehen werden konnten, läßt das
unveränderte Festhalten am Schutzkonzept der Dosisgrenzwerte
nicht den Schluß auf eine unzureichende Kontrolle zu.

237

Schließlich gibt der Einwand der Kläger, eine dem Maßstab
praktischer Vernunft und dem Stand von Wissenschaft und
Technik genügende Risikobewertung erfordere aus sich heraus
die Durchführung einer Umweltverträglichkeitsprüfung als der
bei Eingriffen in natürliche Lebensgrundlagen einzigen
rationalen Erkenntnismethode, für die Gewährleistung des
Schutzes individueller Rechte der Kläger nichts her. Eine
Umweltverträglichkeitsprüfung erweitert die gesetzlichen
Schutzmaßstäbe und die materielle Schutzposition potentiell
betroffener Dritter nicht. Die Kläger haben im übrigen nicht
aufgezeigt, inwieweit gerade eine formalisierte
Umweltverträglichkeitsprüfung weitere Erkenntnisse zu ihrem
Schutzanspruch über die bereits erörterten Ermittlungen und
Abschätzungen hinaus hätte erbringen können. Insbesondere ist
nichts dafür ersichtlich, daß etwa eine zusammenfassende
Darstellung und Bewertung von Umweltauswirkungen (vgl. §§ 11,
12 UVPG) den sachlichen Gehalt der Bewertung der Einhaltung
der gebotenen Schadensvorsorge in irgendeiner
rechtserheblichen Weise beeinflussen könnte. Das Fehlen der
Prüfung und Abwägung von Standortalternativen wäre auch in
diesem Zusammenhang unerheblich.

238

8.6 Die erforderliche Schadensvorsorge gegenüber den
Klägern ist auch bei Ereignissen außerhalb des
bestimmungsgemäßen Betriebs gewährleistet. Diese
Risikobewertung beruht auf umfassenden Betrachtungen des TÜV
und der BAM, die keinen Anlaß zu Bedenken geben. Auf die
Eintrittshäufigkeit der Ereignisse und deren Zuordnung zu
Auslegungsstörfällen oder zum Bereich des Restrisikos kommt es
angesichts der gutachtlichen Aussagen zu den Auswirkungen
nicht an.

239

8.6.1 Hinsichtlich der betrachteten Handhabungsstörfälle
hat die Begutachtung durch die BAM und den TÜV in Auswertung
der zahlreichen, ausreichend repräsentativen, die maximalen
Beanspruchungen sicher abdeckenden Fallversuche ergeben, daß
eine Beeinträchtigung des Behälterkörpers und der Einbauten
und ein Funktionsverlust der Dichtung jedenfalls des
Primärdeckels nicht eintreten. Soweit nach Fallversuchen die
Dichtwirkung der Sekundärdeckeldichtung als beeinträchtigt
beurteilt worden ist, ist die Aktivitätsfreisetzung aus dem
Sperraum unter konservativen Annahmen wie eines - gerade nicht
zu besorgenden - Dichtheitsverlustes der Primärdeckeldichtung
nachvollziehbar dahin abgeschätzt worden, daß die Folgen
radiologisch unbedeutend sind und den verkehrsrechtlichen
Dichtheitserfordernissen weiterhin genügt ist.

240

Die Auswirkungen eines Brandes in der Lagerhalle, der nach
der einleuchtenden Bewertung des TÜV wegen der geringen
Brandlast nur lokal wie zeitlich begrenzt denkbar ist und die
Wärmeabfuhr nicht nachteilig beeinflußt, sind unter
konservativen Randbedingungen wie Temperaturen von 800°C bei
30 Minuten bzw. 600°C bei 60 Minuten in Auswertung der von der
BAM durchgeführten ausreichenden Wärmelastversuche als für die
Dicht- und Abschirmfunktion der metallischen Bauteile und der
Metalldichtringe sicher unkritisch abgeschätzt. Die
radiologischen Folgen werden selbst unter Berücksichtigung
konservativ angenommenen Verlusts der Abschirmwirkung des
Moderatormaterials im Behälter für LWR-Brennelemente als
unbedeutend bewertet. Schadensbegrenzende Maßnahmen und ein
Transport des Behälters sind möglich. Der Lastfall Erdbeben
konnte im Hinblick auf den diesbezüglichen
Standsicherheitsnachweis außer Betracht bleiben.

241

8.6.2 Für das Ereignis Flugzeugabsturz - das im übrigen
auch die Lastfälle Explosionsdruckwelle und Absturz von
Dachbauteilen abdeckt - ergeben sich keinerlei Anhaltspunkte
für Mängel in der Schadensvorsorge. Der Betrachtung liegt
- unter einleuchtender Ausklammerung extremer Szenarien (vgl.
Stellungnahme des TÜV vom 15. April 1996) - der Absturz eines
schnellfliegenden Militärflugzeugs mit nachfolgendem
Treibstoffbrand zugrunde. Die zur Simulation dieses
Ereignisses durchgeführten Flugkörper-Beschußversuche haben
ergeben, daß die Behälterintegrität weitgehend erhalten
bleibt, so daß eine sicherheitstechnisch besondere Auslegung
der Lagerhalle nicht geboten ist. Die Lastannahmen der
Versuche sind aus der Modellvorstellung entwickelt, daß ein
Flugzeugtriebwerk als das größtmögliche Wrackteil mit
unverminderter Geschwindigkeit voll auf einen Behälter
auftrifft; sie sind von der GRS in der Stellungnahme vom
Oktober 1980 (U 2.6 in Beiakte 15) als in konservativer Weise
ausreichend und geeignet für den Nachweis der Auswirkungen
eines Flugzeugabsturzes auf einen Behälter für LWR-
Brennelemente beurteilt worden. Sie sind auch auf Behälter der
Bauart CASTOR THTR/AVR übertragbar. In Auswertung der Versuche
hat die BAM im Gutachten vom November 1982 für den schwersten
Lastfall des senkrechten Aufpralls auf die Deckelmitte mit der
angenommenen Folge, daß der Sekundärdeckel undicht ist, unter
konservativer Einstellung aller Meßungenauigkeiten für den
Primärdeckel eine Stickstoff-Leckagerate von 0,3 mbar/s (vgl.
auch Stellungnahme der BAM vom Juni 1989, U 2.1.2 in
Beiakte 80) und für diese unter weiteren konservativen
Annahmen - wie sofortiger Temperaturerhöhung infolge
Kerosinbrandes, maximalem Aktivitätsinventar insbesondere an
Caesium im Behälter, Aktivitätsfreisetzung für eine Woche zu
Beginn der Einlagerung - maximale Freisetzungen berechnet. Auf
dieser Grundlage hat der TÜV im Gutachten vom November 1982
unter weiteren konservativen Randbedingungen - wie effektiver
Freisetzungshöhe von 0 m, ungünstigster Wetterlage und
ungünstigstem Aufpunkt 50 m von der Halle entfernt - eine im
wesentlichen durch die Caesium-Aktivität bestimmte
Ganzkörperdosis von 11 mSv und eine Teilkörperdosis für die
Leber als höchste Organdosis von 27 mSv ermittelt und weiter
dargelegt, daß bei Annahme eines realistischen
Verzehrverhaltens der Bevölkerung eine Strahlenbelastung durch
Ingestion in dieser Größenordnung nicht auftrete. Ob
konservativ eine Expositionszeit von sieben Tagen anzunehmen
war oder nach der Empfehlung der Reaktorsicherheitskommission
von nur drei Tagen, kann dahinstehen. Die Dosiswerte
unterschreiten die Richtwerte des § 28 Abs. 3 StrlSchV
(bezogen auf die angesprochenen Körperdosen 50 mSv bzw.
150 mSv) hinreichend sicher. Auf diesen Begutachtungen
aufbauend hat die BAM in der Stellungnahme vom Januar 1989
(U 2.1.2 in Beiakte 80) für Behälter der Bauart
CASTOR THTR/AVR wegen der deutlich geringeren maximalen
Spannungen und Dichtungslängen im Primärdeckel eine
Stickstoff-Leckagerate von etwa 0,15 mbar/s abgeschätzt, und
hat der TÜV danach in seiner gutachtlichen Stellungnahme vom
Mai 1989 (U 2.1.3 in Beiakte 80) wegen des geringen mobilen
Aktivitätsinventars eine im wesentlichen auf die Nuklide H 3
und Kr 85 beschränkte Aktivitätsfreisetzung berechnet, die um
fünf Größenordnungen niedriger als bei Behältern mit LWR-
Brennelementen ist, und um mehrere Größenordnungen
darunterliegende radiologische Auswirkungen abgeschätzt.

242

Die Randbedingungen und Annahmen der Folgenabschätzung
können als zutreffend zugrunde gelegt werden; sie sind durch
Vorbringen der Kläger und ihres Sachbeistandes nicht
erschüttert. Nachvollziehbar ist die Annahme des TÜV, daß die
betrachtete maximale Stoßbelastung nur bei einem Behälter
auftreten kann und ein neben oder unter dem unmittelbar
getroffenen Behälter stehender Behälter nicht eine gleiche
oder höhere Stoßenergie ertragen muß. Nach der Stellungnahme
des TÜV vom 8. September 1992 (Anlage zum Schriftsatz der
Beklagten vom 29. April 1993) entspricht die betrachtete
maximale mechanische Einwirkung einem konservativen Ansatz,
weil bei - realistischer - Betroffenheit mehrerer Behälter die
Stoßenergie sich auf diese verteilt. Eine höhere
Freisetzungsrate wegen einer durch Trümmerüberdeckung
gestörten Nachzerfallswärmeabfuhr und
Funktionsbeeinträchtigung der Metalldichtringe hat der TÜV
nachvollziehbar ausgeschlossen. Die thermische Beanspruchung
infolge eines auf die Stoßbelastung folgenden
Treibstoffbrandes ist, wie bereits oben erörtert, wegen der
Integrität des Primärdeckels und der unveränderten Geometrie
der Metalldichtungen einleuchtend nicht von
sicherheitstechnischer Relevanz. Die Randbedingungen des dazu
geführten Nachweises sind, wie der TÜV zuletzt in der
Stellungnahme vom 15. April 1996 noch einmal erläutert und als
aussagekräftig bestätigt hat, in Auswertung der in der
Fachliteratur publizierten detaillierten Untersuchungen zum
Brandverhalten von flüssigem Treibstoff modellmäßig auf ein
Brandgeschehen in einem nach einem Flugzeugabsturz teilweise
zerstörten Bauwerk übertragen worden.

243

Das vom Sachbeistand der Kläger in den Stellungnahmen vom
11. März und September 1996 vorgestellte Szenarium einer
Aktivitätsfreisetzung von 1 v.H. des Caesium-Inventars - bzw.
einer diesem entsprechenden, auf Caesium als Leitnuklid
umgerechneten äquivalenten Aktivität des gesamten radiologisch
gewichteten Nuklidspektrums - und die daraus abgeleiteten
radiologischen Folgen einer beträchtlichen und weiträumigen
Überschreitung der Störfallplanungswerte sind für eine
zuverlässige Risikoabschätzung unbrauchbar. Bereits die für
die Anknüpfung an das Ereignis Flugzeugabsturz gewählte
Prämisse, daß konservativ wegen des Fehlens zerstörungsfreier
Untersuchungen auf verborgene Fehler nach Fallversuchen im
Hinblick auf die Behältervorschädigung durch Längsbohrungen
und wegen des Fehlens entsprechender wiederholender
Werkstoffprüfungen von einem Versagen der Behälterwand durch
Sprödbruch auszugehen sei, geht fehl, weil nach dem oben
Erörterten die behaupteten Fehler der Begutachtung nicht
vorliegen, so daß eine höhere Aktitätsfreisetzung als die von
den Sachverständigen konservativ angenommene nicht in Betracht
zu ziehen ist. Der TÜV hat demgemäß in seiner Stellungnahme
vom 15. April 1996 den vom Sachbeistand der Kläger angesetzten
Freisetzungsanteil, der um den Faktor 10.000 höher liegt als
die bei der Sachverständigenbegutachtung auf der Grundlage des
experimentell abgesicherten Behälterzustandes und
physikalisch-technisch begründeter Daten und Bedingungen
abgeschätzte Caesium-Freisetzung, nachvollziehbar als
willkürlich und völlig unrealistisch bewertet. Daß die
Freisetzungsdauer unzureichend bemessen sei, ist nicht zu
sehen, da nach sachverständiger Beurteilung die unter
Berücksichtigung des Verlustes des Moderatormaterials
berechneten Dosisleistungen an der Behälteroberfläche
Notfallmaßnahmen durch dafür hinreichend ausgerüstete Kräfte
des Katastrophenschutzes und des von der Beigeladenen
beauftragten kerntechnischen Dienstes nicht
entgegenstehen.

244

Mängel der Risikoabschätzung ergeben sich schließlich auch
nicht im Hinblick auf die Neufassung des Kapitels 4
"Berechnung der Strahlenexposition" gemäß den Bekanntmachungen
und Empfehlungen der Strahlenschutzkommission vom 29. Juni
1994 (Bundesanzeiger Ausgabe vom 26. November 1994). Denn wie
der TÜV in den Stellungnahme vom 15. September 1994 (U 2.2.4
in Beiakte 101) und vom 20. Oktober 1995 (U 2.2.9 in
Beiakte 110) ausgeführt hat, ist davon auszugehen, daß die
nach den danach maßgeblichen Modellen und Parametern der
Neufassung infolge der Novellierung der
Strahlenschutzverordnung höheren Werte der Strahlenexposition
die Grenz- bzw. Richtwerte wegen des großen
Sicherheitsabstandes ganz beträchtlich unterschreiten.

245

8.7 Eine Rechtsverletzung des Klägers zu 1. in seinem
Eigentum (Art. 14 GG) wegen geltend gemachter Auswirkungen auf
seinen landwirtschaftlichen Betrieb ist ausgeschlossen. Aus
den vorstehenden Darlegungen ergibt sich, daß die
erforderliche Vorsorge gegen Schäden sowohl im
bestimmungsgemäßen Betrieb als auch bei Stör- bzw.
betrachteten Ereignisfällen getroffen ist; unter den vom
Kläger zu 1. gesehenen Aspekten der Kontamination des
landwirtschaftlichen Bodens durch abgeleitete radioaktive
Stoffe ist danach eine rechtswidrige Beeinträchtigung nicht
festzustellen. Angesichts der für den bestimmungsgemäßen
Betrieb lediglich rechnerisch betrachteten
Aktivitätsfreisetzung, die auf landwirtschaftlich genutzten
Grundstücken zu einer allenfalls minimalen Kontamination
führen kann, ist bei realistischer Betrachtungsweise ein
Verlust von Absatzmöglichkeiten nicht zu erwarten. Hinzu
kommt, daß bloße Absatzchancen nicht zum geschützten Bestand
des eingerichteten und ausgeübten landwirtschaftlichen
Betriebes gehören; sie sind insbesondere vom
Verbraucherverhalten bestimmt, das seinerseits wechselhaft und
vorübergehend sein kann und nicht immer von objektiv gegebenen
Faktoren, sondern auch von Meinungen und unbegründeten Ängsten
abhängt, von denen die Zulässigkeit der Tätigkeit Dritter
nicht abhängig gemacht werden kann. Daß eine sinnvolle
landwirtschaftliche Nutzung der Betriebsflächen bei den
betrachteten Stör- bzw. Ereignisfällen gefährdet ist, ist im
Hinblick auf die abgeschätzte Aktivitätsfreisetzung, die bei
Handhabungsstörfällen praktisch zu vernachlässigen ist und bei
extremen Ereignisfällen unter beträchtlich konservativen
Randbedingungen allenfalls zu einer vorübergehenden
Unterbrechung der landwirtschaftlichen Nutzung führt, nicht zu
erwarten. Wegen dadurch bedingter Schäden ist der Kläger zu 1.
auf die Haftung für Schäden an oder Verlust von
Vermögenswerten gem. § 25 AtG in Verbindung mit
Artikel 3 a) ii) des Pariser Haftungsübereinkommens,

246

vgl. Senatsurteile vom 21. Februar 1992
- 21 A 1399/88 - und 21 A 741/89 -,

247

zu verweisen.

248

8.8 Soweit die die ursprüngliche Aufbewahrungsgenehmigung
nachträglich ergänzenden bzw. ändernden Genehmigungen bisher
nicht erörterte Einzelaspekte betreffen, sind relevante Mängel
im Hinblick auf die erforderliche Schadensvorsorge nicht zu
sehen; solche haben die Kläger auch nicht aufgezeigt.

249

9.

250

Auch die Genehmigungsvoraussetzung des § 6 Abs. 2 Nr. 4
AtG, daß der erforderliche Schutz gegen Störmaßnahmen und
sonstige Einwirkungen Dritter gewährleistet ist, ist erfüllt.
Deren drittschützender Charakter wird zugrunde gelegt. Auch
insoweit ist die Genehmigungsbehörde, die die Verantwortung
für die Risikoermittlung und -bewertung trägt, auf den
Grundsatz der bestmöglichen Gefahrenabwehr und Risikovorsorge
nach dem Stand von Wissenschaft und Technik festgelegt. Zum
erforderlichen Schutz rechnen insbesondere bauliche,
technische und organisatorische Maßnahmen der Anlagensicherung
gegen Terror- und Sabotageakte.

251

Vgl. BVerwG, Urteil vom 19. Januar
1989 - 7 C 31.87 -, BVerwGE 81, 185,
191 f., zu § 7 Abs. 2 Nr. 5 AtG.

252

Die Risikobewertung der Beklagten genügt den danach zu
stellenden Anforderungen. Sie hat in der
Aufbewahrungsgenehmigung vom 10. April 1987, auf der auch
insoweit der 1. Nachtrag und die folgenden
Änderungsgenehmigungen aufbauen, den vorgesehenen Schutz auf
der Grundlage des Gutachtens der GRS als der von der
Genehmigungsbehörde zugezogenen Sachverständigen (§ 20 AtG)
zum Konzept der Sicherung des Transportbehälterlagers vom
April 1980 dahin bewertet, daß die Sicherung der Anlage durch
technische und personelle Vorkehrungen wie insbesondere äußere
Umschließung, überwachte Zugänge zum äußeren und inneren
Sicherungsbereich, Objektsicherungsdienst und -beauftragte
gewährleistet ist. Daß das angeführte Gutachten dem Gericht
nicht mit Beiakte 15 vorgelegt ist, ist im Hinblick auf § 3
Abs. 3 Satz 2, § 6 Abs. 3 AtVfV, § 29 Abs. 2 VwVfG, § 99
Abs. 1 Satz 2 VwGO nicht zu beanstanden, weil die vorgesehenen
und begutachteten Maßnahmen ihrer Natur nach
geheimhaltungsbedürftig sind; sie entziehen sich daher im
einzelnen der Erörterung auch in einem gerichtlichen Verfahren
eines Dritten gegen eine atomrechtliche Genehmigung.

253

Vgl. OVG Berlin, Beschluß vom
4. Juli 1991 - 2 A 3/91 -, NVwZ-RR
1991, 293, 295 f.

254

Die vorgesehenen Maßnahmen der Anlagensicherung sind bis zu
den durch ihre Geheimhaltungsbedürfigkeit gezogenen Grenzen im
Erörterungstermin im Jahre 1983 (vgl. Protokoll Band 3
S. 1433 ff.) erläutert worden. Danach ist zur Überzeugung des
Gerichts davon auszugehen, daß die maßgeblichen Aspekte wie
Möglichkeit des Eindringens in die Anlage, des Entwendens
eines Behälters sowie der Einwirkung durch Beschuß mit
militärischen Waffen in die Sachverständigenbewertung
eingestellt worden sind, ohne daß relevante Mängel ersichtlich
geworden sind, und daß die Beklagte demnach die getroffenen
Schutzvorkehrungen, soweit deren Wirkungsmöglichkeiten
reichen, als für den erforderlichen Schutz ausreichend
bewerten durfte. Daß insbesondere der Objektsicherungsschutz
den Anforderungen nicht genügt, die erforderlich sind, um das
Eindringen von Personen, die Sabotageakte zu begehen vorhaben,
effektiv zu verhindern, ist schon deshalb nicht anzunehmen,
weil es hierbei um eine sich häufig stellende Aufgabe geht, zu
der Erfahrungen vorliegen.

255

Im Hinblick auf von außerhalb des äußeren
Sicherungsbereichs ausgeführte, von den Schutzvorkehrungen
nicht unmittelbar erfaßbare Sabotageakte wie etwa solche mit
weitreichenden, die Integrität eines getroffenen
Behälterkörpers beeinträchtigenden panzerbrechenden Waffen
kann offenbleiben, ob sie wegen geringer
Eintrittswahrscheinlichkeit und wegen nach dem Durchdringen
der Außenwand der Lagerhalle nur noch eingeschränkter
Durchschlagskraft nach dem Maßstab praktischer Vernunft
ausgeschlossen werden können oder ob gegen sie, etwa im
Hinblick auf Fortentwicklungen in der Waffentechnik,
Schutzvorkehrungen geboten sind. Denn auch insoweit ist der
erforderliche Schutz gewährleistet. Die von der Beklagten
jedenfalls mit dem 1. Nachtrag vorgenommene Risikobewertung
gelangt, gestützt auf die Begutachtung der
Aktivitätsfreisetzung und der radiologischen Folgen durch die
GRS in den gutachtlichen Stellungnahmen vom Oktober 1989
(U 2.16 in Beiakte 80) und vom Januar 1991 (U 2.36 in
Beiakte 81), zu dem Ergebnis, daß jedenfalls das Aufsuchen von
Häusern und sonstige Schutzmaßnahmen, die im
Katastrophenschutzplan vorgesehen sind, ausreichen. Dadurch
ist, sofern die Beklagte anfänglich das Ereignis Einwirkung
Dritter auf einen Behälter durch Beschuß mit
Aktivitätsfreisetzung nicht in ihre Risikobewertung
eingestellt hat, ein eventuelles Defizit durch zulässige
Nachholung der Risikobewertung behoben. Das Maß des zur
Erfüllung des Gebotes aus § 6 Abs. 2 Nr. 4 AtG erforderlichen
Schutzes hat die Genehmigungsbehörde im Rahmen ihrer
Risikobewertung nach den in Betracht zu ziehenden nachteiligen
Folgen der Einwirkung Dritter und nach den durch die
tatsächlichen Umstände der betreffenden Eingriffshandlung
bestimmten Möglichkeiten, ihnen effektiv entgegenzuwirken, zu
beurteilen. Sie gelangt in bezug auf die hier interessierenden
Eingriffshandlungen, die außerhalb des eigentlichen Bereichs
der technischen, organisatorischen und personellen
Objektsicherung ihren Ausgang nehmen, unter Berücksichtigung
der in den angeführten gutachtlichen Stellungnahmen der GRS
abgeschätzten Schadensfolgen, insbesondere der radiologischen
Auswirkungen zu dem Ergebnis, daß der erforderliche Schutz
Dritter weitgehend durch die von den Behältern gewährleistete
Sicherheit gegeben ist und daß die radiologischen Folgen der
trotz der Abschirmfunktion der Behälter freigesetzten
Aktivität derart gering sind, daß ein weitergehender Schutz
gegen Beschußeinwirkung durch eine Auslegung der Lagerhalle
oder der Behälter nicht erforderlich ist. Dies ist nicht zu
beanstanden. Denn die radiologischen Auswirkungen der
Aktivitätsfreisetzung infolge eines Beschusses mit einer
panzerbrechenden Waffe sind in den angeführten Gutachten der
GRS dahin abgeschätzt, daß die Werte des § 28 Abs. 3 StrlSchV
sicher unterschritten werden und daß unter Schutz- und
Vorsorgemaßnahmen in bezug auf die Bevölkerung wie Aufsuchen
von Häusern bis etwa 450 m Entfernung, Verzehrverbote für
frisch geerntete Nahrungsmittel und Dekontamination
ausreichen. Unabhängig davon, ob die Werte des § 28 Abs. 3
StrlSchV hier ohne weiteres übertragbar sind, ist jedenfalls
die Risikoabschätzung mit dem Ergebnis, bei sicherem
Unterschreiten dieser Werte von weiteren Schutzmaßnahmen am
Behälter oder an der Lagerhalle abzusehen, nicht zu
beanstanden.

256

Die GRS hat die Strahlenexposition auf der Grundlage der
nach in den USA durchgeführten Hohlladungs-Beschußversuchen
untersuchten Aktivitätsfreisetzung unter konservativen
Annahmen wie Freisetzung kurz nach Beschuß sowie
Nichtberücksichtigung der Reduzierung durch Ablagerung im
Lagergebäude und für unterschiedliche Wetterkategorien mit
konservativ angenommenen Wetterbedingungen, ferner unter
nachvollziehbarer Außerachtlassung des Ingestionspfades
bezogen auf die Freisetzung aus einem CASTOR IIa-Behälter, bei
dem nach dem Gutachten des TÜV vom November 1982 (S. 65) das
Aktivitätsinventar an radiologisch relevanten flüchtigen
Spaltprodukten relativ am höchsten ist, und in bezug auf den
Behälter CASTOR THTR/AVR gemäß den Störfall-
Berechnungsgrundlagen dahin abgeschätzt, daß die Werte nach
§ 28 Abs. 3 StrlSchV sicher unterschritten werden. Diese
Begutachtung ist durch das Vorbringen des Sachbeistandes der
Kläger, der Beschuß mit einer panzerbrechenden Waffe führe
durch Zündung und durch die hohe energetische und thermische
Wirkung zur Zerstörung der Brennelemente und durch massive
Druckerhöhung zu einem Versagen der Deckeldichtung und bei
konservativer Annahme zu einer Freisetzung von 1 v.H. des
Caesium-Inventars - oder eines entsprechenden Äquivalent-
Wertes - mit den geschilderten weitreichenden radiologischen
Folgen, nicht erschüttert. Denn nach den seitens der GRS in
der gutachtlichen Stellungnahme vom 14. Oktober 1996 und in
der mündlichen Verhandlung gegebenen Erläuterungen zu den
betrachteten Beschußversuchen sowie zu den bestätigenden
Ergebnissen eigener zusätzlicher Experimente mit
Hohlladungsbeschuß ist experimentell bestätigt, daß die der
radiologischen Abschätzung zugrunde gelegte
Aktivitätsfreisetzung, in der konservativ ein Anteil des
Caesium-Inventars von 0,003 v.H. angesetzt worden ist, auf der
sicheren Seite liegt. Insbesondere hat sich die vom
Sachbeistand der Kläger angenommene Zerstörung der
Brennelemente als weit übertrieben erwiesen, weil lediglich
eine lokale Zerstörung oder Beschädigung von Brennstäben mit
teilweiser Pulverisierung betroffener Brennstofftabletten
aufgetreten ist, nicht aber ein Verdampfen des
Brennelementinventars und ein Versagen der Deckeldichtung
durch Druckerhöhung. Ferner hat der im Behälter anfänglich
vorhandene Unterdruck eine weitere deutliche Reduzierung der
Freisetzung bewirkt.

257

Die Kostenentscheidung folgt aus §§ 154 Abs. 1, 159, 162
Abs. 3 VwGO, § 100 ZPO, die Entscheidung über die vorläufige
Vollstreckbarkeit aus § 167 VwGO, §§ 708 Nr. 11, 711 ZPO.

258

Gründe, die Revision zuzulassen (§ 132 Abs. 2 VwGO), liegen
nicht vor. Den behandelten Rechtsfragen kommt eine
grundsätzliche Bedeutung nicht zu, weil sie sich auf der
Grundlage der höchstrichterlichen Rechtsprechung oder ohne
weiteres aus dem Gesetz sowie aus sonstigen Vorschriften
beantworten lassen.

259