21 D 2/89.AK

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. T a t b e s t a n d : 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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). 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. 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. 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. 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, "in einem Lagergebäude - maximal 1500 t Uran in Form von bestrahlten Brennelementen aus Leichtwasserreaktoren in maximal 420 Behältern mit maximal 10 Behältern je Behälterblock oder - 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 aufzubewahren und die für diese Aufbewahrung notwendigen Handhabungen vorzunehmen." 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. Die Kläger tragen im wesentlichen vor: § 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. Die Kläger beantragen, 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. Die Beklagte und die Beigeladene beantragen, die Klage abzuweisen. Die Beklagte tritt dem Vorbringen der Kläger im wesentlichen wie folgt entgegen: Die Klage sei schon mangels hinreichender Substantiierung der geltend gemachten Mängel der Risikoabschätzung unzulässig, jedenfalls aber unbegründet. 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. Verfahrensfehler lägen nicht vor. Für die Genehmigung der Aufbewahrung sei weder gesetzlich noch nach EG-Recht eine Umweltverträglichkeitsprüfung erforderlich. Das Zwischenlager sei kein Endlager. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. Entscheidungsgründe: 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. 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, 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, 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. Vgl. HessVGH, Beschluß vom 28. Juni 1989 - 8 Q 2809/88 -, NVwZ 1989, 1183. 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. 1. 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. 2. 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. Vgl. zum Verhältnis von Baugenehmigung und Aufbewahrungsgenehmigung BVerwG, Urteil vom 11. Mai 1989 - 4 C 1.88 -, BVerwGE 82, 61, 68 ff. 3. 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. 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. Vgl. BVerwG, Beschluß vom 5. August 1993 - 7 B 112.93 -, a.a.O. 3.2 Daß für die Verwertung durch Wiederaufarbeitung bestimmte LWR-Brennelemente auf der Grundlage des § 6 AtG aufbewahrt werden dürfen, hat der Senat durch Urteil vom 22. Oktober 1987 - 21 A 330/87 -, DVBl. 1988, 155, 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. Vgl. BVerwG, Urteil vom 11. Mai 1989 - 4 C 1.88 -, BVerwGE 82, 61, 64 ff. 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. 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. 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 Beschluß vom 26. April 1993 - 21 B 1563/92.AK -, NVwZ-RR 1994, 143, in bezug auf die THTR-Brennelemente ausgeführt: 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. 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. 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). An dieser Auffassung wird festgehalten. 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 - vgl. BVerfG, Beschlüsse vom 26. Oktober und 29. November 1995 - 1 BvR 1348/95 - und - 1 BvR 2203/95 -, NJW 1996, 651 - 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. 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. Vgl. zu § 7 AtG BVerwG, Beschluß vom 12. Juli 1993 - 7 B 177.92 -, DVBl. 1993, 1151. 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. Vgl. BVerwG, Urteil vom 9. März 1990, - 7 C 23.89 -, BVerwGE 85, 54. 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. 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). 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. Vgl. Senatsbeschluß vom 26. April 1993 - 21 B 1563/92.AK -. 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. 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. Vgl. BVerwG, Urteil vom 14. Dezember 1990 - 7 C 5.90 -, BVerwGE 87, 241, 244 f. 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, vgl. BVerwG, Urteil vom 4. Juli 1988 - 7 C 88.87 -, BVerwGE 80, 21, 24, 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. Vgl. BVerwG, Urteil vom 25. Juni 1992 - 7 C 1.92 -, BVerwGE 90, 255, 260. 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. Vgl. Ladeur, Verwaltungsarchiv Band 86 (1995), 511 ff. 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. Vgl. BVerwG, Urteil vom 7. Juni 1991 - 7 C 43.90 -, BVerwGE 88, 286, 294. 4. Die Aufbewahrungsgenehmigung mit allen Änderungen und Ergänzungen ist ohne Verfahrensfehler ergangen, die wegen Verletzung entsprechender Rechte der Kläger zur Aufhebung führen müßten. 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. Vgl. BVerwG, Beschluß vom 28. Mai 1985 - 7 B 116.85 -, NVwZ 1985, 745. 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. 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. 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. 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. 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. 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 - 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 -, wofür vorliegend nichts spricht, braucht daher nicht eingegangen zu werden. 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. 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 - vgl. dazu BVerwG, Beschluß vom 30. August 1995 - 4 B 185.95 -, BayVBl. 1996, 28 zu Art. 4 Abs. 2 der UVP- Richtlinie -. 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. 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. 5. 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. 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. 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. 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. 6. 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. 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). 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. 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, vgl. hierzu Senatsbeschluß vom 26. April 1993 - 21 B 1563/92.AK -, S. 19 f., 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 7. Die streitige Genehmigung verstößt nicht gegen § 6 Abs. 2 Nr. 1 AtG, von dessen drittschützendem Charakter der Senat ausgeht. Vgl. BVerwG, Beschluß vom 17. April 1990 - 7 B 111.89 -, NVwZ 1990, 858, 859 zu § 7 Abs. 2 Nr. 1 und 2 AtG. 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. 8. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. Vgl. BVerwG, Beschluß vom 26. Juni 1992 - 4 B 1-11.92 -, NVwZ 1993, 572, 578. 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. Vgl. BVerwG, Urteil vom 22. Oktober 1987 - 7 C 4.85 -, BVerwGE 78, 177, 182. Letzteres ist nicht der Fall. 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. 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. 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. 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. 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. Dafür, daß in anderen für die Begutachtung erheblichen Zusammenhängen die Sachverständigen sachfremden Beeinflussungen unterlegen haben könnten, ist nichts ersichtlich. 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. 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. 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. 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. 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). 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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, vgl. BVerwG, Urteil vom 9. August 1994 - 7 C 44.93 -, BVerwGE 96, 259, 267, 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. Vgl. BVerfG, Beschlüsse vom 26. Oktober 1995 - 1 BvR 1348/95 - und vom 29. November 1995 - 1 BvR 2203/95 -, NJW 1996, 651. 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. 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. 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. Vgl. BVerwG, Urteil vom 21. August 1996 - 11 C 9.95 -, S. 26. 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. 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. 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. Vgl. OVG Berlin, Urteil vom 5. Juni 1990 - 2 A 2/85 -, NVwZ-RR 1991, 180. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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, vgl. Senatsurteile vom 21. Februar 1992 - 21 A 1399/88 - und 21 A 741/89 -, zu verweisen. 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. 9. 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. Vgl. BVerwG, Urteil vom 19. Januar 1989 - 7 C 31.87 -, BVerwGE 81, 185, 191 f., zu § 7 Abs. 2 Nr. 5 AtG. 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. Vgl. OVG Berlin, Beschluß vom 4. Juli 1991 - 2 A 3/91 -, NVwZ-RR 1991, 293, 295 f. 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. 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. 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. 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. 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.