I.

Der Senat hat die Zulässigkeit der Klage insgesamt bejaht, obwohl das Klagevorbringen nur teilweise die an die Darlegung der Betroffenheit in eigenen Rechten zu stellenden Anforderungen erfüllt. Soweit die Kläger Verfahrensverletzungen sowie Mängel des Genehmigungsbescheides in bezug auf die Umgebungsbelastung im Normalbetrieb geltend machen, läßt sich ihre Betroffenheit nur auf der Grundlage einer Rechtsauffassung begründen, die der Senat - wie noch zu zeigen sein wird - nicht teilt: daß nämlich die behaupteten Verfahrensverstöße ohne Rücksicht auf ihre Auswirkungen und auf die materielle Rechtmäßigkeit des Verwaltungsaktes erheblich seien und daß es für mögliche Rechtsverletzungen der Kläger durch betriebsbedingte Emissionen radioaktiver Stoffe auf die Dosiswerte nicht an ihren Wohnsitzen, sondern am Zaun des Betriebsgeländes ankomme. Lediglich in bezug auf schwerwiegende Stör- und Unfälle läßt sich im Wege der Auslegung aus der Klagebegründung die zur Darlegung der Klagebefugnis geeignete Behauptung entnehmen, daß die Kläger durch eine auf einem solchen Ereignis beruhende Freisetzung größerer Mengen radioaktiver Substanzen in ihrer Gesundheit gefährdet seien.

II.

Die Klage ist unbegründet. Die angefochtene Genehmigung verletzt die Kläger nicht in ihren Rechten. Allerdings sind die Kläger entgegen der Meinung der Beigeladenen nicht gemäß § 7 Abs. 1 Satz 2 AtVfV mit irgendwelchem Vorbringen im gerichtlichen Verfahren ausgeschlossen ("materiell präkludiert"). Die materielle Präklusion betrifft ausschließlich die Möglichkeit, subjektive Rechte als möglicherweise verletzt geltend zu machen oder zu verteidigen, nicht hingegen das den Genehmigungsgegenstand betreffende Vorbringen, mit welchem Mängel der Anlage oder des Genehmigungsbescheides dargetan werden sollen (BVerwGE 60, 297). Die Kläger haben in ihren schriftlichen Einwendungen während des Genehmigungsverfahrens auf die von ihnen für verletzt gehaltenen Grundrechte (Art. 2 Abs. 2, Art. 14 GG) hingewiesen. Dies reicht aus, um die Möglichkeit zur Verteidigung dieser Rechte im gerichtlichen Verfahren zu wahren.

Die in den Einwendungen bezeichneten Rechte der Kläger werden jedoch durch den Genehmigungsbescheid nicht verletzt. Dieser Bescheid leidet weder an formellen noch an materiellen Mängeln, durch welche subjektive Rechte der Kläger beeinträchtigt werden.

A 1. a) Wie der Senat bereits in seinem Beschluß vom 25. April 1996 - 7 M 6278/95 - im einzelnen ausgeführt hat, erforderten die während des Genehmigungsverfahrens nach Abschluß der Öffentlichkeitsbeteiligung vorgenommenen Änderungen des Vorhabens - Wegfall der über den Behältern anzubringenden Abschirmplatten, Erhöhung der Anzahl der aufzustellenden Behälter einer bestimmten Bauart, Erhöhung der zulässigen Dosis am Zaun des Betriebsgeländes durch Direktstrahlung von 0,07 auf 0,3 mSv/a und Einführung eines Einlagerungsplans - nach § 4 Abs. 2 AtVfV keine erneute Öffentlichkeitsbeteiligung. Der Senat hält daran fest, daß keiner der obligatorischen Gründe für eine erneute Bekanntmachung des Vorhabens gegeben und die Behörde im Rahmen des ihr insoweit eingeräumten Ermessens befugt war, von einer fakultativen Öffentlichkeitsbeteiligung abzusehen.

Auch nach erneuter Überprüfung der Rechtslage vermag sich der Senat nicht der Auffassung der Kläger anzuschließen, der Begriff "Aktivitätsabgaben" in § 4 Abs. 2 Satz 3 Nr. 1 AtVfV schließe die Direktstrahlung im Sinne des § 44 StrlSchV ein. Die Bezugnahme auf die Dosisgrenzwerte des § 45 StrlSchV in § 4 Abs. 3 Nr. 1 AtVfV steht einer unmittelbaren Erstreckung dieser Regelung auf die Direktstrahlung entgegen. Denn jene Dosisgrenzwerte sind in dem nach § 45 Abs. 2 StrlSchV vorgeschriebenen Verfahren zu ermitteln, welches sich - wie sich aus § 44 Abs. 1, letzter Teilsatz StrlSchV ergibt - auf die Direktstrahlung nicht anwenden läßt. Im übrigen wäre es angesichts der Tatsache, daß die nach § 44 StrlSchV zulässige Dosis ein mehrfaches der Dosis nach § 45 StrlSchV betragen kann, widersinnig, das Erfordernis einer erneuten Öffentlichkeitsbeteiligung an die Annäherung an einen Bruchteil dieser Dosis zu knüpfen. Der Senat hält daher daran fest, daß die Begriffe "Ableitung radioaktiver Stoffe" in § 45 StrlSchV und "Aktivitätsabgaben" in § 4 Abs. 2 Satz 3 Nr. 1 AtVfV gleichbedeutend sind.

Die Erhöhung der Direktstrahlung erforderte auch nicht wegen zu besorgender nachteiliger Auswirkungen für Dritte (§ 4 Abs. 2 Satz 1 AtVfV) eine erneute Öffentlichkeitsbeteiligung. In diesem Zusammenhang kann dahingestellt bleiben, ob im Hinblick auf die Regelung des § 4 Abs. 2 Satz 3 Nr. 1 AtVfV und in Analogie hierzu erst eine Anhebung der zulässigen Direktstrahlung auf 75 % des Grenzwertes nach § 44 StrlSchV die Notwendigkeit einer weiteren Öffentlichkeitsbeteiligung begründete. Denn es fehlt hier nicht nur an dieser Voraussetzung - die zugelassene Dosis beträgt nur 20 % des Grenzwertes nach § 44 StrlSchV -, sondern unabhängig hiervon auch an der Möglichkeit nachteiliger Auswirkungen für Dritte.

"Dritte", die von der Direktstrahlung betroffen werden könnten, wohnen mindestens 1 km vom Standort des Lagers entfernt in Gorleben. Nach der auf Ersuchen des Senats im Verfahren 7 M 6278/95 (dort Bl. 112 ff, 114 a) von der Beigeladenen vorgelegten, den übrigen Beteiligten bekannten und von ihnen nicht angegriffenen Berechnung beträgt die durch die Direktstrahlung bewirkte Ortsdosisleistung in dieser Entfernung bei Zugrundelegung des in der Tabelle VII Nr. 2 zur Strahlenschutzverordnung vorgesehenen Qualitätsfaktors 10 für die Neutronenstrahlung insgesamt 0,05 Mikrosievert im Jahr (0,00005 mSv). Die Auswirkungen der Erhöhung der Direktstrahlung bewegen sich somit im Bereich von einem bis fünf Hunderttausendsteln des Grenzwertes des § 44 StrlSchV. In diesem Bereich kann von "nachteiligen Auswirkungen" durch die Direktstrahlung keine Rede mehr sein.

An diesem Ergebnis würde sich auch nichts Wesentliches ändern, wenn bei der Berechnung der Ortsleistungsdosis im Bereich der geschlossenen Ortslage von Gorleben statt eines Qualitätsfaktors 10 oder 20 für die Neutronenstrahlung der von Prof. Kuni für erforderlich gehaltene Faktor 300 eingesetzt würde. In diesem Fall ergäben sich bei gleichbleibender Gamma-Ortsdosisleistung eine Neutronen-Ortsdosisleistung von 0,000041 mSv × 30 = 0,00123 mSv und eine Gesamt-Ortsdosisleistung von 0,00124 mSv, die gleichfalls weit entfernt von allen Werten lägen, bei denen von nachteiligen Wirkungen für die Betroffenen gesprochen werden könnte.

b) Hiervon abgesehen, könnten die Kläger allein wegen einer unterlassenen erneuten Öffentlichkeitsbeteiligung, die hier mangels Offensichtlichkeit eines solchen Fehlers nicht die Nichtigkeit des Bescheides zur Folge hätte (§ 44 Abs. 1 VwVfG), nicht dessen Aufhebung erreichen. Nach der ständigen Rechtsprechung des Bundesverwaltungsgerichts führt ein Verstoß gegen die Vorschriften über die Öffentlichkeitsbeteiligung nicht zur Aufhebung der Genehmigung, sondern allenfalls zu einer Erleichterung der Darlegungslast der Kläger (BVerwGE 61, 256/275; 75, 285/291 u.a.; Urt. d. Sen. v. 7. 10. 1994 - 7 L 3548/93 - NJW 1995, 2053/2054; Feldhaus, RdNr. 105 ff zu § 10 BImSchG).

2. Aus diesem Grunde kann hier auch dahingestellt bleiben, ob der zu Beginn des Genehmigungsverfahrens öffentlich ausgelegte Sicherheitsbericht (vgl. dazu § 6 Abs. 1 AtVfV) den Erfordernissen des § 3 Abs. 1 Nr. 1 AtVfV genügte. Im übrigen finden sich die von den Klägern vermißten Angaben über die einzulagernden Behälter und die diese ergänzenden Zeichnungen auf den Seiten 160 bis 324 des Sicherheitsberichtes; speziell die Deckelsysteme sind auf den Seiten 245 ff eingehend beschrieben. Der Senat vermag nicht zu erkennen, worin - gemessen an den Anforderungen des § 3 AtVfV - die von den Klägern behaupteten Defizite des Sicherheitsberichtes liegen sollen. Wenn die Kläger einen Mangel des Sicherheitsberichtes darin zu erkennen meinen, daß er nicht alle Daten enthält, die es ihnen ermöglichen würden, die Richtigkeit der darin enthaltenen Angaben im einzelnen zu überprüfen, so verkennen sie freilich den Zweck dieses Berichtes. Der Sicherheitsbericht soll die Anlage so genau beschreiben, daß der Leser daraus entnehmen kann, welche Auswirkungen - die Richtigkeit der Angaben unterstellt - der Betrieb der Anlage haben kann; es ist hierfür nicht erforderlich, daß der Leser zugleich in die Lage versetzt wird, die sachliche Richtigkeit der Angaben zu überprüfen. In diesem Zusammenhang ist auch § 6 Abs. 4 AtVfV zu berücksichtigen, wonach die Genehmigungsbehörde nach pflichtgemäßem Ermessen Akteneinsicht gewährt. Dies schließt die Einsichtnahme in die von dem Antragsteller vorgelegten Gutachten über Detailprüfungen ein. Es wird regelmäßig dem pflichtgemäßen Ermessen der Behörde entsprechen, einem im Auftrag potentiell betroffener Dritter handelnden Sachverständigen die zur Beantwortung einer konkreten Frage erforderliche Akteneinsicht zu gewähren.

3. Eine Umweltverträglichkeitsprüfung (UVP) war vor Erteilung der Genehmigung nicht erforderlich. Weder verweist § 6 Abs. 3 Satz 2 des Atomgesetzes (AtG) auf § 1 a AtVfV, noch werden Zwischenlager für radioaktive Reststoffe und Abfälle in der Anlage zu § 3 UVPG erwähnt. Sie gehören weder zu den dort unter Nr. 2 noch zu den unter Nr. 3 aufgeführten Anlagen. Es handelt sich dabei namentlich nicht um Anlagen zur Sicherstellung radioaktiver Abfälle im Sinne des § 9 a Abs. 3 AtG, deren Errichtung und Betrieb einer Planfeststellung nach § 9 b AtG bedürfen. Der Anwendung dieser Vorschriften auf das Zwischenlager der Beigeladenen steht § 6 Abs. 3 AtG als die insoweit speziellere Vorschrift entgegen. Daß ein solches Zwischenlager nicht mit einer Anlage des Bundes zur Sicherstellung radioaktiver Abfälle gleichgesetzt werden kann, ergibt sich auch aus § 86 StrlSchV. Es kommt daher nicht auf die Frage an, ob die Kläger überhaupt aus dem Unterbleiben einer UVP irgendwelche Rechte für sich herleiten könnten (vgl. dazu BVerwG, Urt. v. 25. 1. 1996 - 4 C 5.95 - DVBl. 1996, 677/681).

B) Das Ergebnis des Klageverfahrens hat den Senat in seinem bereits in dem Beschluß vom 25. April 1996 vertretenen Standpunkt bestätigt, daß der Genehmigungsbescheid keine die Kläger belastenden materiellen Mängel aufweist.

1. Der Senat hält daran fest, daß die derzeitige gesetzliche Regelung, wonach nur die Einlagerung der Kernbrennstoffe, nicht jedoch die Errichtung des Lagergebäudes einer atomrechtlichen Genehmigung bedürfen, verfassungsrechtlich unbedenklich ist und daher auch nicht etwa eine verfassungskonforme Auslegung des § 6 AtG die Erteilung einer atomrechtlichen Teil-Errichtungsgenehmigung für dieses Bauwerk erfordert (st. Rspr. d. Sen. seit Beschl. v. 29. 12. 1981 - 7 OVG B 50/81 - NVwZ 1982, 256; vgl. zuletzt Beschl. v. 23. 1. 1995 - 7 M 7313/94 - RdE 1995, 245; ebenso BVerwG, Urt. v. 11. 5. 1989 - 4 C 1.88 - DVBl. 1989, 1055 = BVerwGE 82, 61). Ein Sicherheitsdefizit ist darin schon deswegen nicht zu erkennen, weil die in bezug auf die baulichen Anlagen sicherheitsrelevanten Fragen auch in einem Baugenehmigungsverfahren geprüft werden können. Im übrigen ist zu berücksichtigen, daß eine bloße Baugenehmigung nicht die einer atomrechtlichen Teil-Errichtungsgenehmigung und insbesondere dem darin enthaltenen positiven vorläufigen Gesamturteil (§ 18 Abs. 1 AtVfV) innewohnende Bindungswirkung aufweist (vgl. dazu BVerwG 72, 300/309 f.). Demzufolge ist die über eine Genehmigung nach § 6 AtG entscheidende Behörde nicht an eine mit der Baugenehmigung zum Ausdruck gebrachte Feststellung gebunden, daß das Bauwerk den sich aus § 6 AtG ergebenden sicherheitstechnischen Anforderungen genügt. Vielmehr ist dies im Rahmen des Verfahrens nach § 6 AtG selbständig zu überprüfen und von der Beklagten hier auch eingehend untersucht worden.

2. Die angefochtene Genehmigung entspricht den Erfordernissen des § 6 Abs. 2 AtG. Danach ist eine Genehmigung zur Aufbewahrung von Kernbrennstoffen außerhalb der staatlichen Verwahrung (§ 5 AtG) zu erteilen, wenn ein Bedürfnis für eine solche Aufbewahrung besteht und die in den Nrn. 1 bis 4 genannten Voraussetzungen erfüllt sind, insbesondere die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderliche Vorsorge gegen Schäden durch die Aufbewahrung getroffen ist (Nr. 2).

a) Entgegen der Meinung der Kläger rechnen auch die verfestigten Abfälle aus der Wiederaufarbeitung verbrauchter Brennelemente zu den "Kernbrennstoffen" im Sinne des § 6 Abs. 1 AtG. Dies entspricht der Begriffsbestimmung des § 2 Abs. 1 Nr. 1 a bis d AtG, ergibt sich im Umkehrschluß aus § 2 Abs. 2 AtG und wird durch § 6 Abs. 3 AtG bestätigt, der ausdrücklich "verfestigte hochradioaktive Spaltproduktlösungen aus der Aufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe" als Gegenstand einer Genehmigung nach § 6 Abs. 1 AtG nennt.

b) An dem gelegentlich in Abrede gestellten Bedürfnis für die - "externe" - Zwischenlagerung verbrauchter Brennelemente und radioaktiver Aufarbeitungsabfälle kann kein ernsthafter Zweifel bestehen. Die "interne" Zwischenlagerung in den Brennelementbecken der Kernkraftwerke kann aus Gründen der Kapazität nur vorübergehend - bis die Radioaktivität der Brennstäbe so weit abgeklungen ist, daß ihr Transport und die trockene Aufbewahrung möglich sind - die externe Zwischenlagerung ersetzen. Im übrigen verpflichtet § 86 StrlSchV die Besitzer radioaktiver Abfälle zu deren Zwischenlagerung bis zur Inbetriebnahme von Anlagen des Bundes zur Sicherstellung und zur Endlagerung dieser Abfälle. Die Notwendigkeit, dieser Verpflichtung nachzukommen, reicht zur Begründung des nach § 6 Abs. 1 AtG nachzuweisenden Bedürfnisses aus.

c) Der Genehmigungsbescheid ist nicht deswegen fehlerhaft, weil darin keine ausreichende Regelung des Verhältnisses von alter und neuer Genehmigung getroffen worden ist.

Nach dem Willen der Beigeladenen und der Beklagten sollen beide Genehmigungen nebeneinander bestehen, solange die neue, hier angefochtene Genehmigung nicht bestandskräftig, d.h. dieses Urteil nicht rechtskräftig geworden ist. Eine solche Regelung ist zwar ungewöhnlich, aber nicht unzulässig. Grundsätzlich wird ein bestehender Verwaltungsakt unwirksam, wenn an seine Stelle ein neuer tritt, namentlich wenn dieser teilweise abweichende Regelungen trifft. Eine solche, gewöhnlich von den Beteiligten gewollte Rechtsfolge kann jedoch ausgeschlossen werden. Die Genehmigungsbehörde ist grundsätzlich nicht gehindert, auf Antrag des Genehmigungsempfängers den gleichen Sachverhalt durch mehrere parallele Verwaltungsakte zu regeln. Die Grenzen der Möglichkeiten einer solchen Verfahrensweise ergeben sich aus dem Gebot der Bestimmtheit eines Verwaltungsaktes sowie - wenn wie hier Dritte betroffen sein können - aus der verfassungsrechtlichen Garantie der Rechtsschutzgewährleistung (Art. 19 Abs. 4 GG).

Was das erste anbelangt, so ergibt sich aus der "Übergangsregelung" in Abschnitt IX Nr. 3 (S. 98 des Genehmigungsbescheides), daß die frühere Genehmigung nach Auffassung der Beklagten "infolge der Verzichtserklärung" der Beigeladenen vom 26. Oktober 1994 ihre Wirksamkeit verliert, sobald die neue Genehmigung bestandskräftig wird, und daß eine Ausnutzung der alten neben der neuen Genehmigung ausgeschlossen ist, "sofern und soweit diese vollziehbar ist". Die Beklagte betrachtet mithin - was sie in der mündlichen Verhandlung bestätigt hat - die unter IX Nr. 2 erwähnte Erklärung der Beigeladenen, sie habe sich entschlossen, auf die bestehende Genehmigung zu verzichten, sobald die neue Genehmigung bestandskräftig ist, nicht als bloße Absichtserklärung oder eine der Erfüllung bedürftige Verpflichtungserklärung, sondern als eine aufschiebend bedingte Verzichtserklärung, die mit Eintritt der aufschiebenden Bedingung wirksam wird, ohne daß es hierzu einer weiteren Rechtshandlung oder Erklärung der Beigeladenen bedürfte. Den Klägern ist zuzugeben, daß der Wortlaut jener Erklärung nicht ohne weiteres und ausschließlich diese Deutung zuläßt. Indem die Beigeladene jedoch diese Deutung widerspruchslos hingenommen hat, hat sie zugleich die von der Beklagten daraus abgeleitete Rechtsfolge akzeptiert. Sie hat damit konkludent ihre Bereitschaft zum Ausdruck gebracht, ihre Erklärung im Sinne der ihr von der Beklagten gegebenen Deutung zu verstehen und gegen sich gelten zu lassen. Wenn man dem Verhalten der Beigeladenen einen derartigen Erklärungswillen nicht entnehmen will, so gilt folgendes: Sollte die Beigeladene ihre Erklärung nicht so gemeint haben, wie sie von der Beklagten verstanden worden ist, so läge in den Ausführungen des Genehmigungsbescheides unter IX 3. eine von dem Antrag der Beigeladenen abweichende Regelung des Verhältnisses von alter und neuer Genehmigung; dies wäre eine rechtlich verbindliche Feststellung als Bestandteil der Gesamtregelung. Darauf deutet auch der Begriff "Übergangsregelung" als Überschrift des Abschnitts IX hin. Diese Regelung ist von der Beigeladenen nicht angegriffen worden und ihr gegenüber damit unanfechtbar geworden. Entsprechendes gilt für die (Nicht-)Ausnutzbarkeit der alten Genehmigung seit dem Zeitpunkt der von der Beklagten angeordneten sofortigen Vollziehbarkeit der neuen. Damit steht fest, daß seit dem Wirksamwerden der Vollzugsanordnung nur noch die neue Genehmigung Anwendung findet. Das Verhältnis der beiden Genehmigungen hat damit eine eindeutige Regelung gefunden. Daß diese Feststellung eine Auslegung des Inhalts des angefochtenen Bescheides erfordert, macht die Übergangsregelung nicht unbestimmt; zur Erfüllung des Bestimmtheitserfordernisses reicht es aus, wenn der Inhalt eines Verwaltungsaktes im Wege der Auslegung bestimmbar ist.

Zur Frage der Rechtsschutzgewährleistung hat der Senat in seinem Beschluß vom 25. April 1996 bemerkt:

"Dieses Nebeneinander der beiden Genehmigungen bedeutet nicht, daß die Rechtslage für die Beteiligten, insbesondere die Antragsteller, unübersichtlich geworden ist, weil sie nicht mehr wissen können, was eigentlich gilt und wogegen sie sich zur Wehr setzen müssen. Die Antragsteller müssen zwar, um den Betrieb des Zwischenlagers endgültig zu Fall zu bringen, nötigenfalls beide Genehmigungsbescheide angreifen. In der Praxis dürfte dies jedoch keine unzumutbare Erschwerung des Rechtsschutzes für Drittbetroffene bedeuten, da die präjudizielle Wirkung der gerichtlichen Aufhebung eines der beiden Bescheide jedenfalls dann, wenn aus den gleichen Gründen auch der andere Bescheid aufzuheben wäre, die Genehmigungsbehörde veranlassen dürfte, dem durch eine entsprechende eigene Maßnahme zuvorzukommen".

Daran hält der Senat fest. Wenn man die Möglichkeit einer Selbstkorrektur durch die Beklagte außer Betracht läßt, wäre der Rechtsschutz der Kläger gleichwohl nicht unzumutbar erschwert: Würde die neue Genehmigung aus Gründen aufgehoben, die auch für die Altgenehmigung zutreffen, so könnten die Kläger aus eben diesen Gründen mit Leichtigkeit eine für sie günstige Entscheidung des Verwaltungsgerichts über die bei ihm anhängige Klage gegen die Altgenehmigung erstreiten. Wäre die neue Genehmigung nur in solchen Punkten fehlerhaft, die von der Altgenehmigung nicht oder nicht so geregelt worden sind, so führte dies entweder nur zu einer Teilaufhebung der neuen Genehmigung oder enthielte die Feststellung, daß die in der Altgenehmigung getroffene abweichende Regelung der gerichtlichen Überprüfung standgehalten hätte. In beiden Fällen könnten die Kläger nicht beanspruchen, daß auch die unbeanstandet gebliebenen Festsetzungen aufgehoben werden müßten. Sie wären daher durch eine Regelung, welche dieses verhindert, nicht in ihren Rechten verletzt.

d) Der Genehmigungsbescheid leidet auch im übrigen nicht an einem entscheidungserheblichen Regelungsdefizit. Die darin getroffenen Einzelbestimmungen lassen insbesondere nicht den Schluß zu, die Beklagte habe die ihr obliegende Pflicht zur erschöpfenden Ermittlung und sachgerechten Bewertung der mit dem genehmigten Betrieb des Zwischenlagers verbundenen Risiken unzureichend erfüllt (vgl. BVerwGE 78, 177/180 f.).

aa) Der Senat hält daran fest, daß die Notwendigkeit, die Einhaltung der Grenzwerte für die radioaktive Direktstrahlung sicherzustellen, es nicht erforderte, Details eines Einlagerungsplanes in den Genehmigungstext aufzunehmen. Aus Abschnitt VIII A Nr. 4.4.2 (S. 46) des Bescheides geht hervor, daß der von der Beigeladenen am 31. August 1994 vorgelegte Einlagerungsplan in der Fassung der Revision 3 vom Januar 1995 Genehmigungsunterlage geworden ist. Als solche wird er in Anlage 1 Nr. 243 (BA 20) aufgeführt. Der mit "Lagerbelegung im Transportbehälterlager ..." überschriebene Einlagerungsplan beschreibt nach Art einer gutachtlichen Stellungnahme die Randbedingungen, welche zu erfüllen sind, um die Einhaltung der festgesetzten Grenzwerte sicherzustellen. Unter Berücksichtigung dieser Randbedingungen wird die Behälteraufstellung beschrieben sowie tabellarisch und zeichnerisch dargestellt. Den Klägern ist zuzugeben, daß dieses Schriftstück nirgends eine eindeutig verpflichtende Erklärung des Inhalts enthält, daß tatsächlich in einer bestimmten Art und Weise verfahren werden solle, geschweige denn, daß man es mit einer behördlichen Auflage oder Anordnung vergleichen könnte, die Behälter in einer bestimmten Anordnung und Reihenfolge aufzustellen. Der Belegungsplan enthält lediglich den Nachweis, daß die Grenzwerte einzuhalten sind, wenn die Aufstellung der Behälter in der darin beschriebenen Weise erfolgt. Durch die Nebenbestimmung IV A 21 (S. 17) erhält diese Aussage indessen den Charakter einer bindenden Verpflichtung. Danach hat die Einlagerung nach dem Einlagerungsplan zu erfolgen, der fortzuschreiben und der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde in halbjährlichen Abständen vorzulegen ist. Diese Regelung dient in gleicher Weise dem Schutzziel, die Umgebungsbevölkerung vor Schäden durch eine überhöhte Direktstrahlung zu bewahren, wie die von den Klägern geforderte Verankerung des Einlagerungsplanes im Text des Bescheides. Daß es grundsätzlich zulässig ist, Details einer Genehmigung durch Bezugnahme auf die Antragsunterlagen zu regeln und daß dem nicht das von den Klägern angeführte Urteil des Bundesverwaltungsgerichts vom 9. September 1988 (BVerwGE 80, 207/215 f.) entgegensteht, hat der Senat bereits in seinem Beschluß vom 25. April 1996 dargelegt; darauf wird verwiesen.

Dem Schutzziel des § 44 StrlSchV dient im übrigen in erster Linie die Begrenzung der Direktstrahlung am Zaun der Anlage auf 0,30 mSv/a selbst. Diese Grenze ist zwar gleichfalls nicht in Gestalt einer ausdrücklichen Regelung festgelegt. Sie ergibt sich aber mittelbar aus der Nebenbestimmung IV A 8 (S. 8), wo auf die von der Beigeladenen "beantragte maximale Dosis am ungünstigsten Aufpunkt am Zaun des Betriebsgeländes von 0,30 mSv/a" hingewiesen wird, sowie aus dem Antrag selbst. Die entsprechend diesem Antrag erteilte Genehmigung bezieht sich auf einen Lagerbetrieb mit einer Direktstrahlung von maximal 0,30 mSv/a. Ein Lagerbetrieb mit einer höheren Strahlung ist nicht genehmigt. Dies ergibt sich aus der Bezugnahme auf den Genehmigungsantrag in gleicher Weise, als wenn die Dosisraten im Genehmigungstext ausdrücklich genannt wären; die Regelung in Abschnitt IV A Nr. 8 beseitigt jeglichen sonstigen Zweifel. Die Kläger irren daher, wenn sie meinen, mangels einer ausdrücklichen Bestimmung über die Einzelheiten der Lagerbelegung sei der Beigeladenen gestattet, das Lagergebäude in beliebiger Weise und ohne Rücksicht auf eine etwaige Überschreitung von Grenzwerten zu belegen. Tatsächlich sind dieser Beliebigkeit durch die Festsetzung von Grenzwerten Schranken gesetzt, welche die Beigeladene nicht übersteigen darf und deren Beachtung von der Aufsichtsbehörde überprüft werden kann. Der Einlagerungsplan enthält den Nachweis, daß und wie diese Grenzen einzuhalten sind, daß mithin die Beigeladene in der Lage ist, den Grenzwert von 0,30 mSv/a einzuhalten. Mehr ist zum Schutze der Kläger - vorausgesetzt, daß diese überhaupt durch Grenzwertüberschreitungen, wie sie ungünstigstenfalls möglich wären, in rechtserheblicher Weise betroffen wären - nicht erforderlich. Alles weitere ist Sache der atombehördlichen Aufsicht, die über die Einhaltung des Belegungsplanes zu wachen hat; dem dient u.a. die erwähnte Nebenbestimmung IV A 20.

bb) Der Senat vermag auch kein sicherheitsrelevantes Regelungsdefizit darin zu erblicken, daß der Bescheid in den Nebenbestimmungen IV A 8 und IV A 21 nicht selbst festlegt, was bei einer Annäherung der Dosiswerte am Zaun des Betriebsgeländes und der Bauteiltemperaturen an die jeweiligen Grenzwerte zu geschehen habe, sondern dies der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde überläßt. Immerhin bestimmt der Bescheid, daß der Einlagerungsbetrieb - d.h. die Einlagerung weiterer Behälter - bis zu der Entscheidung der Aufsichtsbehörde zu unterbrechen ist. Im übrigen ist die Aufsichtsbehörde in gleicher Weise wie die Genehmigungsbehörde befähigt, die erforderlichen Maßnahmen anzuordnen. Welche Maßnahmen zu treffen sind, hängt weitgehend von den Umständen des Einzelfalles ab. Da diese sich in ihrer Verschiedenartigkeit und in den jeweiligen Ereignisabläufen einer erschöpfenden Festlegung in dem Genehmigungsbescheid entziehen, ist die Aufsichtsbehörde in einer günstigeren Situation als die Genehmigungsbehörde und somit eher als diese in der Lage, situationsgemäß zu handeln. Daher ist die getroffene Regelung durchaus sachgerecht. Daß der Bevölkerung allgemein oder den Klägern damit ein erhöhtes Sicherheitsrisiko zugemutet wird, ist nicht ersichtlich.

e) Zu der von den Klägern vermißten Entsorgungsregelung heißt es in dem Beschluß des Senats vom 25. April 1996:

"Der Bescheid ist - unabhängig von der Frage, ob hierdurch eigene Rechte der Antragsteller berührt wären (vgl. dazu Senat, Beschl. v. 30. 12. 1982 - DVBl. 1983, 187; Urt. v. 21. 6. 1990 - 7 OVG A 56/88 -) - nicht deswegen fehlerhaft, weil er keine Regelung über die Entsorgung trifft. Das Zwischenlager ist eine gemäß § 9 a Abs. 2 Satz 2 AtG iVm § 86 StrlSchV von der Entsorgungspflicht nach § 9 a Abs. 1 und 2 Satz 1 AtG ausgenommene Einrichtung; die darin aufbewahrten radioaktiven Reststoffe müssen dort bis zur Inbetriebnahme eines Bundes-Endlagers bleiben. Bedarf für eine Regelung über den weiteren Verbleib dieser Stoffe besteht nur für den Fall der Aufgabe des Zwischenlagers. Eine derartige Regelung ist als Nebenbestimmung A 3 getroffen worden" (S. 14).

Dem ist nichts hinzuzufügen.

f) Wie gleichfalls bereits in dem Beschluß vom 25. April 1996 dargelegt ist, weist die Genehmigung auch in bezug auf die Lagerung der Behälter mit den HAW-Glaskokillen kein Regelungs- und Sicherheitsdefizit auf. Nach Nebenbestimmung IV A 18.1.2 sind der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde rechtzeitig vor der in Frankreich erfolgenden Beladung der Behälter mit HAW-Glaskokillen folgende Unterlagen vorzulegen:

- die Datenblätter der HAW-Glaskokillen, die die Einhaltung der Garantiewerte nachweisen, sowie das Datenblatt, das den Aktivitäts- und den Aktinidengehalt zum Verglasungszeitpunkt dokumentiert,

- die Bestätigung der Richtigkeit der Datenblätter durch die Qualitätssicherung der COGEMA, durch das Bureau Veritas und durch einen vom Bundesamt für Strahlenschutz beauftragten unabhängigen Sachverständigen.

Ergänzend hierzu sind nach Nebenbestimmung IV A 18.2.2 rechtzeitig vor dem Abtransport zum Zwischenlager vorzulegen:

- das Datenblatt der COGEMA mit den Ergebnissen der Kontaminations- und Dosisleistungsmessungen der HAW-Glaskokillen zum Beladezeitpunkt einschließlich der zugehörigen Abnahmebescheinigung und -bestätigung,

- Prüfprotokolle über die Behälterdichtheit nach der Beladung, die Kontaminations- und Dosisleistungsmessung sowie über die Temperaturmessung am Behälter.

Die Kläger vertreten die Auffassung, daß die vorgesehenen Prüfungen nicht ausreichten, um Mängel des Glaskörpers oder die Einlagerung schadhafter Glaskokillen auszuschließen, die je nach dem Ausmaß solcher Fehler Auswirkungen auf die Sicherheit der Zwischenlagerung der Kokillen im Normalbetrieb und bei Störfällen haben könnten. Dem vermag der Senat nicht zuzustimmen. Aus dem von der Beklagten in der mündlichen Verhandlung vorgelegten Gutachten der Produktkontrollstelle (PKS) des Instituts für Sicherheitsforschung und Reaktortechnik in Jülich (Verfasser: Dr. Odoj) ist zu entnehmen, daß durch die Qualitätssicherung im Werk der Firma COGEMA, in welchem die Glaskokillen hergestellt werden, hinreichend Vorsorge gegen derartige Fehler getroffen ist (zur Befugnis des Gerichts zur Verwertung eines von der beklagten Behörde im Gerichtsverfahren vorgelegten Gutachtens vgl. BVerwG, Beschl. v. 13. 3. 1992 - 4 B 39.72 - NVwZ 1993, 268). Als Ergebnis einer Begutachtung des Produktionsablaufs an Ort und Stelle ergibt sich hiernach folgendes:

- Die Spaltproduktlösung wird vor dem Verglasungsprozeß analysiert. Dabei wird die spezifische Beta-, Gamma- und Alpha-Aktivität der zu verglasenden Lösung durch Analyse einer repräsentativen Probe aus den Vorlagebehältern ermittelt.

- Die durch ständiges Rühren sichergestellte Homogenität der Tankinhalte wird durch Probenahme aus den Tanks in drei verschiedenen Ebenen kontrolliert.

- Die Homogenisierung der Glasschmelze wird über Temperaturmessung kontrolliert.

- Die chemische Zusammensetzung des als Glasfritte von einem anderen Hersteller gelieferten Glases wird sowohl von diesem Hersteller als auch von der COGEMA unter Anwendung bewährter Elementanalysen (Atomabsorbtions- und -emissions-Spektrometrie) analysiert; eine Liefercharge wird nur für die Verarbeitung freigegeben, wenn die spezifizierte Bandbreite eingehalten wird.

- Die Viskosität des Glasproduktes läßt sich anhand der Abfüllrate ermitteln.

Wegen der weiteren Einzelheiten wird auf den Inhalt des Gutachtens verwiesen, von dem die Kläger eine Kopie erhalten und gegen dessen Verwendung und inhaltliche Richtigkeit sie keine Einwendungen erhoben haben.

Der Gutachter gelangt zu dem Ergebnis, daß sowohl die Zahl der Proben als auch die Probenahmestellen Gewähr bieten für eine repräsentative Ermittlung sowohl der inaktiven Elemente als auch der Radionuklide und daß die für die Eigenschaften des Glases maßgebenden Parameter (Viskosität, Temperatur der Glasschmelze und Homogenität) sich zuverlässig ermitteln lassen. Der Gutachter kommt darüber hinaus auch zu einem positiven Urteil über die Qualitätssicherungsmaßnahmen durch die COGEMA selbst sowie durch das Bureau Veritas.

Die Kläger sind demgegenüber der Meinung, nach dem vorgesehenen Prüfprogramm sei es nicht möglich, das Aktivitätsinventar der Glaskokillen zuverlässig zu bestimmen. Hierzu bedürfe es der Entnahme von Proben aus der jeweiligen Schmelze sowie aus dem fertigen Glasprodukt. Solche Probenahmen seien in der Produktionsstätte nicht vorgesehen und auch nachträglich nicht vorgeschrieben. Daß während der Produktion der Glaskokillen keine Proben der Schmelze und des fertigen Glases analysiert werden, ergibt sich auch aus dem PKS-Gutachten. Dieses Gutachten macht indessen deutlich, daß wegen des darin beschriebenen Produktionsablaufes die Proben und Analysen der Ausgangsstoffe sowie die Kontrolle der Betriebsparameter ausreichen, um ein spezifikationsgerechtes Produkt zu erzielen, Proben der Schmelze und Untersuchungen des Endproduktes mithin allenfalls eine zusätzliche Absicherung der Zuverlässigkeit des Verfahrens ermöglichen könnten. Bei sachgerechter Ausführung der vorgesehenen Analysen und Einhaltung der Betriebsparameter, die in dem PKS-Gutachten als "für die vorgesehenen Zwecke geeignet" bezeichnet werden, ist demnach auch ohne zusätzliche Produktanalysen eine den Anforderungen entsprechende Qualität dieses Produktes gewährleistet. Die von den Klägern vermißten Analysen der Schmelze und des fertigen Glaskörpers sind demnach allenfalls zur Aufdeckung von Mängeln geeignet, die auf Unregelmäßigkeiten im Produktionsablauf und/oder auf Fehler infolge Unaufmerksamkeit des Personals bei der Probenahme und der Analyse der Proben zurückzuführen sind. Der Verhinderung solcher Fehler dienen indessen die in dem PKS-Gutachten beschriebenen sonstigen Prüfungen, insbesondere die Überprüfung der Arbeitsabläufe und der darüber erstellten Dokumentationen durch das Bureau Veritas, ferner die Überwachung der Anlage durch die zuständigen französischen Stellen. Der Senat vermag in dieser Hinsicht nichts Negatives in der Tatsache zu erblicken, daß die erwähnte Gutachterfirma von den Kunden der COGEMA, u.a. den deutschen Kernkraftwerksbetreibern, mit der Überprüfung beauftragt worden ist. Es entspricht dem Interesse dieser Auftraggeber, daß die Produktspezifikationen strikt eingehalten werden und der Produktionsvorgang entsprechend genau überprüft wird.

Angesichts der Kontrollen des Betriebsablaufes nach Aufnahme der Produktion in den Anlagen der COGEMA kommt es nicht darauf an, wie die Untersuchungen der Produktionsvorgänge und die Erprobungen der Anlage vor Aufnahme des kommerziellen Betriebes zu bewerten sind. Aus dem unstreitigen Umstand, daß kein Probelauf der Anlagen unter den Voraussetzungen des endgültigen Betriebes, d.h. mit "echten" Spaltproduktlösungen, erfolgt ist, können keine negativen Schlüsse auf die vom Gutachter bestätigte Eignung und Zuverlässigkeit des Verfahrens gezogen werden. Da es - wie der Sachbeistand der Kläger selbst hervorhebt - im Hinblick auf mögliche Umweltauswirkungen in erster Linie auf die Qualität des Glaskörpers ankommt, ist es sachgerecht, bei der Erprobung der Anlage hierauf besonderes Augenmerk zu legen. Dazu genügten Probeläufe mit inaktivem Material.

Dem von den Klägern gestellten Beweisantrag, ein Sachverständigengutachten darüber einzuholen, daß die in der Genehmigung vorgesehene Produktkontrolle für verglaste hochaktive Abfälle aus der Wiederaufarbeitungsanlage in La Hague keine ausreichende Schadensvorsorge bildet, weil eine Prüfung der Auswirkungen von Betriebsparametervariationen an der Anlage durch Probenahme nicht vorgesehen ist, war daher abzulehnen, da der Senat aufgrund des schriftlichen Gutachtens der PKS vom Gegenteil der behaupteten Tatsache überzeugt ist.

Im übrigen fehlt es an einer plausiblen Darlegung von Ereignisabläufen, die - Fehler des Glasproduktes unterstellt - zu einer Verletzung von Rechten der Kläger führen könnten. Dies setzte voraus, daß Radionuklide, die bei sachgerechter Ausführung der Verglasung in dem Glaskörper zurückgehalten würden, durch den Stahlmantel der Glaskokillen und die Wandlungen des Transportbehälters nach außen dringen könnten. Wie sich aus dem TÜV-Gutachten vom Dezember 1994 zur Lagerung von HAW-Glaskokillen in Behältern des Typs TS 28 V (Anlage 2 Nr. 29, BA 35), S. 30, ergibt, werden die COGEMA-Glaskokillen-Behälter nach der Befüllung durch Verschweißen des Deckelstopfens technisch dicht verschlossen, "so daß grundsätzlich eine Freisetzung radioaktiver Stoffe aus den HAW-Glaskokillen nicht zu unterstellen ist". Wie im einzelnen noch zu zeigen sein wird, braucht auch mit einem Versagen sämtlicher Dichtungen des Transportbehälters nicht gerechnet zu werden und sind außerhalb des Restrisikobereichs auch keine Ereignisse in Betracht zu ziehen, die zu einer erheblichen Beschädigung der Behälter führen könnten.

Die in den Nebenbestimmungen IV A 18.1.2 und 18.2.2 getroffenen Regelungen sind schließlich nicht wegen einer Beschränkung der Aufsichtsbefugnisse der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde unzureichend. Abgesehen davon, daß dies nur dann von den Klägern geltend gemacht werden könnte, wenn eine solche Beschränkung eine Einschränkung der zu ihrem Schutz gebotenen Schadensvorsorge zur Folge hätte - dies ist nicht der Fall -, ist dem Atomgesetz nicht der Rechtssatz zu entnehmen, daß in der Bundesrepublik Deutschland nur ein solcher Umgang mit radioaktiven Stoffen zulässig sei, der in allen relevanten, d.h. für mögliche spätere Schäden bedeutsamen Verfahrensschritten der uneingeschränkten Kontrolle durch die deutschen Behörden unterliegt. Hätten die Kläger mit dieser Auffassung recht, so dürften in deutschen Kernkraftwerken keine im Ausland gefertigten Brennstäbe eingesetzt und in deutschen Brennelementfabriken keine in ausländischen Anlagen angereicherten Uranverbindungen verarbeitet werden, weil sie aus Produktionen stammen, die nicht der Kontrolle durch deutsche Behörden unterliegen. Was speziell in Frankreich hergestellte Erzeugnisse betrifft, so bedarf es nicht des Hinweises auf Kapitel IX des Euratom-Vertrages und der umfangreichen Liste der dem freien Handel zwischen den Euratom-Mitgliedsstaaten unterliegenden Produkte (Anlage IV), um die Unhaltbarkeit des von den Klägern vertretenen Standpunktes zu erkennen. Aus dem Spannungsverhältnis zwischen den europarechtlichen Regeln des freien Waren- und Dienstleistungsverkehrs einerseits und den begrenzten Zuständigkeiten der nationalen Behörden andererseits folgt zwangsläufig, daß sich die letzteren auf die ihnen in ihrem Zuständigkeitsbereich zur Verfügung stehenden Kontrollmöglichkeiten beschränken müssen. Auf der anderen Seite kann nicht unterstellt werden, daß die Aufsichtsmittel eines anderen Mitgliedstaates der Euratom und deren Einsatz, mögen sie sich von den in Deutschland üblichen auch unterscheiden, nach deutschem Recht nicht hinnehmbare Sicherheitsmängel bewirkten oder zuließen. Im übrigen gilt weiterhin, was der Senat in seinem Beschluß vom 25. April 1996 (S. 15) festgestellt hat:

g) Der Genehmigungsbescheid weist auch kein Defizit im Hinblick auf die Ermittlung und Bewertung möglicher Gefahren durch die Auswirkungen von Erdbeben auf.

aa) Diese sind im Laufe der verschiedenen Abschnitte des Genehmigungsverfahrens wiederholt Gegenstand gutachtlicher Untersuchungen und Stellungnahmen gewesen, die sämtlich zu dem Ergebnis kommen, daß schädliche Auswirkungen für die Umgebungsbevölkerung aufgrund eines solchen Ereignisses nicht zu besorgen sind.

- In seinem Gutachten vom November 1982 (Anlage 2 Nr. 1, BA 34) geht der TÜV Hannover noch davon aus, daß "bei einem Ereignis Erdbeben die Integrität der Lagerhalle nicht sichergestellt (ist), da keine Gebäudeauslegung gegen Erdbeben vorgesehen ist" (S. 160). Er untersucht daher die Folgen des Absturzes von Dachbindern auf Lagerbehälter, die er durch die Ergebnisse von Beschußversuchen abgedeckt sieht, aufgrund deren eine unterhalb der Störfallgrenzwerte des § 28 Abs. 3 StrlSchV liegende Strahlenexposition errechnet worden ist (S. 167). Ferner werden die Auswirkungen der völligen Verschüttung eines Lagerbehälters im Hinblick auf die Wärmeabfuhr betrachtet. Hierbei gelangen die Gutachter zu folgendem Ergebnis: "... zeigen die beschriebenen Versuche, daß selbst bei Zerstörung der Lagerhalle und Trümmerüberdeckung der Behälter die Nachwärmeabfuhr gesichert ist. Die Temperaturerhöhung von höchstens 50 K, die hierbei auftreten kann, stellt keine Beeinträchtigung der Integrität der Behälter oder der Funktion der Metalldichtungen dar". (S. 169).

- Im Juni 1988 erstellte Prof. ..., ..., ein seismologisches Gutachten für den Standort der Pilot-Konditionierungsanlage (PKA) ... (Anlage zum Schriftsatz der Beklagten vom 23. 4. 1996, Bl. 248 d.GA). Der Gutachter gelangt auf der Grundlage der sicherheitstechnischen Regel des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) 2201.1 (Fassung 6/75) - BAnz. vom 19. 7. 1975, Nr. 130 - zu dem Ergebnis, daß unter Berücksichtigung des auf das Jahr 1410 datierten Prignitz-Erdbebens für die dem Transportbehälterlager unmittelbar benachbarte PKA ein "Auslegungserdbeben" mit der Intensität I = 5,5 (MSK), einer horizontalen Beschleunigung von 0,45 m/s² und einer vertikalen Beschleunigung von 0,25 m/s² sowie ein "Sicherheitserdbeben" mit einer Intensität I = 7,0 (MSK), einer horizontalen Beschleunigung von 1,2 m/s² und einer vertikalen. Beschleunigung von 0,6 m/s² anzunehmen seien (S. 79 f, 86 f).

- Im September/Oktober 1993 fertigten Mitarbeiter der Firma ... AG für die Beigeladene eine "dynamische Berechnung für den Lastfall Bemessungserdbeben", nach welcher "die untersuchten Bauteile und Gebäudeabschnitte" im Sinne der KTA-Regel (KTA 2201.3 Fassung: 1990) als Bauwerk der Klasse II* mit der maximalen Bodenbeschleunigung b = 0,6 m/s² standsicher sind (Anlage 1 Nr. 186, BA 13).

- Diese Berechnung wurde vom TÜV Hannover/Sachsen-Anhalt geprüft, der in seinem Gutachten vom Februar 1995 (Anlage 2 Nr. 30, BA 35) feststellt, "daß die für die Standsicherheit wesentlichen Bauteile des Gebäudes aufgrund ihrer Abmessungen und der vorhandenen Bewehrung in der Lage sind, auch die (verglichen mit früheren Standsicherheitsnachweisen, die auf einer maximalen Bodenbeschleunigung von 0,4 m/s² basieren) höheren Erdbebenlasten nach dem höheren Bemessungsspektrum aufzunehmen. Das Lagergebäude ist somit im Sinne einer Klasse II*-Auslegung nach KTA 2201.1 und 2201.3 bei Erdbeben standsicher" (S. 46 f.).

Die Divergenz zwischen dem hier zu Grunde gelegen Wert für die maximale Bodenbeschleunigung und dem in dem Gutachten von Prof. ... enthaltenen Wert von 1,2 m/s² wird damit begründet, "daß bei Erdbebennachweisen von Klasse II*-Bauwerken der günstige Einfluß des inelastischen Bauwerksverhaltens bereits über eine Abminderung der Horizontalbeschleunigung berücksichtigt wird" (S. 46, Fußnote).

bb) Die Kläger greifen den von der Beigeladenen in das Genehmigungsverfahren eingeführten Standsicherheitsnachweis mit der Begründung an, schon nach dem Gutachten von Prof. ... hätte eine höhere Bodenbeschleunigung zugrunde gelegt werden müssen; zudem entspreche die von der Firma ... AG auf der Grundlage eines inelastischen Bemessungsspektrums durchgeführte Berechnung nicht dem Stand von Wissenschaft und Technik und liefere keine ausreichend belastbare Vorhersage des realen Verhaltens. Ferner sei das für den Standort des Zwischenlagers zugrundegelegte Bemessungserdbeben im Hinblick auf die notwendige Erdbebenvorsorge nicht ausreichend; insbesondere hätte die zu erwartende maximale Bodenbeschleunigung höher angesetzt werden müssen.

Hierzu ist folgendes zu bemerken:

Nach Nr. 2.2.4.7 Abs. 2 des Entwurfs der KTA-Regel 2201.3 darf bei Bauwerken der Klasse II, die auf Anlagenteile der Klasse I (jeweils im Sinne der KTA-Regel 2201.1 Ziff. 3) einwirken können - diese Bauwerke werden in den zuvor zitierten Gutachten als II*-Bauwerke bezeichnet -, der Standsicherheitsnachweis nach DIN 4149 Teil 1 erfolgen, wobei abweichend von diesem Regelwerk die in der Tabelle 2-2 aufgeführten Beschleunigungswerte zugrunde gelegt werden können. Einem Erdbeben der Intensität I = 7 ist dabei eine Beschleunigung von 0,40 m/s², einem Erdbeben der Intensität 7 bis 8 eine solche von 0,65 m/s² zugeordnet. Der in dem Standsicherheitsnachweis der Firma ... AG von 1993 angesetzte Beschleunigungswert entspricht dieser Regel. Der Senat ist mit dem OVG Koblenz (Urt. v. 21. 11. 1995 - 7 C 10727/93 -) der Auffassung, daß die nach den KTA-Regeln 2201 vorgeschriebenen Verfahren zur seismologischen Beurteilung des Standorts und der Beschaffenheit von Kernanlagen dem Stand von Wissenschaft und Technik entsprechen und mit ihrer Anwendung dem Vorsorgegebot des § 7 Abs. 2 Nr. 3 und demgemäß auch des § 6 Abs. 2 Nr. 2 AtG Rechnung getragen wird. Dies gilt auch für die noch im Entwurfsstadium befindlichen Teile dieses Regelwerks, in denen der jeweils neuere Stand des Wissens und seiner praktischen Anwendung Ausdruck gefunden hat (vgl. dazu Bek. v. 1. 9. 1972, BAnz. Nr. 172 v. 13. 9. 1972; Rittstieg, Die Konkretisierung technischer Standards im Anlagenrecht, S. 85 ff.).

Der Standsicherheitsnachweis ist - wie sich aus den Vorbemerkungen dazu ergibt und von den Klägern nicht in Abrede gestellt wird - entsprechend den Bestimmungen der KTA-Regel 2201.03 nach Maßgabe der DIN 4149, allerdings mit einem höheren Wert für die horizontale Beschleunigung, berechnet worden. Zwar stammt die DIN 4149 aus dem Jahre 1981; ihre Inbezugnahme in dem 1990 verabschiedeten Entwurf der KTA-Regel 2201.3 läßt jedoch erkennen, daß die DIN-Vorschrift damals noch von den für das kerntechnische Regelwerk verantwortlichen Fachleuten als maßgebend betrachtet wurde. Die Kläger haben nicht dargetan, daß seither neuere wissenschaftliche Erkenntnisse gewonnen worden sind, welche der Anwendung beider Regelwerke entgegenstehen. Selbst wenn seither verfeinerte Berechnungsmethoden entwickelt worden sind, die in den Regelwerken noch keine Berücksichtigung gefunden haben, so fragt sich, ob die nach diesen Verfahren mit entsprechend höherem Rechenaufwand erzielten Ergebnisse wesentlich von denen abweichen, die nach jenen Regelwerken errechnet worden sind; anders ausgedrückt: ob nach der Art des hier zu prüfenden Bauwerks ein komplizierteres Berechnungsverfahren notwendig ist. In diesem Zusammenhang verdient Beachtung, daß die DIN 4149 in Nr. 8.2 ein vereinfachtes Näherungsverfahren zur Ermittlung der Erdbebenlasten bei Gebäuden mit einfacher geometrischer Struktur, möglichst gleichmäßiger Lastverteilung und vom Fundament bis zum Dach ungeschwächt durchgehenden Aussteifungselementen, z.B. bei quaderförmigen Stahlbetonbauten, zuläßt. Daraus ist zu ersehen, daß es den anerkannten Regeln der Technik entspricht, mit vereinfachten Rechenmodellen zu arbeiten, soweit damit vernünftige Ergebnisse erzielt werden können. Die Kläger haben nicht dargetan, daß dieser Grundsatz nicht mehr gilt oder sich auf ein Gebäude wie das Transportbehälterlager nicht übertragen läßt, so daß in bezug auf dieses nur mit einem besonders aufwendigen Rechenverfahren sachgerechte Ergebnisse erzielt werden können.

Wie der Standsicherheitsnachweis selbst ist auch das dabei zugrundegelegte "Bemessungserdbeben" in dem seismologischen Gutachten des Sachverständigen Prof. ... vom Juni 1988 nach Maßgabe der dafür vom kerntechnischen Ausschuß aufgestellten Regeln - hier nach der KTA-Regel 2201.1 in der Fassung 6/75 (BAnz. 1975 Nr. 130) - bestimmt worden (S. 2). In den dafür wesentlichen Punkten entspricht diese ältere Fassung der derzeit geltenden Fassung der Bekanntmachung vom 10. August 1990 (Beilage zum BAnz. 1991 Nr. 20 a). In dem Gutachten werden sowohl die in einem Umkreis von 200 km um den Standort der Anlage historisch überlieferten Erdbeben, insbesondere das Erdbeben in der Prignitz von 1410, als auch die geologischen Verhältnisse an dem Standort selbst und in dessen näherer Umgebung berücksichtigt (S. 40 f.). Das Gutachten zeigt insbesondere auch die Sockelstörungen als "potentielle Erdbeben-Herdlinien" in einem 50-km-Umkreis um den Standort auf (S. 62 f.). Es setzt sich schließlich mit der Möglichkeit von Einsturzerdbeben infolge von Auslaugungen im Salzstock Gorleben oder von bergbaulichen Aktivitäten auseinander.

Die von den Klägern und ihrem Sachbeistand Prof. Dr. ... gegen dieses Gutachten vorgebrachten Argumente haben den Senat nicht davon zu überzeugen vermocht, daß die Beklagte bei der Ermittlung und Bewertung des Erdbebenrisikos und der dagegen getroffenen Vorkehrungen das Gutachten von Prof. ... nicht verwerten und ihre Entscheidung darauf nicht stützen durfte. Dabei ist unstreitig, daß die Stellungnahmen des Sachverständigen Prof. ..., soweit sie im Genehmigungszeitpunkt bereits vorlagen, der Genehmigungsbehörde bekannt waren, allerdings von ihr letztlich nicht als tragfähig beurteilt wurden. Der Beklagten ist also ein Ermittlungs- und Bewertungsdefizit nicht schon deswegen vorzuwerfen, weil sie die Äußerungen Prof. ..., soweit sie den Stand der Wissenschaft mitprägen, nicht zur Kenntnis genommen hätte. Jener Vorwurf wäre nur dann berechtigt, wenn das Gutachten Prof. ... Lücken und Mängel in seiner Tatsachengrundlage aufwiese, die der Beklagten zuzurechnen wären, oder seine Wertungen nicht mehr dem Stand der Wissenschaft entsprächen (vgl. dazu BVerwGE 78, 177/180). Dies hat der Senat nicht feststellen können.

Was die Bewertung des Prignitz-Erdbebens angeht, so weist Prof. ... selbst darauf hin, daß die von Prof. ... vorgenommene Einstufung in die Intensitätskategorie 7 der überwiegenden Meinung der Fachkollegen entspricht; schon deswegen kann sie nicht als wissenschaftlich überholt angesehen werden. In bezug auf die Einsturzbeben im Bereich des Kalibergbaus an der Werra hat Prof. ... seinen Standpunkt, mit dem sich der Senat in dem Beschluß vom 25. April 1996 auseinandergesetzt hat, später dahingehend relativiert, daß er nur auf diese Ereignisse habe hinweisen wollen. Der Senat versteht dies dahin, daß Prof. ... es Prof. ... und der Beklagten nicht als Ermittlungs- und Bewertungsdefizit im Rahmen einer seismologischen Betrachtung nach Maßgabe der KTA-Regel 2201.1 vorwerfen will, jene Einsturzbeben nicht berücksichtigt zu haben. Eine plausible Begründung dafür, daß es wegen der Gegebenheiten am Standort und in der Umgebung des Zwischenlagers ... dort zu ähnlich starken Einsturzbeben kommen könnte, ist den Stellungnahmen Prof. ... nicht zu entnehmen. Insbesondere vermißt der Senat nach wie vor Ausführungen, die auf die von dem Mineralgewinnungsbergbau abweichenden Besonderheiten eines unterirdischen Endlagers eingehen. Somit kann die Feststellung Prof. ... (S. 66), für das geplante Erkundungsbergwerk und die als Endlager vorgesehenen Strecken und Kammern im Salzstock werde vorausgesetzt, daß sie bergmännisch mit so hohen Sicherheitsreserven dimensioniert werden, daß die Gefahr des Zusammensturzes der untertägigen Betriebsräume auszuschließen sei, nicht als "im Hinblick auf den Stand von Wissenschaft und Technik widerlegbar" angesehen werden (vgl. BVerwGE 78, 177/182).

Die Auffassung des Sachverständigen Prof. ..., im Bereich des Salzstocks ... fehlten die notwendigen geologischen und gebirgsmechanischen Voraussetzungen zur Entstehung von größeren natürlichen Einsturzbeben (S. 66), ist durch die von der Beklagten erwähnten Erkundungsbohrungen (Stellungnahme vom 11. 6. 1996, Bl. 268 d. GA) bestätigt worden. Bei dieser Sachlage reicht es zur Annahme der Widerlegbarkeit jener Feststellung nicht aus, auf die geringe Repräsentanz der Bohrungen und die Möglichkeit hinzuweisen, daß sich noch unentdeckte größere Hohlräume außerhalb der niedergebrachten Bohrungen befinden könnten. Soweit Prof. ... im übrigen die auch von Prof. ... aufgezeigten tektonischen Gegebenheiten anders als dieser bewertet, ist damit nicht dargetan, daß die Bewertungen Prof. ... nicht (mehr) dem Stand der Wissenschaft entsprächen. Dies gilt auch in bezug auf das Vorbringen der Kläger, nach dem internationalen Stand der Wissenschaft werde bei der Bewertung historischer Erdbeben ein Sicherheitszuschlag gefordert. Der Mitarbeiter der Beklagten Dr. ... hat hierzu in seiner in der mündlichen Verhandlung überreichten, dem Vertreter und den Sachbeiständen der Kläger ausgehändigten "Beantwortung der von E. ... 9. 8. 1996 aufgeworfenen Fragen" angemerkt, daß die von Prof. ... gemeinten Empfehlungen des IAEA Safety Guide 50-SG-S1 (1979) für die Neuerrichtung von Kernkraftwerken in Ländern gedacht seien, die - anders als die Bundesrepublik Deutschland - über keine ausführlichen Erdbebenkataloge und über keine seismotektonischen Regionalisierungen (offenbar: Kartographierungen von Erdbebenzonen) verfügten; er hat ferner darauf hingewiesen, daß die im Genehmigungszeitpunkt geltende Revision des Safety Guide einen Sicherheitszuschlag zur festgestellten Intensität oder Magnitude nicht mehr verlange. Der Sachverständige Prof. ... hat dem nicht widersprochen. Hiernach ist davon auszugehen, daß die Beklagte keinen nach dem Stande der Wissenschaft im Genehmigungszeitpunkt sicherheitstechnisch erheblichen Gesichtspunkt unberücksichtigt gelassen hat, wenn sie sich mit der Notwendigkeit eines Sicherheitszuschlages zu den von Prof. ... ermittelten Intensitäten und Magnitudenwerten nicht auseinandergesetzt hat. Wenn das OVG Koblenz in seinem Urteil vom 21. November 1995 zur ersten Teilgenehmigung (neu) für das Kernkraftwerk Mülheim-Kärlich in einem gleichliegenden Sachverhalt einen Ermittlungs- und Bewertungsmangel erblickt hat, so mag dies unter den dortigen Gegebenheiten - Genehmigungsgegenstand war ein Kernkraftwerk, also eine Anlage der Klasse I, in einer Zone erhöhter seismischer Aktivität - vertretbar sein. Mit einem Kernkraftwerk in so exponierter Lage ist das Zwischenlagergebäude in Gorleben nicht zu vergleichen.

Ein Ermittlungs- und Bewertungsdefizit ist schließlich nicht darin zu erblicken, daß die Beklagte bei ihrer Entscheidung nicht auf das Roermond-Erdbeben vom 13. April 1992 eingegangen ist und sich nicht mit den laut Prof. ... daraus für den Standort ... zu ziehenden Folgerungen befaßt hat.

Die Beklagte hätte sich mit diesem Ereignis, auf das Prof. ... in seinem 1988 fertiggestellten Gutachten noch nicht eingehen konnte, nur dann befassen müssen, wenn die Übertragbarkeit der bei dem Roermond-Erdbeben gewonnenen Erkenntnisse auf die Umgebung von ... und die daraus resultierende Notwendigkeit einer Neubewertung des Prignitz-Erdbebens im Genehmigungszeitpunkt Stand der Wissenschaft gewesen wären. Offenbar hat aber erstmals Prof. ... in seiner Stellungnahme vom 11. Mai 1996 die Meinung vertreten, daß aufgrund der bei dem Roermond-Erdbeben gewonnenen Erkenntnisse die Möglichkeit eines Erdbebens der Intensität 9 oder 10 in der Umgebung von ... bestehe, falls sich der Herd des Erdbebens an einer Störung unter dem Salzstock befinde. Der Sachverständige führt jedenfalls keine Literaturstelle an, die die von ihm vorgetragenen Schlußfolgerungen bereits früher gezogen hätte. Das Ergebnis der Stellungnahme Prof. ... gehörte mithin im Genehmigungszeitpunkt noch nicht zum Stand der Wissenschaft.

Dies wäre allerdings unerheblich, wenn sich die von Prof. ... gezogenen Schlußfolgerungen ohne weiteres aufdrängten und daher schon die im Jahre 1992 vorliegenden Daten des Roermond-Erdbebens der Beklagten hätten Anlaß geben müssen, sich mit der Frage zu befassen, ob das Gutachten Prof. ... noch dem Stande der Wissenschaft entsprach. Der Senat vermag jedoch keine Notwendigkeit hierzu zu erkennen. Zunächst weist der Sachverständige Prof. ... in seiner Stellungnahme darauf hin, daß Prof. ... für das norddeutsche Tiefland eine maximale Magnitude von 6,0 annimmt und damit die anhand des Roermond-Erdbebens gewonnene Erkenntnis, einem Erdbeben der Intensität 7 könne eine Magnitude 6 zugeordnet werden, bereits vorwegnimmt. Sodann steht die Vorgehensweise ... nicht im Einklang mit den Bestimmungen der KTA-Regel 2201.1 in der im Genehmigungszeitpunkt geltenden Fassung vom August 1990. Prof. ... setzt voraus, daß die dem Prignitz-Erdbeben zugesprochene Intensität 7 ebenso wie bei dem Roermond-Erdbeben darauf beruhen könnte, daß die durch eine hohe Magnitude bewirkte Erschütterung durch eine mächtige Schicht tertiärer und quartärer Lockersedimente gedämpft wurde; verlege man das gleiche Erdbeben unter den Salzstock ..., so müsse sich eine weit höhere Intensität ergeben.

Nach Ziff. 2 Abs. 3 Buchst. d der KTA-Regel 2201.1 (1990) ist bei der Ermittlung der Beschleunigung am Anlagenstandort das historisch nachweisbare Erdbeben mit der höchsten Intensität in dessen Nähe zu "verlegen", wenn sich das Epizentrum oder der Bereich höchster Intensität in der gleichen tektonischen Einheit wie der Standort befinden; andernfalls ist nach Buchst. e aaO anzunehmen, daß das Epizentrum oder der Bereich der höchsten Intensität an dem dem Anlagenstandort nächstgelegenen Punkt an der Grenze der tektonischen Einheit liegen, in welcher das Erdbeben aufgetreten ist. Gleichgültig, wo auch immer dieser Punkt anzunehmen ist (vgl. dazu das Gutachten Ahorner 1988, S. 85 f.), setzt die KTA-Regel 2201.1 in den angeführten Bestimmungen offensichtlich voraus, daß das Erdbeben an diesem Punkt die gleiche Intensität aufweist wie das "verlagerte" historisch überlieferte Erdbeben. Die KTA-Regel 2201.1 (1990) gestattet demzufolge nicht, in Standortnähe ein Erdbeben mit höherer Intensität als der des standortfernen historischen Erdbebens als Grundlage für die Berechnung der örtlichen Beschleunigung zu unterstellen. Daß diese Regel aufgrund des Roermond-Erdbebens überholt ist, hat der Sachbeistand der Kläger nicht behauptet und war jedenfalls nicht Stand der Wissenschaft im Genehmigungszeitpunkt.

Soweit die Kläger unter Bezugnahme auf die bereits mehrfach erwähnte Entscheidung des OVG Koblenz vom 21. November 1995 bemängeln, daß sich die Genehmigungsbehörde nicht mit der Problematik der Bildung von Mittelwerten bei der Ermittlung der maximalen Bodenbeschleunigung (vgl. dazu Gutachten Ahorner 1988, S. 88 f.) auseinandergesetzt hat, lassen sie außer acht, daß die von Prof. ... berechneten Mittelwerte bei dem für die Genehmigungserteilung ausschlaggebenden Standsicherheitsnachweis keine Rolle gespielt haben; denn bei diesem Beweis wurden nicht jene Werte, sondern - zulässigerweise - der sich aus Ziff. 2.2.4.7 Abs. 2 des Entwurfs der KTA-Regel 2201.3 und der dazugehörigen Tabelle 2-2 ergebende Beschleunigungswert zugrundegelegt.

cc) Selbst wenn es zuträfe, daß nach dem Stand der Wissenschaft im Genehmigungszeitpunkt für das Bemessungserdbeben eine Intensität "mindestens I = 8" (Stellungnahme Prof. Grimmel vom 11. 5. 1996, S. 4) anzusetzen wäre, würden die Kläger durch eine hiervon abweichende Bewertung des Erdbebenrisikos am Standort des Zwischenlagers durch die Beklagte und durch deren darauf beruhende Entscheidung nicht in ihren Rechten verletzt.

Zunächst ist - ungeachtet des insoweit fehlenden Standsicherheitsnachweises - die Wahrscheinlichkeit gering, daß die Lagerhalle durch ein Erdbeben der Intensität 8 erheblich beschädigt würde.

Die Auswirkungen eines Erdbebens der Intensität 8 auf Stahlbetonbauten werden in dem Gutachten von Prof. ... (1988), S. 36, wie folgt beschrieben:

5 % starke Schäden

50 % mäßige Schäden.

Dabei gelten als "starke Beschädigungen":

starke und tiefe Mauerrisse, Abbrechen von Schornsteinen,

als "mäßige Beschädigungen":

kleine Mauerrisse, Abfallen von großen Verputzteilen, Abgleiten von Dachpfannen, Risse in Schornsteinen, Abfallen von Schornsteinteilen.

Der in dem Gutachten des TÜV Hannover von 1982 (Anlage 2 Nr. 1, BA 34), S. 160 f., wegen des damaligen Fehlens eines Standsicherheitsnachweises für den Lastfall Erdbeben unterstellte Absturz von Dachbindern auf im Lager stehende Behälter ist nach der zitierten Tabelle erst bei einem Erdbeben der Intensität 9 mit einer Häufigkeit von 5 % zu erwarten.

Die Auswirkungen eines solchen Absturzes sind gleichwohl aufgrund der Ergebnisse von Beschußversuchen, die einen Flugzeugabsturz und das Auftreffen eines Triebwerkes simulieren sollten, zunächst für die Castor-Behälter I a, I b, I c und II a abgeschätzt worden (BAM 1982, Anl. 2 Nr. 1, BA 32, S. 87; TÜV Hannover 1982, Anl. 2 Nr. 1, BA 34, S. 162 f.). Der TÜV Hannover hat hierbei eine im wesentlichen durch freigesetzte Cäsium-Aktivität bewirkte Ganzkörperdosis von 8,1 mSv und eine höchste Organdosis von 18 mSv am ungünstigsten Aufpunkt am Zaun des Betriebsgeländes errechnet, die damit deutlich unter den "Störfall-Grenzwerten" des § 28 Abs. 3 Satz 1 StrlSchV in Verbindung mit Anl. X, Tabelle X 1 Spalte 2 (50 bzw. 150 mSv) bleiben. In der Stellungnahme vom 13. April 1995 zu den Folgen des Lastfalles Flugzeugabsturz (Anl. 2 Nr. 24, BA 33) kommt die BAM zu dem Ergebnis, daß auch für die Behälter Castor V/19, HAW 20/28 CG und TS 28/V gelte, "daß infolge eines Flugzeugabsturzes auf die Behälterbauarten ... die Integrität der die dichte Umschließung gewährleistenden Behälterkomponenten, insbesondere des Primärdeckels einschließlich seiner Verschraubung nicht gefährdet ist".

Zu ähnlichen Ergebnissen führten Untersuchungen, bei denen die vollständige Verschüttung von Behältern und die damit einhergehende Unterbrechung der Nachwärmeabfuhr simuliert wurden. Bei Versuchen in den Jahren 1979 und 1980, bei denen die Verschüttung jeweils eines Behälters des Typs Castor I a und Castor I c mit einer etwa 70 cm dicken Bauschuttschicht sumuliert wurde, wurden nach etwa 70 bzw. 120 Stunden Dauer im Inneren der Behälter - bei den Brennstabnachbildungen - um 26 sowie 45 K und an der Behälterinnenwand um 56 und 72 K erhöhte Gleichgewichtstemperaturen gemessen (Anl. 1 Nr. 6 und 9, BA 1). Nach Abschätzung des TÜV, der die unterschiedlichen Temperaturerhöhungen im übrigen darauf zurückführt, daß bei dem ersten Experiment die endgültige Gleichgewichtstemperatur noch nicht erreicht war, werden sich auch bei den Behältern des Typs Castor I b und II a die Brennstabtemperaturen um höchstens etwa 50 K erhöhen. Diese Temperaturerhöhung beeinträchtige weder die Integrität der Behälter noch die Funktion der Metalldichtungen (Gutachten vom November 1982, Anl. 2 Nr. 1, BA 34, S. 169). Der TÜV bezieht sich hierbei auf das Gutachten der BAM vom November 1982 (Anl. 2 Nr. 1, BA 32), wonach sich ein Einfluß erhöhter Temperaturen auf die Zeitstandfestigkeit und die Streckgrenze der Metalldichtringe erst bei 600° C feststellen läßt (S. 33), ohne bereits deren Dichtwirkung unzulässig zu vermindern. Diese Temperatur liegt um etwa 485 K über der höchsten im Normalbetrieb eines Behälters der Typen Castor I a, b, c und II a zu erwartenden Temperatur (S. 6, 33). Dem TÜV-Gutachten von 1982 ist zu entnehmen, daß die Hüllrohrtemperaturen und die Temperaturen an der Behälterwand bei dem Castor-Behälter II a trotz deutlich höherer Wärmeleistung (42 kW gegenüber 22 bis 28 kW) nicht wesentlich von denen der Castor-Behälter des Typs I a, b und c abweichen, woraus ihre Vergleichbarkeit in dieser Hinsicht und die Zulässigkeit der Übertragung der Versuchsergebnisse folgt (TÜV 1982, S. 76 f.).

Die Kläger haben, ohne die Versuchsergebnisse und deren Interpretationen in den Gutachten des TÜV Hannover und der BAM von 1982 anzugreifen, in Abrede gestellt, daß man daraus Folgerungen für die mit Glaskokillen beladenen Behälter des Typs Castor HAW oder TS 28 V mit ihrer wesentlich höheren Wärmeleistung (45 bis 56 kW) ziehen könne. Dieser Einwand greift allerdings nur, soweit die Wärmeleistung der Inhalte der zuletzt genannten Behälter mit der der Castor-Behälter I a bis c verglichen wird, während die Wärmeentwicklung im Castor II a nicht wesentlich von der im Behälter des Typs Castor HAW 20/28 CG abweicht (vgl. die Zusammenstellung im Sicherheitsbericht S. 269, Tabelle 2.6- BA 12). Zudem befindet sich bei den Antragsunterlagen ein Bericht der GNS (Gesellschaft für Nuklear-Service) vom Februar 1989 über "thermisches Verhalten des Lagerbehälters Castor HAW 20/28 CG bei einem Feuer und einer Verschüttung" (Anl. 1 Nr. 142, BA 10), aus welchem sich ergibt, daß bei thermischen Versuchen mit einem Castor HAW 21-Behälter mit einer Wärmeleistung von 52,5 kW, die eine realistische Verschüttungssituation nachbilden sollten, nach einer Verschüttungsdauer von drei Tagen eine maximale Oberflächentemperatur von 150° C und eine maximale Glastemperatur von 470° C gemessen wurden. Die letztgenannte Temperatur liegt deutlich unter der nach der COGEMA-Spezifikation (Anl. 1 Nr. 162, BA 11) garantierten höchsten Glastemperatur während der Zwischenlagerung von 510° C. Eine Überschreitung dieser Temperatur führt nach der gleichen Quelle nicht zur Zerstörung der Kokille, sondern zu einer allmählichen Erweichung des Glases.

dd) Daher waren die Anträge der Kläger, Sachverständigengutachten zum Beweis ihrer Behauptungen einzuholen,

- die Berechnungen zum Standsicherheitsnachweis des Transportbehälterlagers bei Erdbeben entsprächen nicht dem Stand von Wissenschaft und Technik,

- das für den Standort des Zwischenlagers zugrundegelegte Bemessungserdbeben sei im Hinblick auf die notwendige Erdbebenvorsorge nicht hinreichend, insbesondere hätte die zu erwartende Bodenbeschleunigung höher angesetzt werden müssen,

abzulehnen, weil es letztlich auf die unter Beweis gestellten Tatsachen nicht ankommt und deren Begründung im übrigen nicht geeignet ist, die Risikoermittlung der Beklagten als mangelhaft und die darauf beruhende Bewertung als widerlegbar erscheinen zu lassen.

h) Der Senat vermag sich nicht der Kritik der Kläger und ihres Sachbeistandes, des Sachverständigen Neumann, an der ihrer Meinung nach die Grenze des Zulässigen überschreitenden Belastung der Bodenplatte des Lagergebäudes anzuschließen, wobei dahingestellt bleiben mag, welche radiologischen Auswirkungen eine solche Überlastung am Wohnsitz der Kläger haben könnte. Zwar ist es richtig, daß der rechnerische Nachweis für die Belastbarkeit eines Segments der Bodenplatte für eine Masse von 2.430 t erbracht worden ist (Hochtief AG, Statische Berechnung, November 1994, Anl. 1 Nr. 231, BA 19, S. 11). Es ist jedoch nicht ganz korrekt, wenn der Sachbeistand der Kläger diese Last mit dem Gewicht von 20 Behältern des Typs TS 28 V vergleicht. Nach dem Genehmigungsantrag der Beigeladenen vom 13. Januar 1993 (Anl. 1 Nr. 168, BA 11) sollen nur 18 Behälter dieses Typs mit einem Gesamtgewicht von etwa 2.020 t (BAM-Gutachten Januar 1995, Anl. 2 Nr. 15, BA 33) auf jeweils einem Hallensegment aufgestellt werden. Die Erhöhung der Anzahl auf 20 Behälter je Segment durch den Antrag vom 26. Oktober 1994 (Anl. 1 Nr. 230, BA 19) betraf lediglich die Behälter des Typs Castor HAW 20/28 CG. 20 Behälter dieses Typs besitzen bei Beladung mit je 28 Kokillen eine Masse von insgesamt etwa 2.156 t (BAM-Gutachten Januar 1995, Anl. 2 Nr. 16, BA 33). Die in der Technischen Notiz GNS-TIG 1-1/94, Rev. 0 vom 6. Juni 1994 (Anl. 1 Nr. 210, BA 16) erwähnten Gruppenabschirmungen aus 20 cm starken Gußplatten können nicht zusätzlich als gewichtserhöhend in Rechnung gestellt werden, da die Beigeladene wegen der vom TÜV Hannover/Sachsen-Anhalt insoweit aus Gründen des Arbeitsschutzes geäußerten Bedenken auf diese Abschirmungen verzichtet hat (Genehmigungsbescheid S. 45). Sie finden daher in der Rev. 1 der genannten Technischen Notiz auch keine Erwähnung mehr (Anl. 1 Nr. 219, BA 16). Somit ergibt sich aus den Antragsunterlagen ein hinreichend großer Abstand zwischen der möglichen und der tatsächlich zu erwartenden Belastung eines Hallensegments.

i) Die Kläger werden durch die Zulassung der im Normalbetrieb von dem Lagerinhalt ausgehenden Direktstrahlung nicht in ihren Rechten verletzt.

aa) Nach § 44 Abs. 1 StrlSchV darf die effektive Dosis durch Direktstrahlung aus Anlagen, Einrichtungen oder genehmigungsbedürftiger Tätigkeit unter Einbeziehung der nach § 45 StrlSchV zu erwartenden Strahlenexposition aus Ableitungen für keine Person im außerbetrieblichen Überwachungsbereich den Grenzwert von 1,5 mSv im Kalenderjahr überschreiten. Da Ableitungen im Sinne des § 45 StrSchV hier jedenfalls bis zur Inbetriebnahme der Pilot-Konditionierungsanlage nicht in Betracht zu ziehen und für das umstrittene Zwischenlager weder genehmigt noch zu erwarten sind, gilt der Grenzwert derzeit ausschließlich für die diesem Lager zuzurechnende Direktstrahlung. Außerbetriebliche Überwachungsbereiche sind nach der Definition in § 60 Abs. 1 Satz 2 StrSchV "unmittelbar an den Kontrollbereich oder an den betrieblichen Überwachungsbereich anschließende Bereiche, in denen Personen bei dauerndem Aufenthalt im Kalenderjahr höhere Körperdosen als die in § 45 Abs. 1 genannten Grenzwerte erhalten können".

Die Grenze zwischen betrieblichem und außerbetrieblichem Überwachungsbereich ist identisch mit der Grenze des Betriebsgeländes, soweit dieses erkennbar von den für die Allgemeinheit zugänglichen Flächen abgegrenzt ist. Maßgebend ist, ob der Betreiber befugt ist, anderen als den in § 60 Abs. 2 StrlSchV genannten Personen das Betreten des Geländes zu untersagen; ergänzend dazu wird man mit Rücksicht auf den Schutzzweck des § 44 StrSchV auch an sich zum Betriebsgelände gehörende, aber nicht hinreichend als solches gekennzeichnete Flächen, auf die Passanten in Unkenntnis der örtlichen Gegebenheiten unbeabsichtigt geraten können, dem außerbetrieblichen Überwachungsbereich zuzurechnen haben. Hingegen hängt die Abgrenzung der beiden Überwachungsbereiche nicht davon ab, ob der Grenzzaun gegenüber Dritten, die bewußt auf das Betriebsgelände eindringen wollen, ein wirksames oder jedenfalls nicht leicht zu überwindendes Hindernis darstellt. Die Absätze 2 und 3 des § 60 StrSchV stellen demgemäß auf die rechtliche Befugnis des Strahlenschutzverantwortlichen zur Beschränkung des Zugangs, nicht auf die ihm zur Verfügung stehenden Mittel zur faktischen Durchsetzung dieses Rechtes ab. Käme es auf die letzteren an, so wäre angesichts der Erfahrung, daß der Betreiber häufig auf Polizeischutz angewiesen ist, um ein gewaltsames Eindringen Dritter auf das Betriebsgelände zu verhindern, eine Grenzziehung zwischen betrieblichem und außerbetrieblichem Überwachungsbereich kaum noch möglich.

Demzufolge bildet hier der äußere, niedrige Zaun des Betriebsgeländes die Grenze des betrieblichen Überwachungsbereiches; der innerhalb der Umwallung verlaufende Sicherheitszaun befindet sich bereits in diesem Bereich. Der Senat hat bereits in seinem Beschluß vom 25. April 1996 (S. 9) dargelegt, daß und weshalb sich die Kläger für ihren gegenteiligen Standpunkt nicht auf das Rundschreiben des Bundesministers des Innern vom 15. Februar 1979 (GMBl 1979, 91) berufen können; darauf wird Bezug genommen.

Daher bedurfte es nicht der von den Klägern beantragten Ortsbesichtigung, zumal der einer solchen zugängliche Sachverhalt unstreitig ist und der Beweisantrag der Kläger im Kern auf eine rechtliche Bewertung dieses Sachverhalts hinzielt.

bb) Für die Frage, ob die Kläger durch die Zulassung bestimmter Strahlendosen in ihren Rechten beeinträchtigt werden, kommt es nicht auf das Maß der Direktstrahlung am äußeren oder inneren Anlagenzaun, sondern auf die Strahlendosen an, von denen sie an ihrem Wohnsitz oder an anderen Orten betroffen werden, an denen sie sich gewöhnlich aufhalten (BVerwGE 61, 256/268). Der Senat hat zwar in seinem Beschluß vom 15. Mai 1985 - 7 OVG B 29/83 -, S. 20 f., hervorgehoben, daß es für die Geltendmachung einer Rechtsverletzung durch die Genehmigung von radioaktiven Ableitungen und damit zur Begründung der Klagebefugnis genüge, daß die Kläger eine Überschreitung der Grenzwerte des § 45 StrSchV am ungünstigsten Aufpunkt oder an sonstigen Punkten substantiiert behaupten, für die entsprechende Feststellungen im Rahmen des Genehmigungsverfahrens getroffen worden sind. Der Senat hat hierzu im einzelnen folgendes ausgeführt:

"Grundsätzlich obliegt dem Betreiber gegenüber der Genehmigungsbehörde und beiden gegenüber Drittbetroffenen der Nachweis, daß an keinem Punkt innerhalb des Einwirkungsbereichs der Anlage die Dosisgrenzwerte überschritten werden. Wenn § 45 StrSchV diesen Nachweis lediglich für die "ungünstigsten Einwirkungsstellen" verlangt, so dient dies der Erleichterung jenes Nachweises. Dem liegt die Vermutung zugrunde, daß bei Einhaltung der Grenzwerte am ungünstigsten Einwirkungsort auch an keiner anderen Stelle im Einwirkungsbereich der Anlage diese Grenzwerte überschritten werden. Werden hingegen die Grenzwerte an den ungünstigsten Einwirkungsstellen nicht eingehalten, so gilt jene Vermutung nicht mehr. In diesem Fall ist es auch nicht möglich, in bezug auf andere Einwirkungsorte eine Aussage des Inhalts zu treffen, daß dort die Grenzwerte eingehalten werden. Fehlt dieser Nachweis für den ungünstigsten Einwirkungsort, so fehlt er zugleich für jeden anderen Punkt im Einwirkungsbereich der Anlage. Es geht nicht an, in einer derartigen Situation die Darlegungs- und Beweislast umzukehren. Es bleibt Sache der Betreiber und der Genehmigungsbehörden, die Einhaltung der Grenzwerte im gesamten Einwirkungsbereich der Anlage nachzuweisen; hingegen ist es nicht Aufgabe der Drittbetroffenen, die Überschreitung der Grenzwerte auch an anderen Steilen als dem ungünstigsten Einwirkungsort darzutun. Vielmehr genügt es, wenn sie die mit der Einhaltung der Grenzwerte am ungünstigsten Aufpunkt verbundene Vermutung erschüttern, indem sie substantiiert darlegen, daß die Grenzwerte an diesem Punkt überschritten werden".

Diese Bemerkungen beziehen sich indessen nur auf die Darlegungslast. Sie ändern nichts daran, daß es für die Begründetheit der Klage darauf ankommt, ob die maßgeblichen Dosisgrenzwerte am "Wohn-, Arbeits- oder Aufenthaltsort" der Kläger eingehalten werden (BVerwG aaO). Dies ist durch die von der Beigeladenen im Verfahren 7 M 6278/95 vorgelegten, schon in anderem Zusammenhang gewürdigten Ausbreitungsberechnungen nachgewiesen worden. Die Methode und die Ergebnisse dieser Berechnungen sind von den Klägern nicht beanstandet worden; es bestehen auch sonst keine Anhaltspunkte dafür, daß sie fehlerhaft sein könnten. Aus diesen Berechnungen ergibt sich, daß die von dem vollständig belegten Lager ausgehende Neutronen- und Gammastrahlung in einem Kilometer Entfernung, am Ortsrand der Wohnbereiche von ..., bereits auf einen geringen Bruchteil der Werte am Zaun der Anlage abgeklungen ist (0,00005 mSv bei einem Bewertungsfaktor 10 gemäß Anl. VII Nr. 2 zur StrlSchV). Wie ebenfalls bereits an anderer Stelle ausgeführt worden ist, läßt sich aus den von der Beigeladenen errechneten Werten bei Verwendung des von Prof. ... für zutreffend gehaltenen Bewertungsfaktors 300 für die biologische Wirksamkeit der Neutronenstrahlung ein auf diese bezogener Dosiswert von 0,00123 mSv und eine Gesamtstrahlung von 0,00124 mSv ableiten, die damit um drei Größenordnungen unter dem Grenzwert des § 44 StrSchV bleiben.

Da selbst bei Ansatz des höchsten in der Wissenschaft derzeit diskutierten Qualitätsfaktors für die Neutronenstrahlung die Strahlenbelastung am nächstgelegen Wohnsitz eines Klägers weit unter dem Grenzwert liegt, kommt es auf die Frage, welcher Faktor oder welche verschiedenen Faktoren derzeit dem Stand der Wissenschaft entsprechen, nicht an und war die von den Klägern insoweit beantragte Einholung eines Sachverständigengutachtens mithin entbehrlich.

cc) Entsprechendes gilt für den Antrag, ein Sachverständigengutachten darüber einzuholen, daß nach dem Stand von Wissenschaft und Technik für Menschen eine jährliche Belastung von maximal 1 mSv zumutbar sei, was dem Richtwert der IAEA für die Belastung durch Direktstrahlung bei Transporten entspreche. Dieser Antrag zielt auf eine Herabsetzung des Grenzwerts des § 44 StrSchV. Unabhängig von der Frage, unter welchen Voraussetzungen ein Gericht befugt ist, einen vom Verordnungsgeber in Ausübung seines Bewertungsvorrangs festgesetzten Grenzwert zu korrigieren (vgl. dazu BVerwGE 72, 300/316), kommt es aus den bereits dargelegten Gründen nicht darauf an, ob jener Grenzwert bei 1,0 oder 1,5 mSv angesetzt wird, da die Strahlendosis infolge der Direktstrahlung an den Aufenthaltsorten der Kläger in jedem Fall - auch bei Berücksichtigung der höchsten Bewertungsfaktoren für die Neutronenstrahlung - weit unter diesen Werten liegt.

j) Ein Ermittlungs- und Bewertungsdefizit ist der Beklagten schließlich nicht im Hinblick auf die Zulassung bestimmter Transportbehältertypen und die im Zusammenhang damit getroffenen Detailregelungen anzulasten.

Die BAM hat im Auftrag der zuständigen Behörden der Beklagten - zunächst der PTB, später des BfS - in einer Vielzahl von Gutachten und Stellungnahmen (Anl. 2 Nr. 1 bis 24) die Eignung der für die Zwischenlagerung vorgesehenen Behältertypen unter sicherheitstechnischen Gesichtspunkten untersucht und beurteilt. Sie hat diese Eignung und die sicherheitstechnische Unbedenklichkeit des Einsatzes dieser Behälter in den Gutachten vom November 1982 (Anl. 2 Nr. 1), Oktober 1986 (Anl. 2 Nr. 2, beides BA 32) und Januar 1995 (Anl. 2 Nr. 14, BA 32) für die Behältertypen Castor I a, I b, I c und II a, in den Gutachten vom Januar 1995 (Anl. 2 Nr. 15 und 16) für die Behälterarten TS 28 V und Castor HAW 20/28 CG sowie in dem Gutachten vom Februar 1995 (Anl. 2 Nr. 20, sämtlich BA 33) für den Behälter Castor V/19 generell bejaht. In weiteren Gutachten hat sie zu den Fügedeckelkonstruktionen für die Behälterarten Castor I a, b und c mit positivem Ergebnis Stellung genommen (Gutachten vom Oktober 1992, Anl. 2 Nr. 7, und vom Juli 1994, Anl. 2 Nr. 12, beide BA 33). Weitere Stellungnahmen befassen sich mit Einzelproblemen. Das Vorbringen der Kläger hat keine hinreichenden Anhaltspunkte dafür geliefert, daß die Gutachten und Stellungnahmen der BAM nicht dem Stand von Wissenschaft und Technik entsprechen oder an sonstigen Mängeln leiden und daher von der Beklagten nicht zur Grundlage ihrer Entscheidung gemacht werden durften.

aa) Der Senat vermag den Klägern nicht zu folgen, wenn sie die sicherheitstechnische Eignung der Behälter in Zweifel ziehen, weil diese - abgesehen vom Deckelbereich - keine zweifache Barriere gegen den Austritt von Strahlung bildeten. Es ist nicht zu erkennen und weder von den Klägern noch von Greenpeace e.V., dessen Einwendungen (Bl. 110 f. d. GA) die Kläger sich zu eigen machen und der das gleiche Argument verwendet, dargetan, auf welche konkrete sicherheitstechnische Regeln sie sich für ihre Behauptung beziehen, das Mehrbarrierenprinzip gelte nach dem Stand von Wissenschaft und Technik auch für Behälterwandungen ohne Einschränkungen. Es ist dem Gericht wie den Beteiligten bekannt, daß im Bereich kerntechnischer Anlagen auch Behälter, die weitaus höheren Beanspruchungen ausgesetzt sind als die Transportbehälter - wie beispielsweise Reaktordruckbehälter - nur einwandig ausgeführt sind. An dem Beispiel der Reaktordruckbehälter ist zudem zu erkennen, daß die Verwendung einwandiger Behälter in der Kerntechnik auch dann dem Stand von Wissenschaft und Technik entspricht, wenn sie Schweißnähte enthalten. Der Senat vermag daher auch nicht die Behauptung der Kläger nachzuvollziehen, speziell der Behältertyp TS 28 V entspreche schon wegen des angeschweißten Bodens nicht dem Stand von Wissenschaft und Technik. Die Kläger haben ihre Behauptung, wegen der Lage der Schweißnaht in einem Behälterbereich mit Spannungskonzentrationen sei diese bruchanfällig und müsse mit ihrem Versagen bei störfallbedingten thermischen oder mechanischen Belastungen gerechnet werden, nicht näher belegt. Sie setzen sich auch nicht mit dem in den Antragsunterlagen enthaltenen "Nachweis der Sicherheit beim Absturz des Transport-/Lagerbehälters TS 28 V vom Kran des Behälterlagers" (Anl. 1 Nr. 187, BA 13) auseinander, wonach die Fallenergie beim Absturz des Behälters "im wesentlichen durch die Deformation des Hallenbodens aufgezehrt wird" und "mit einer sicherheitsrelevanten Beschädigung" des Behälters "nicht zu rechnen" ist.

Die BAM hat diesen Behältertyp begutachtet (Gutachten vom Januar 1955, Anl. 2 Nr. 15, BA 33) und ist dabei - ebenso wie bei der Beurteilung der anderen Behältertypen - zu dem Ergebnis gelangt, "daß bei Beachtung der Aussagen und Auflagenvorschläge dieses Gutachtens die nach dem Stand von Wissenschaft und Technik erforderliche Vorsorge gegen Schäden durch die Aufbewahrung von hochradioaktivem Abfall in Form von Glaskokillen in derartigen Behältern getroffen ist". Diese Aussage bezieht sich sowohl auf die Langzeitbeanspruchung der Behälterwandungen und Deckeldichtungen durch Strahlen als auch auf die mechanische Beanspruchung des Behälters bei einem Absturz vom Lagerkran. Ergänzend hat sich die BAM auch mit den Auswirkungen eines Flugzeugabsturzes auf den Behälter befaßt (Stellungnahme und Bericht vom April 1955, Anl. 2 Nr. 24, BA 33) und auch insoweit festgestellt, daß "die Integrität der die dichte Umschließung gewährleistenden Behälterkomponenten, insbesondere des Primärdeckels einschließlich seiner Verschraubung nicht gefährdet ist". Es trifft zwar zu, daß die Aussage das Ergebnis von Berechnungen ist, bei denen die Erkenntnisse von Beschußversuchen an einem anderen Behältertyp (Castor II a) verwertet worden sind. In bezug auf die Übertragbarkeit solcher Erkenntnisse hat der Sachverständige Prof. Dr. ... bei seiner Anhörung in der mündlichen Verhandlung indessen ausgeführt, daß "Erkenntnisse aus Versuchen ... mit Hilfe ingenieurmäßiger Methoden ... auf jeden x-beliebigen Körper, der einer gleichen Beanspruchung unterzogen wird, übertragen werden" könne. Diese Aussage ist in der Verhandlung unwidersprochen geblieben.

bb) Die Kläger halten den Nachweis der Behälterintegrität und -dichtheit bei allen Behältertypen für nicht erbracht, weil die insoweit angestellten Untersuchungen nicht dem Stand der Technik entsprächen, keine repräsentativen Aussagen erlaubten und ihre Ergebnisse nur eingeschränkt auf die eingesetzten Behältertypen übertragbar seien. Die Kläger rügen damit namentlich, daß die Ergebnisse von Fallversuchen an verkleinerten Modellen der Originalbehälter oder an solchen mit einer geringeren Anzahl von Bohrlöchern für Neutronenabsorber auf die Originalbehälter übertragen worden seien.

Nach den soeben erwähnten Ausführungen des Sachverständigen Prof. Dr. ... ist es jedoch zulässig, aus den Ergebnissen von Versuchen an verkleinerten Modellen Rückschlüsse auf die in der Praxis eingesetzten Körper zu ziehen. Dies entspricht im übrigen auch den Sicherheitsanforderungen der IAEA, auf die die Kläger sich berufen. Nach Absatz 601 der IAEA-Empfehlung für die sichere Beförderung radioaktiver Stoffe (Safety Series No. 6) - Ausgabe 1985 - (deutsche Übersetzung BfS-Schriften 2/91) kann der Nachweis der Einhaltung der Sicherheitsanforderungen u.a. erbracht werden durch

"a) ...

c) Durchführung von Prüfungen an Modellen eines geeigneten Maßstabes, die alle für den zu untersuchenden Aspekt wesentlichen Merkmale enthalten, sofern die technische Erfahrung gezeigt hat, daß die Ergebnisse derartiger Prüfungen für die Auslegung der Verpackung geeignet sind ...

d) Berechnung oder begründete Betrachtung (reasoned argument), sofern die Berechnungsverfahren und Parameter als belastbar oder konservativ anerkannt sind ...".

Nach den Ausführungen des Sachverständigen Prof. Droste sind diese Voraussetzungen erfüllt. Der Sachverständige hat im einzelnen dargelegt, weshalb es für die an Behältern im 1:1-Maßstab durchgeführten Fallversuche nicht notwendig war, sämtliche Bohrlöcher anzubringen, sondern es genügte, diese Bohrlöcher nur an derjenigen Seite auszuführen, auf welche der Behälter bei dem Versuch fallen sollte. Dem hat der Sachverständige ... für den allerdings für die Zwischenlagerung nicht typischen Fall auf die Tragzapfen grundsätzlich zugestimmt. Zu dem als Störfall bei der Zwischenlagerung möglichen senkrechten Fall auf den Behälterboden - der in mehreren schriftlichen Gutachten im Genehmigungsverfahren untersucht worden ist (z.B. Anl. 1 Nr. 182, BA 13; BAM-Gutachten Anl. 2 Nr. 15, 16, 20, jeweils S. 21 u.a.) - hat der Sachverständige Prof. ... bemerkt, daß es sich hierbei um eine den Behälter vergleichsweise wenig belastende Beanspruchung handele; bei einer solchen Fallposition sei das Vorhandensein der Bohrungen vom ingenieurmäßigen Standpunkt keine unabdingbare Voraussetzung, um in Kombination mit rechnerischen Methoden zufriedenstellende Ergebnisse zu erzielen. Auch dieser Aussage hat der Sachverständige ... grundsätzlich zugestimmt. Sein Verdacht, daß Risse, die sich zwischen den Bohrungen bilden könnten, schon bei geringen Belastungen zu Problemen führen könnten, ist von dem Sachverständigen ... entkräftet worden. Dieser hat von Versuchen an Behältern in Originalgröße berichtet, die gezielt definierte rißartige Fehler enthielten und definierten Beanspruchungen unterworfen worden seien, welche um ein Vielfaches höher als diejenigen gewesen seien, die bei den Transportbehältern auftreten könnten; diese Versuche hätten die Aussage bestätigt, daß die zu unterstellenden Beanspruchungen der Behälter nicht zu einem Rißfortschritt oder einem Versagen der Behälter führten. Der Sachverständige Prof. ... ist auch der Bemerkung des Sachbeistands der Kläger entgegengetreten, die Versuchsergebnisse seien wegen der abweichenden Materialeigenschaften der Versuchsbehälter und Proben nicht repräsentativ. Der Sachverständige hat dazu ausgeführt - und der Sachbeistand der Kläger hat dem insoweit nicht widersprochen -, daß es sich bei den Versuchen um den gleichen Werkstoff wie den in der Praxis verwendeten, nämlich Gußeisen mit Kugelgraphit, gehandelt habe; der Unterschied habe lediglich darin bestanden, daß aufgrund der Fortschritte bei der Fertigung die späteren Behälter günstigere mechanische Eigenschafte aufwiesen als die Probebehälter; daher lägen die Prüfergebnisse in jedem Fall auf der sicheren Seite. Dies leuchtet dem Senat ein.

cc) Der Senat erblickt auch kein Sicherheitsdefizit darin, daß die Transportbehälter wegen der Kühlrippen nur begrenzt mittels Ultraschalls auf Rißbildungen untersucht werden können. Hierzu hat die Anhörung des Sachverständigen Droste ergeben, daß jeder einzelne Castor-Behälter vor dem Einbringen der Langloch-Bohrungen zur Aufnahme der Neutronenabsorber einer Ultraschallprüfung unterworfen wird, um unzulässige Fehler auszuschließen. Unstreitig werden die Behälter danach keiner erneuten Ultraschallprüfung unterzogen, obwohl eine solche - wie der Sachverständige Neumann zutreffend bemerkt hat - nach Ausführung der Bohrungen durchaus möglich wäre. Der Sachverständige ... hat den Verzicht auf weitere Prüfungen damit erklärt, daß bei dem unter Kühlung stattfindenden Bohrvorgang keine Risse entstehen könnten; dieser führe an der Mikrooberfläche zu gewissen Veränderungen wie dem Verschmieren von Graphitkugeln oder geringfügigen Kaltverformungsprozessen in den Ferritkörnern, könne aber nicht Risse induzieren. Der Senat hat keine Veranlassung, an der Richtigkeit dieser Angaben zu zweifeln, denen der Sachbeistand der Kläger nicht widersprochen hat. Wenn man berücksichtigt, daß nach den glaubhaften Angaben des Sachverständigen ... ein Rißwachstum bei stärksten mechanischen Beanspruchungen des Behälters nicht zu beobachten war und die Beanspruchungen während der Zwischenlagerung, bei der im Behälterinnern ein leichter Unterdruck und nur im Zwischenraum zwischen den beiden Deckeln ein Sperrdruck von 7 bis 8 Bar herrscht, vernachlässigt werden können, so besteht auch keine sicherheitstechnische Notwendigkeit für wiederholende Prüfungen der Behälter zur Auffindung von sich nachträglich bildenden oder vergrößernden Rissen; es ist daher unschädlich, wenn solche Wiederholungsprüfungen wegen der Kühlrippen nicht möglich sind. Dagegen läßt sich nicht einwenden, daß derartige Wiederholungsprüfungen zur Rißauffindung bei Reaktordruckbehältern für unabdingbar gehalten werden und Stand der Technik sind. Der Unterschied der (dynamischen) Beanspruchung von Reaktordruckbehältern durch hohen Innendruck, wechselnde Temperaturen und die Möglichkeit eines Kälteschocks bei gleichzeitigem hohen Druck ist gegenüber der statischen Beanspruchung der Transportbehälter so augenfällig, daß aus den Anforderungen an die ersten nichts für die letzteren hergeleitet werden kann.

dd) Den die Eignung der Transportbehälter für die Verwendung im Rahmen der Genehmigung betreffenden Beweisanträgen der Kläger war aus folgenden Gründen nicht stattzugeben:

(1) Die beantragten Auskünfte der BAM sind von dem Sachverständigen Prof. ... im Rahmen seiner Anhörung als Sachverständiger erteilt worden. Danach ist es richtig, daß im Rahmen der Baumusterprüfung für die in ... verwendeten Behälter Fallversuche mit im Verhältnis 1:3 kleineren Modellen durchgeführt worden sind. Nicht bestätigt wurde die Behauptung der Kläger, in den bei den Fallversuchen verwendeten Lagerbehältern (im Maßstab 1:1) seien Längsbohrungen zur Aufnahme der Neutronenabschirmung noch nicht vorhanden gewesen. Nicht bestätigt wurde ferner, daß die bei der Baumusterprüfung verwendeten Modelle teilweise aus einem anderen Werkstoff gefertigt gewesen seien als die im Lager zum Einsatz kommenden Behälter. Nicht bestätigt wurde schließlich die Behauptung, die Herstellung der Castor-Behälter unterliege lediglich einer Verfahrensprüfung: Nach der Auskunft des Sachverständigen Dr. ... wird jeder Behälter vor Einbringung der Bohrlöcher auf etwaige Risse untersucht.

(2) Die Einholung eines Sachverständigengutachtens über die Einhaltung der Vorschriften der IAEA zu den Sicherheitsanforderungen an Transportbehälter und über den fehlenden Nachweis der Geeignetheit der Behälter zur Zwischenlagerung war nicht erforderlich, weil das Gericht aufgrund der Aussagen des Sachverständigen Prof. Dr. ... und der schriftlichen Gutachten der BAM, die während des Genehmigungsverfahrens erstattet worden sind und die das Gericht urkundenbeweislich verwerten durfte (BVerwG, Beschl. v. 13. 3. 1992 - 4 B 39.92 - NVwZ 1993, 268), vom Gegenteil der unter Beweis gestellten Tatsachen überzeugt ist und keiner der Gründe des § 244 Abs. 4 Satz 2. 2. Halbsatz StPO oder des § 412 ZPO vorliegt.

k) Ein Mangel der Genehmigung ist endlich nicht darin zu erblicken, daß der Bescheid nicht mehr zwingend die Rückführung eines Behälters und den vorherigen Nachweis der Rückführbarkeit für den Fall vorschreibt, daß an seinen beiden Deckeln Undichtigkeiten auftreten.

In der ursprünglichen Fassung der Genehmigung vom 5. September 1983 war in der Nebenbestimmung IV Nr. 24 vorgeschrieben, daß "bei undichten Primär- und Sekundärdeckel-Dichtsystemen und aufgebrachtem Fügedeckel sowie bei sonstigen Beschädigungen von Behältern, die im Transportbehälterlager nicht repariert werden können ... die jeweiligen Behälter aus dem Transportbehälterlager abzutransportieren" waren und "spätestens einen Monat vor Beginn der Aufbewahrung gegenüber der Genehmigungs- und der Aufsichtsbehörde der Nachweis zu erbringen (war), daß solche Behälter in eine andere kerntechnische Anlage verbracht werden" konnten. In der jetzt angefochtenen Neufassung fehlt eine vergleichbare Regelung für den Fall der Undichtigkeit beider Deckeldichtsysteme. Nach Nebenbestimmung IV A 9 Abs. 2 ist lediglich vorgesehen,

"bei nachgewiesener Undichtheit einer der beiden Barrieren ... die vorgesehenen Maßnahmen (Austausch einer Sekundärdeckeldichtung, Aufbringen des Füge- bzw. Wartungsdeckel) entsprechend dem genehmigten Reparaturkonzept unverzüglich einzuleiten oder das Verbringen des Behältern in eine andere kerntechnische Anlage zum Zwecke der Reparatur zu veranlassen".

Der wesentliche Unterschied zwischen der alten und der neuen Regelung besteht darin, daß nach der letzteren nicht mehr der Nachweis der Rückführbarkeit des defekten Behälters und der Aufnahmebereitschaft des Betreibers einer anderen kerntechnischen Anlage vor der Einlagerung zu erbringen ist. Demgegenüber ist es von untergeordneter Bedeutung, daß der neue Bescheid keine Bestimmung für den Fall der Undichtigkeit beider Deckeldichtungen trifft, da die Befugnis der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde, in einem solchen Fall gemäß § 19 Abs. 3 AtG die Reparatur des Behälters in einer geeigneten kerntechnischen Anlage anzuordnen, nicht eingeschränkt ist. Ohnehin müssen die Beigeladene und die Kraftwerksbetreiber auch ohne die Notwendigkeit eines vorherigen Nachweises dafür Sorge tragen, daß die nach der Nebenbestimmung IV A 9 unter Umständen erforderliche Verbringung des Behälters in eine andere kerntechnische Anlage zum Zwecke der Reparatur auch tatsächlich möglich ist; die Beigeladene muß sich somit in jedem Fall über das Bestehen einer solchen Möglichkeit vergewissern.

Eine weitergehende Vorsorge für den Fall des Versagens beider Dichtsysteme ist nach den Aussagen in dem Gutachten der BAM, die von dem Sachverständigen Prof. ... in der mündlichen Verhandlung bestätigt worden sind, nicht notwendig, weil sich die verwendeten Metalldichtungen in der Praxis mittlerweile als so zuverlässig erwiesen haben, daß mit systematischen Fehlern, welche die Undichtigkeit beider Dichtungen bewirken könnten, nach den Maßstäben praktischer Vernunft nicht gerechnet werden muß. Die BAM hat bereits in ihrem Gutachten von 1982 (Anl. 2 Nr. 1, BA 32, Bl. 32 f.) die Auffassung vertreten und diese in ihren späteren Gutachten (1986, Anl. 2 Nr. 3, BA 32 Bl. 12 f., 38; Januar 1995, Anl. 2 Nr. 15 und 16, BA 33, jeweils Bl. 21; Februar 1995, Anl. 2 Nr. 20, BA 33, Bl. 20) bekräftigt, "daß ein Verlust der Dichtwirkung der Metalldichtringe aufgrund einer systematischen unzulässigen Veränderung der mechanischen Eigenschaften während des Lagerungszeitraums von 40 Jahren auszuschließen" sei. In dem Gutachten von 1982 wird eingehend begründet, daß alle Voraussetzungen für die Erhaltung der Dichtwirkung erfüllt seien: Die erforderliche Mindestanpreßkraft werde durch die Deckelschrauben gewährleistet (Bl. 31 f.); eine Korrosion der Dichtringe infolge von Restfeuchtigkeit werde durch die sorgfältige Trocknung des Behälterinnenraums nach der Beladung verhindert (Bl. 24 f.); ebenso sei eine Korrosion durch freigesetzte Spaltprodukte, insbesondere durch Cäsium, auszuschließen (Bl. 27 f und Versuchsbericht vom 3. 9. 1992, Anl. 2 Nr. 6 BA 32, S. 16 f.). In dem Schreiben vom 8. Februar 1995 (Anl. 2 Nr. 18, BA 33) unterstreicht die BAM unter Hinweis auf Langzeiterprobungen vergleichbarer Dichtringe ihren Standpunkt, "daß ein systematisches Versagen einer größeren Anzahl von Dichtungen nicht zu unterstellen ist, jedoch aus Vorsorgegesichtspunkten ein einzelner Funktionsverlust einer Barrieredichtung nicht grundsätzlich ausgeschlossen werden sollte", "daß der Funktionsverlust beider Barrieren eines Behälters im Rahmen einer bis zu 40jährigen trockenen Zwischenlagerung ein nicht zu unterstellendes Ereignis darstellt" und "durch die gegebene Reparaturmöglichkeit des Sekundärdeckels und das Reparaturkonzept 'Füge- bzw. Wartungsdeckelmontage' nach evtl. Versagen des Primärdeckels gewährleistet ist, daß jederzeit der spezifikationsgerechte Betriebszustand aller Behälter im Transportbehälterlager hergestellt bleibt. Ein Abtransport von Behältern als Folge des Versagens von beiden Barrieredichtungen ist somit nicht notwendigerweise vorzusehen".

Angesichts dieser wiederholten eindeutigen Stellungnahmen kann der Beklagten keine unzureichende Risikoermittlung und -bewertung vorgehalten werden, wenn sie in dem angefochtenen Bescheid darauf verzichtet hat, den Abtransport eines Behälters bei Versagen beider Dichtungen und den Nachweis seiner Aufnahme in einer anderen Kernanlage zwingend vorzuschreiben. Es kann ihr nicht zum Nachteil gereichen, daß sie in dem Genehmigungsbescheid von 1983 - damals gegen das Votum der BAM - eine solche Regelung getroffen hatte. Die seither mit den Metalldichtungen gewonnenen Erfahrungen können einen hinreichenden Grund darstellen, auf ursprünglich noch für angezeigt gehaltene zusätzliche Vorsichtsmaßnahmen zu verzichten.

Die Kläger äußern allerdings Bedenken dagegen, aus den Resultaten von Versuchen an Metalldichtungen einen Ausschluß von Dichtverlusten der in den Transportbehältern in Gorleben verwendeten Dichtungen ableiten zu wollen. Ihre in der Stellungnahme des Sachverständigen ... "zum Fügedeckelkonzept der zur Einlagerung in das TBL zugelassenen Behälter" formulierten Argumente zeigen indessen keine Gesichtspunkte auf, die die Genehmigungsbehörde und die von ihr beauftragten Gutachter nicht bedacht haben oder die sie hätten in Betracht ziehen müssen. Daß bei den Langzeitversuchen in Frankreich ein anderer Spiralfederwerkstoff als der für die Transportbehälter vorgesehene eingesetzt wurde, ergibt sich bereits aus dem Gutachten der BAM von 1982 (Anl. 1 Nr. 1 Bl. 38, BA 32). Danach bestand der Unterschied allerdings darin, daß der verwendete unlegierte Federstahl ein schlechteres Zeitstandverhalten aufweist als die vorgesehenen Nickellegierungen, die Versuchsergebnisse mithin zu ungünstig ausfallen. Dies läßt der Beistand der Kläger unerwähnt. Er äußert sich auch nicht zu der Aussage des BAM-Gutachtens, daß die größeren Dichtlängen der Versuchsdichtringe die Wahrscheinlichkeit des Auftretens von Undichtigkeiten erhöhten (BAM aaO). Sein Hinweis auf die Beschädigungen von Dichtungen bei dem Beladevorgang auf dem Gelände des Kernkraftwerks Philippsburg im Juli 1994 läßt unberücksichtigt, daß hiervon nicht die Metalldichtungen, sondern die lediglich für die Abdichtung des Prüfspalts am Primärdeckel benötigten Elastomerdichtungen betroffen waren. Inwiefern die zur Fixierung der Dichtringe und zur Erhaltung der Dichtringgeometrie dienende Nut das Langzeitverhalten eines sachgerecht angebrachten Dichtringes nachhaltig beeinflussen soll, wird nicht näher erläutert. Desgleichen wird für das Gericht nicht hinreichend plausibel, welchen das Langzeitverhalten der Dichtungen beeinflussenden Wechselbelastungen die Dichtringe bei dem Transport des - liegenden, also die Dichtungen nicht belastenden - Behälters und bei seiner Handhabung im Lager ausgesetzt sind, sofern der Behälter nicht gerade vom Fahrzeug oder vom Deckenkran fällt. Nach dem BAM-Gutachten von 1982 (Bl. 37) führt vielmehr die zyklische Wärmeausdehnung, der die Versuchsdichtringe, nicht jedoch die Ringe im praktischen Einsatz im Transportbehälterlager ausgesetzt sind, zu einer wechselnden mechanischen Beanspruchung.

Die Möglichkeit nachteiliger Einwirkungen von Feuchtigkeit auf die Dichtringe ist von der BAM eingehend geprüft worden; sie kann bei sachgerechter Trocknung des Behälters nach der Beladung ausgeschlossen werden (Gutachten 1982, Anl. 2 Nr. 1, Bl. 25; Oktober 1986, Anl. 2 Nr. 2, Bl. 8, beide BA 32). Entsprechendes gilt für die Wirkungen radioaktiver Strahlung (Gutachten 1982, Bl. 27 und Gutachten vom 3. 9. 1992, Anl. 1 Nr. 6, BA 32).

Die Notwendigkeit zusätzlicher Vorkehrungen läßt sich auch nicht damit begründen, daß die BAM und der Sachverständige ... nur ein "systematisches" Versagen, nicht aber ein Versagen beider Dichtungen infolge eines zufälligen Ereignisses - etwa aufgrund von Fabrikationsmängeln oder von Handhabungsfehlern - ausgeschlossen hätten.

Mögliche Fehler durch Fabrikationsmängel, die sich auf eine ganze Charge von Dichtungsmaterial auswirken können (und daher begrifflich zu den von der BAM betrachteten systematischen oder "common mode-Fehlern" gehören) sollen durch Qualitätssicherungsmaßnahmen bei der Fabrikation verhindert werden. Hierzu hat die ARGE-DWK-STEAG mit Schreiben vom 16. Oktober 1980 (Anl. 1 Nr. 38, BA 2, S. 40) in Beantwortung einer Anfrage der BAM folgendes bemerkt:

"Zum Einsatz kommen nur Werkstoffe, die der ausgewiesenen Funktion entsprechen. Die Werkstoffeigenschaften werden durch die entsprechenden Zeugnisse belegt. Die Herstellung der Dichtung, d.h. die Verarbeitung der Erzeugnisformen (Blech, Draht, Feder) erfolgt nach Verarbeitungsvorschriften des Herstellers und ist in den firmeneigenen Qualitätssicherungshandbüchern festgeschrieben. Die Qualitätssicherung im Herstellerwerk, von der Eingangskontrolle bis zur Funktionsprüfung der Dichtung, genügt den Anforderungen des Qualitätssicherungsprogrammes Castor".

Dieses Schreiben belegt, daß sowohl die BAM als auch die Genehmigungsbehörde sich mit der Frage der Qualitätssicherung befaßt haben. Wenn die Genehmigungsbehörde hierbei die Angaben in dem zitierten Schreiben für glaubhaft und einer weiteren Überprüfung für nicht bedürftig erachtet hat, so bewegt sie sich damit im Rahmen des ihr eingeräumten Bewertungsvorrangs. Da keine Anhaltspunkte dafür bestehen, daß die Angaben über die Qualitätssicherung bei der Herstellung der Dichtungen nicht (mehr) zutreffen, muß es ihrer Beurteilung überlassen bleiben, ob sie in dieser Hinsicht weiteren Aufklärungsbedarf sieht.

Ein Zufallsfehler bei der Beladung, der die Lebensdauer und Belastbarkeit eines Dichtringes herabsetzen kann, ist in der Form denkbar, daß der Behälter nach seiner Beladung im Brennelementbecken eines Kernkraftwerkes nur unzureichend getrocknet wird mit der Folge, daß die Metalldichtung zu korrodieren beginnt. Dem tragen die Nebenbestimmungen IV B 1.2 und 2.3 Rechnung, indem sie vorschreiben, daß die Trocknung, Feuchtemessung und die Dichtheitsprüfungen nach dem Beladen der Behälter im Beisein von unabhängigen Sachverständigen durchzuführen sind, die von der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde der jeweiligen abgebenden kerntechnischen Anlage im Einvernehmen mit dem Niedersächsischen Umweltministerium als Aufsichtsbehörde des Zwischenlagers beauftragt werden. Auch insoweit unterliegt es der vorrangigen Beurteilung durch die Genehmigungsbehörde, ob sie in der Anwesenheit von Sachverständigen bei und nach der Beladung der Behälter eine hinreichende Gewähr dafür erblickt, daß Fehler und Nachlässigkeiten, die sich sicherheitsmindernd auf die dichte Umschließung auswirken könnten, unterbleiben. Durch die Ereignisse bei der Beladung eines Castor-Behälters im Kernkraftwerk Philippsburg im Juni 1994, mit denen sich der Senat u.a. in seinem Beschluß vom 21. April 1995 - 7 M 1977/95 - befaßt hat, wird diese Einschätzung nicht in Frage gestellt. Jene Vorgänge belegen nicht, daß den damals anwesenden Sachverständigen des TÜV Südwest die Probleme beim Verschließen und Trocknen des Behälters entgangen sind oder daß sie dessen Abtransport vor der restlosen Bewältigung dieser Probleme nicht verhindert hätten.

1) Daß der Fügedeckel in dem Gutachten der BAM von 1982 (Anl. 2 Nr. 1, BA 32, Bl. 80) als "nicht störfallsicher" bezeichnet wird, spricht weder gegen das der Genehmigung zugrundeliegende Fügedeckelkonzept, noch begründet es die Notwendigkeit, unter bestimmten Voraussetzungen die Verbringung eines mit einem Fügedeckel versehenen oder zu versehenden Behälters in eine andere Kernanlage zwingend vorzusehen. Die Aussage der BAM beruht auf dem Ergebnis von Fallversuchen mit einem 1:2-Modell eines Castor-Behälters II a; nach Fallversuchen aus 9 m Höhe mit der Auftreffposition Deckelkante und aus 1 m Höhe auf einen Dorn wies die Schweißnaht des Fügedeckels jeweils einen etwa 20 mm langen Anriß auf (Bl. 59). Ein mit einem Fügedeckel versehener Behälter wird jedoch während der Lagerzeit keinen mit derartigen Fallversuchen vergleichbaren Belastungen ausgesetzt; im übrigen lassen sich Beschädigungen dieser Schweißnaht durch etwaige äußere Einwirkungen erkennen und nötigenfalls an Ort und Stelle reparieren.

Nicht nachvollziehbar sind für den Senat die Befürchtungen der Kläger und ihres Sachbeistands in bezug auf die bei der Verschweißung des Fügedeckels erforderlichen Abfräsung der Nickelschicht im Schweißnahtbereich, wie sie in dem BAM-Gutachten vom Oktober 1992 (Anl. 2 Nr. 7, BA 32, S. 11) näher beschrieben wird. Der Sachbeistand der Kläger ist der Meinung, daß bei diesem Vorgang eine Rißbildung oder ein teilweises Abheben der Nickelschicht vom Behälterkörper nicht ausgeschlossen werden könnten; dies könne zur Bildung von Wegsamkeiten in der Nickelschicht unter der Sekundärdeckelabdichtung hindurch und damit zu einem Eindringen radioaktiver kontaminierter Behälteratmosphäre in den Sperraum zwischen Sekundär- und Fügedeckel, im Extremfall sogar zu einer Freisetzung von Radioaktivität in die Umgebung während der Reparaturmaßnahmen führen. Der Sachverständige geht dabei offenbar von der Vorstellung aus, die Nickelschicht sei ähnlich wie die Plattierung im Inneren eines Reaktordruckbehälters angebracht. Dies ist jedoch nicht der Fall. Wie sich u.a. aus dem BAM-Gutachten von 1982 (Anl. 2 Nr. 1, BA 32, S. 10) ergibt, ist die Nickelschicht galvanisch aufgetragen (vgl. auch Sicherheitsbericht S. 230, BA 12). Der Senat hält daher die Aussage des Sachverständigen Dr. Droste in der mündlichen Verhandlung für einleuchtend, die Haftfestigkeit der Nickelschicht sei so groß, daß die von dem Sachbeistand der Kläger befürchteten Schädigungen nicht auftreten könnten. Für die Beklagte bestand daher auch insoweit keine Veranlassung zu weiteren Ermittlungen.

Soweit die Kläger und ihr Sachbeistand im Zusammenhang mit der Auflage IV B 1.4, wonach vor einer Fügedeckelschweißung der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde nachzuweisen ist, daß die Behälterkörpertemperatur im Bereich der Fügedeckelschweißnaht 85° C nicht überschreitet, beanstanden, daß nicht geregelt worden ist, wie zu verfahren sei, wenn diese Temperatur überschritten werde, lassen sie die in den Antragsunterlagen enthaltenen Ergebnisse von Untersuchungen zum thermischen Verhalten der Transportbehälter unbeachtet. Bei Wärmelastversuchen an Behältern des Typs HAW 21, der in der Konstruktion mit den anderen Castor-Bauarten und - sieht man von seiner zylindrischen Form ab - in seinen Ausmaßen insbesondere mit dem Castor II a vergleichbar ist, aber mit maximal 52,5 kW deutlich höhere Wärmeleistungen erbringt, sind im Dichtungsbereich 85,5° C, bei einem gleichartigen Behälter mit einer Wärmeleistung von 42 kW (die der Wärmeleistung des Behälters Castor II a entspricht), sind 74,7° C als Höchstwerte gemessen worden (GNS-Bericht vom Februar 1989, Anl. 1 Nr. 137, BA 10, S. 5). Da der Bereich der Fügedeckelschweißnaht weiter von der Wärmequelle entfernt ist als die Dichtung, ist die in dem Gutachten der BAM vom 6. Juni 1994 (Anl. 2 Nr. 11, BA 32, S. 3) mitgeteilte Angabe einer maximal auftretenden Behältertemperatur von 85° C im Schweißnahtbereich nachvollziehbar.

Demgemäß war der Antrag der Kläger, durch Einholung eines Sachverständigengutachtens Beweis über ihre Behauptung zu erheben, die notwendige Schadensvorsorge sei für das Zwischenlager nur dann getroffen, wenn die Möglichkeit der Rückführung von Lagerbehältern in andere geeignete Atomanlagen bestehe, abzulehnen, weil der Senat aufgrund der von der Genehmigungsbehörde im Genehmigungsverfahren eingeholten schriftlichen Gutachten, deren Aussagewert von den Klägern nicht erschüttert worden ist, vom Gegenteil der unter Beweis gestellten Tatsache sowie davon überzeugt ist, daß der Genehmigungsbehörde insoweit kein Fehler bei der Risikoermittlung und -bewertung unterlaufen ist.

III.

Die Kostenfolge ergibt sich aus §§ 154 Abs. 2, 159 Satz 1 und 162 Abs. 3 VwGO. Der Ausspruch über die vorläufige Vollstreckbarkeit der Kostenentscheidung und über die Abwendungsbefugnis beruht auf § 167 VwGO und §§ 708 Nr. 10, 711 ZPO.

Die Voraussetzungen für die Zulassung der Revision (§ 132 Abs. 2 VwGO) liegen nicht vor; insbesondere fehlt es an der grundsätzlichen Bedeutung der Sache, weil die wesentlichen bundesrechtlichen Probleme des Falles bereits vom Bundesverwaltungsgericht geklärt worden sind.

Czajka

Kalz

Rettberg