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Landtag von Baden-Württemberg - 11. Wahlperiode Drucksache 11 / 7005
Das Umweltministerium hält die Untersuchungen des IWM zum Belastungs-
zustand für methodisch und sachlich zutreffend. Sie sind im Auftrag des BMU
auch von der GRS untersucht, nachgerechnet und bestätigt worden. Auch der
TÜV Südwest bestätigt, daß die angenommenen Lastfälle und Fehlerpostulate
alle kritischen Störfallereignisse und Fehler einschließlich der bei der zerstö-
rungsfreien Prüfung gefundenen Risse und Anzeigen abdecken.
Dem methodischen Vorgehen wurde im Fachgespräch vom 27. September
1995 im Umweltministerium von den Sachverständigen nicht widersprochen.
Das Öko-Institut bezweifelt dieses Vorgehen nicht, sondern macht lediglich
geltend, die Untersuchungen des IWM nicht selbst nachvollzogen zu haben.
Zutreffend hat t!S eine Überprüfung des IWM-Gutachtens verlangt. Diese ist
durch den TÜV Südwest und - unabhängig davon - durch die GRS erfolgt.
Auch die Gutachter der BM1 halten die Berechnungen für plausibel.
Das Umweltministerium i.st der Auffassung, daß die der bruchmechanischen
Analyse zugrunde gelegten relevanten thermohydraulischen Parameter abge-
sichert sind und zu konservativen Ergebnissen führen.
2.3.5 Bruchmechanik-Analyse
Bei der Bruchmechanik-Analyse werden zunächst aus den abdeckenden
Druck- und Temperaturverläufen, die in den thermohydraulischen Analysen
ermittelt werden. die Spannungen in der Reaktordruckbehältt::r-Wand berech-
net. Anschließend werden aus den Gesamtspannungen in der Reaktordruck-
behälter-Wand, die sich durch Überlagerung der Wärmespannungen, der fn-
nendruckspannungen und der Schweißeigenspannungen ergeben, für die po-
stulierten Referenzfehler die Spannungsintensitätsfaktoren Kl als Funktion
der Zeit t der Störfallsequenz und der Temperatur an der Rißspitze in einem
Lastpfad-Diagramm ermittelt.
Das Fraunhofer-Institut für Werkstoffmechanik (!WM) gilt auf dem Gebiet
der Bruchmechanik als erfahrene Institution. Dieselben bruchmechanischen
Methoden, wie sie jetzt bdm KWO zum Einsatz kamen, wurden vom IWM
bereits seit einiger Zeit bei der Bruchmechanik-Analyse für das Kernkraftwerk
Stade erfolgreich eingesetzt.
Die bruchmechanischen Analysen des IWI\,f wurden vom TÜV Südwest im
Auftrag des UM und unabhängig davon durch die GRS im Auftrag des BMU
durch eigene Analysen überprüft.
Das Umweltministerium ist der Auffassung, daß die Ergebnisse der bruchme-
chanischen Analysen des IWM insgesamt belastbar sind und dem Sprödbruch-
sicherheitsnachweis zugrundegelegt werden können.
2.3.6 Sprödbruchsicherheit:sanalyse
Instabile Rißausbreitung, \vie z.B. Sprödbruch, tritt dann nicht ein (Nachweis
des Rißinitiierungsausschlusses), wenn die ermittelten Kr (t,T)-Kurven (Span-
nungsintensitätsfaktor-Verlauf; Lastpfad) die für die anzunehmende Rißorien-
tierung (Fehlerorientierung) zutreffonde Kurve der statischen Bruchzähigkeit
K1c (T) (aktueller Werkstoffzustand) nicht überschreiten (Kriterium: K1 [t.T]
< Krc [T]) oder wenn im Falle einer Überschreitung die Rißspitze im Laufe
der aktuell betrachteten Transiente vorher eine warme Vorbelastung erfahren
hat (warm-prestress-effect = \VPS) mit nachfolgend streng monoton fallender
Spannungsintensität. Das Fraunhofer-Institut für Werkstoffmechanik (!WM)
hat zur Quantifizierung der Sicht!rhdt gegen Rißinitiierung kritis<.:ht! Werk-
stoffzustände ermittdt, bei denen für einen bestimmten Referenzfehler und
Lastfall gerade Rißinitiierung eintreten würde. Es wurden hierzu die Krc-Kur-
ven (Bruchzähigkeitskurven) und ihre charakteristischen kritischen RTNoT
(Maximum)-Werte ermittelt, die den Lastpfad (Kurve des Spannungsintensi-
tätsfaktors) im Maximum schneiden und - zum Vergleich mit früheren Ana-
lysen der Siemens AG - auch die kritischen RTNJJT (Tangente)-Werte für
K1c-Kurven. die den jeweiligen Lastpfad tangieren. Das Lastpfad-Maximum-
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Kriterium berücksichtigt den .warm-prestress-effod' (WPS), wonach bei
gleichbleibender oder abnehmender Beanspruchung dK1/dt <0 auch bei ab-
nehmender Temperatur ein Sprödbruchversagen ausgeschlossen ist.
Die vom IWM für das 20 cm~-Leck und Rü1.:kspeisung bei 40 °C durchge-
führte bruchmechanische Analyse zeigt zu Beginn der Rückspeisung einen ge-
ringen Wiederanstieg der Spannungsintensität. f'ür das Fehlerpostulat FP 3
führt dieser Anstieg für den Oberflächenpunkt C zu einem Schnitt mit der
ohne Rückspeisung ermittelten maximal zulässigen K1c-Kurve. Nach <lern
Tangentenkriterium müßte somit die" zulässige RTr•mr-Temperatur für die Be-
wertung der Grundwerkstoffe erniedrigt \Verden. E~ war deshalb zu untersu-
chen, ob auch bei einem möglichen Schnitt von Lastpfad- mit Bruchzähigkeit~-
kurve eine Rißinitiierung in diesem Fall ausgeschlossen werden kann.
Das !WM hat hierzu eine detaillierte FEM-Berechnung zur Ermittlung des
J-Integralwertes durchgeführt.
Die Analyse zeigt, daß insoweit vom sogenannten warm-prestress-effect K re-
dit genommen werden kann. Der Verlauf der Lastpfad-Kurve ist bis zum Wie-
deranstieg mit der Lastpfad-Kurve ohne Rückspeisung identisch. Der Wieder-
anstieg erfolgt na1.:h i.:a. 2 800 Sekunden bei Temperaturen unter IOO"C von
ca. 35 auf 50 MPa v'm. Im Maximum des Wiederanstiegs liegen die maxima-
len Spannungen bei ca. 50 % der Fließspannung im r'errit, so daß keine er-
neute Plastifizierung des Rißgrundes auftreten kann. Damit ist eine Rißiniti-
ierung auszuschließen.
Nach einem neueren Vorgehen im englischen R6-Verfahrel1 zur Bewertung
von Fehlern wäre im betrachteten Störfall ein Wiederanstieg des K1-Wertes bis
fast zur Höhe des durchlaufenden Maximalwertes von ca. 80 MPa ~/in der
Lastpfad-Kurve zulässig. Da andere Anfangsbedingungen allenfalls zu niedri-
geren Spannungsintensitäten führen, sind diese Fälle jedoch nicht relevant.
Die Anwendung des Tangentenkriteriums für die Endphase dieses Störfallab-
laufs ist somit nicht erforderlich. Zur Bewertung dieses Lastfalls mit Rückspei-
sung können demnach die für das 20 cm 2 -Leck ohne Rückspeisung ermittelten
zulässigen RTNoT-Werte zugrunde gelegt werden (99 bzw. 122°C).
Das Umweltministerium hat eine Übersicht übt:r die Skherheit.-:.abstände zwi-
schen den von den verschiedenen Gutachterinstitutionen ermittelten justierten
Referenztemperaturen und den vom IWM berechneten. nach dem Maximum-
Kriterium zulässigen Referenztemperaturen für das jeweils ungünstigste Feh-
lerpostulat erstellt. Die Übersicht ist in Anlage 3 beigefügt.
Das Umweltministerium zieht hieraus den Schluß, daß für aTie WerkstofTarten
der Reaktordruckbehälterwand - Grundwerk_stoffring II und III s.owie EH-
und UP-Schweißgut - unter Zugrundelegung abdeckender fehlerpostulate
und konservativer justierter Referenztemperaturen für den bestrahlten \Verk-
stoffzustand der Sprödbruchsicherheitsnachweis geführt ist. Dabei ergeben
sich bei den von TÜV Südwest, MPA Stuttgart, GRS, ORNL und Siemens
AG ermittelten justierten _Referenztemperaturen erhebliche Sicherheibab-
stände. Auch für die höheren justierten Referenztemperaturen, die von der
BAM abgeschätzt wurden. ist die Sprödbruchs.icherheit mit Sid1erheitsabstän-
den nachgewiesen.
Selbs.t für die extrem konservativen werkstoffapezifischen Kennwerte für Jen
versprödeten Werkstoffzustand (justierte Referenztemperaturen RTNDTJ), die
vom Öko-Institut - insbesondere für das UP-Schweißgut - abgesd1ätzt wur-
den, ist der SprödbruchsicherheitsnaL'.hweis geführt, wenn die vom Fraunho-
fer-Institut für Werkstoffmechanik (IWM) ermittelten zulässigen Referenz-
temperaturen nach dem Maximum-Kriterium, das dem werkstoffmechani-
schen Verhalten entspricht. angewandt werden, _Das Maximum-Kriterium
kann aufgrund der Neufassung der KTA 3201.2 zugrunde gelegt werden. Die-
sen Berechnungsansatz des IWM hat auch der TÜV Nord in seiner SteIIung-
nahme vom 2. Oktober 1995 bestätigt. An der Belastbarkeit und Kons_ervati-
vität der Ergebnisse des IWM lmt das Umweltministerium keine Zweifel.
Damit ist bei dem Vergleich zwischen den zuläs_s.igen Referenztemp_eraturen
für die ungünstigsten Lastfiille und Fehlerpostulate und den von sämtlichen
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Gutachtern ermittelten justierten Rt!forenLtemperaturen die Sprödbruchsi-
cherheit des Reaktordruckbehälters gegeben. Nach Auffa.ssung des Umwelt-
ministeriums enthält der Sprödbruchsicherheitsnachweis, wie er von den ver-
schiedenen Institutionen mit unterschiedlichen methodischen Ansätzen ge-
führt würde, darüber hinaus noch \Veitere, jedoch nicht exakt quantifizierbare
Sich erhei tsre serv en.
So \vurde bei der Hochrechnung von Meßwerten auf das Bauteil Reaktor-
druckbehälter über Chemistry-Faktoren für die Bes.trahlungsproben der Mit-
telwert für den Gehalt an Kupfer und Nickel angesetzt, für die Reaktordruck-
behälter-Werkstoffe dagegen eine Kombination aus höchstem gefundenem
Kupfer- mit höchstem gefundenem Nickel-Gehalt verwendet.
Die für die bruchmechanisd1e11 Aualysen angenomment!n Fehlerpostulate
sind mindestens doppelt so groß wie die tatsächlichen Fehler in der Reaktor-
druckbehälter-Wand.
Die Plattierung ist im Bereich der Core-Rundnaht zu 100 '){, und im Bereich
der Schmiederinge II und III in repräsentativem Umfang überprüft worden.
Es wurden dabei keine Hinweise auf eine durchgerissene Plattierung festge-
stellt. Eine als intakt und damit tragend unterstellte Plattierung führt beim
Grundwerkstoff zu zusätzlichen Sicherheitsreserven.
Weiterhin ergeben sich aus der Berücksichtigung des sogenannten warm-pre-
stress-EfTektes (WPS) zusätzliche Sicherheitsabstände.
Die vom Öko-Institut \-orgesdtlagene Rißstopp-Analyse hat das IWM für Z\vei
extreme Fälle - umlaufender Riß mit einer Tiefe von 45 und 61 mm - und
sehr ungünstigen Werkstoflbedingungen mit dem Ergebnis durchgeführt, daß
der Riß innerhalb 75 % der Wanddicke aufgefangen wird. Damit ist ein Riß-
arrest innerhalb der zulässigen Grenzen der KTA 3201.2 zu erwarten.
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Anlage 1
Sprödbruchsicherheit
Werkstoff- Fehler- Belastungs-
Zustand Zustand Zustand
Analyse zerstörungs- Analyse der
Grundwerkstoff freie Prüfung relevanten
Schweißgüter Lastfälle
aus Meßwerten (Thermohydrau-
und/oder lik)
Regelwerk
t
Ermittlung der Festlegung Festlegung der
Bruchzähigkeit Referenzfeh- Druck- und Tem-
K,,
Je, j peratu,Tläufe
Bruchmechanikanalyse (K,)
t
Sprödbruchanalyse
K. < K.: = Ausschluß von Rißinitiierung
K. < K,. = Nachweis des Rißarrestes
1354
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Werkstoff RTNDrzulissig
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Siemens Reg.Guido
l,99(0RNL)
TÜV
Südwest
MPA BAM Oko-Institut GRS :,
g,
Grundwerkstoff Ring II 111 ·c -4°C 24'C 32°C 12 ·c 69'C 79"C <SO'C ft
:,
1--------- ---------- 1--------- ---------- 1---------- ~
------------
FP 7 Pkt. C 115K
L----------
87K
1---------
79K 99K 42K 32K >61K "'::1.
(lU r:m2 heilleeiti&) ,g
Grundwerkstoff Ring III 122 ·c 14 ·c 40'C 40°C 26'C 96°C 96'C <50'C 1 i
,;:
f-- ----------
FP 3 Pkt. C
- ------- 1----------
108K 82K
- -------
82K ----------
96K
--------
26K
- -------
26K
----------
>72K II 1
(lO r:m' heil!Mitil)
EH-Schweißgut 144 ·c 27'C II 'C 61 •c JO'C 82'C 109 •c <SO"C :8
11&
FP 5 Pkt. Al
- ------- - -------
117 K 133K
- -------
83K . - 114 K -- - -------
62K ----------
35K
1----------
>94K 'O
ro
(lO~h,;....ig) 6·
0.
204'C 13 ·c 82 •c 78'C 85 •c <IOO'C 164 ·c <100 •c ro
UP-Schweißgut '
36mm EH-SG
------------
FP 5 Pkt. A2
---------
131 K
----------
122 K
---------
126 K ----------
119K
----------
>104K
----------
40K
----------
>104 K
(20 arl ~ 1
195 •c 75'C 84 •c s1 ·c 85'C <IOO'C 169 ·c <IOO'C
UP-Schweißgut ,_ _________
25mmEH-SG
------------ -------- ---------· 1--------- --------- 1---------
>95K
!"--------
16K >95K
FP4aPkt. A2 120K lllK 114 K IIOK
(lO~-
ilC,
Sicherheitsabstände (Maximumkriterium) der justierten Referenztemperaturen ~
von der zulässigen Referenztemperatur OWM-Werte) für das jeweils ,.,.Cn
ungünstigste Fehlerpostulat > r.
i:;i'
-=
1
~
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"
0.
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1. Reprlsentatlvltlt der Bestrahlungsproben
TUV Südwest ·Ol<o,!.;lns,tiJ~t,.... . . . »~ .• . ,C, ·
00
§
C,
~
a) Gn.inctM11i:;stoff ,_- Sdwnledal111g• II und III ja ja ja 0.
b) EH - Schwelßgul der WUl'Z9lllgen cingeschrlnkt, zur Bewertung oein nein "
"
~
hcranzichbar
"'
~
c) UP - Schweißgut def Mlt,j. und Oeddlgll,
d) . . , . . . . , . _ ( _ .
NMronennußdlchle, Vort.itt'aktor, Naulronlnaplktn,
ja
ja
nein
nicht naher Gbcrpr11fl
nein
nicht naher Obcrpr11fl
I
I
~
°"
BestraNungs,zel) und Neulronenfumz
2. Aufbau der Core-Rundnaht bzgl. Tiefe das mindestens 36 mm 25-30 mm 25-36 mm
-
EH-Schweillguts
;:
:,-
3. Fehlerpostulate für corenahe RDB-Wand GW; Obcrlllehonfchler 40x240 mm keine konkreten Fchlcrpostulatc Obcrfllchcnfchlcr
'[
EH-SO; OberilAl<henfehler 27xl62 mm vorgegeben -1/8: 20 x 120 mm ~
5·
UP-SG: Volwncnfchler 30xl80 mm -V4: 40 • 240 mm 0.
jeweils alt Umfangs-- und AxiaJfchlcr, "
$0111ic weiterer Fehlcrpmtullllc
4. Belastungs-/Beanspruchungszustand der zunlChst oehr kcnscnati„ Anllahmen, nicht n8hcr Gbcrpr11fl nicht naher Obcrpr11fl
corenahen RDB-Wand SflllCr rcalisliachm Annahmen
5. Zusammenfassende Beurteilung des Belreiber hat .N1cbwcb der Sprldbnach1lcllerlteltsu:cllwell Ist bzcl. SprHbnacUlcllerilclttudlfti1 Ist
Sprödbruch1icherhelt1nachweins für den Sprtdbnd11&cberbett erbncllt. UP.sdlweUJeut \IOlll Betreiber alcbt erbracltL Betreiber._, N1dliwel1 alcllt
KWO..ffDB Gecea Wledennfabnn keine erbrac:llt. Nadiwel1 wird jedocll aldtt kol:seq11mt 111f dellt YOI der BAM
S&dterllcltsbedenkea. ••scesclllossen. emproialellell Wcc cenu.rt.
l>esbalb SlcherbelllbNeaken cecea. Keine Skberlleftsbcdc■ba cecea
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· WJedenafünm. Wieden■falun. ~
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Kurze synoptische Übersicht der maßgeblichen abweichenden Auffassungen der zugezogenen
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Gutachter-Organisationen zum Sprödbruchsicherheitsnachweis für den KWO-RDB - -
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v,
Landtag von Baden-Württemberg - 11. Wahlperiode Drucksache 11 / 7005
Anlage 7
Verzeichnis der beschlossenen Beweisanträge
Beweisantrag K 'WO/ 1
vom 10. März 1994 (GRÜNE und FDP/DVP)
Es wird Beweis erhoben über die Frage,
in wekhem Um.fang bei der Aufsichts- und Genehmigungsbehörde Lücken in
bezug auf die Dokumentation der Obrigheimer Anlage bestanden oder beste-
hen, was jeweils die Gründe dafür sind, und wie mit sokhen Dokumentations-
defiziten jeweils verfahren wurde bzv,1. verfahren wird;
durch Bericht der Aufsichts- und GenehmigungsbehörJe.
Beweisantrag KW0/2 (geänderte Fassung)
vom 10. März 1994 (GRÜNE und FDP/DVP)
Es wird Beweis erhoben über die Fragen.
1. wie 1992 in der Aufsichts- und Genehmigungsbehörde die Entscheidung
zustande kam, für das Kernkraftwerk Obrigheim die abschließende Geneh-
migung zu erteilen;
2. wekhe Personen und Institutionen na(.;h der Ve_rkündung des BVG-Urteils
vom 7. Juni 1991 (Az. 7 C 43.90) an dem Entscheidungsprozeß zur Ertei-
lung der abschließenden Genehmigung beteiligt__ waren~
3. in weld1t:r Form es Versuche Dritter gegeben hat, Druck auf die Aufsicht~-
und Genehm..igungsbd1örde dergestalt auszuüben, daß die absd11ießende
Genehmigung möglichst rasch erteilt wird;
4. wekhe rechtlichen Ermessensspielräume bezüglich der Erteilung der ab-
schließenden Genehmigung für das Kernkraffwerk Obrigheim nach der
Verkündung des BVG-Urteils vom 7. Juni 1991 (Az. 7 C 43.90) für die
Aufsichts- und Genehmigungsbehörde jeweils bestanden;
durch
1. Bericht der Landesregierung
2. Beiziehung der Akten.
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Landtag von Baden-Württemberg - 11. Wahlperiode Drucksache 11 / 7005
Beweisantrag KWO/3 (geänderte Fassung)
vom 10. März 1994 (GRÜNE und FDP/DVP)
Es wird Beweis erhoben über die Fragen,
1. a) inwieweit die Genehmigungspraxis beim Kernkraftwerk Obrigheim.den
Anforderungen der jeweils geltenden atomrechtlichen Bestimmungen
entsprach;
b) ob die Genehmigungsbehörde bereits mit den Teilerrichtungsgenehmi-
gungen abschließend über die sichere Betreibbarkeit des Kernkraftwerks
Obrigheim entscheiden wollte und entschieden hat;
2. a) ob die vom Atomgesetz vorgeschriebene Beteiligung der Öffentlichkeit
in allen Phasen des beim Kernkraftwerk Obrigheim durchgeführten Ge-
nehmigungsverfahrens in dem erforderlichen Umfang durchgeführt
wurde;
b) wenn nein, aus welchen Gründen von einer umfassenden Öffentlich-
keitsbeteiligung abgesehen wurde;
c) welche rechtlichen Anforderungen im Hinblick auf die Frage der Öffent-
lichkeit::.beteiligung sich aus dem VGH-Urteil vom 23. Mai 1990 (Az.
- 10 S 2495/89 -) und dem BVG-Urteil vom 7. Juni 1991 (Az.
7 C 43.90) ergeben;
d) weshalb trotz zahlr1::icher, seit 1965 vorgenommener wesentlicher Verän-
derungen an der Anlage auch vor der mit Datum vom 27. Oktober 1992
erteilten abschließenden Genehmigung von einer erneuten Be-teiligung
der Öffentlichkeit abgesehen wurde;
durch
1. Bericht der Landesregierung
2. Beiziehung der Akten.
Beweisantrag KWO/4
vom 10. März 1994 (GRÜNE und FDP/DVP)
Es wird Beweis erhoben über die Fragen,
1. in welchen Teilen das Kernkraftwerk Obrigheim (KWO) anders errichtet
wurde. als in den Teilerrichtungsgenehmigungen festgelegt und in den Si-
cherheitsberichten beschrii:ben is~
2. wekhes ggf. die Gründe für Abweichungen voii Vorgaben der Genehmi-
gungsbehörden und Beschreibungen im Sicherheitsberidtt 1964 waren;
3. inwieweit, wann und durch wen amtliche Gutachter, die Aufsichts- und Ge-
nehmigungsbehörde smvie die Gerichte über derartige Abweichungen von
Genehmigungsvorgaben in Kenntnis gesetzt, und welche KonseqtJ.enzen
dort jeweils gezogen wurden;
4. ob, und wenn ja, welche Abweichungen von amtlichen Anordnungen. Auf-
lagen und Vorgaben, die im Verlauf des Genehmigungsverfahrens für das
Kernkraftwerk Obrigheim von der Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde
ausgesprochen wurden, bisher festgestellt wurden;
1359
Landtag von Baden-Württemberg - 11. Wahlperiode Drucksache 11 / 7005
5. ob, und \Venn ja. in welchen Fällen Herstellungsschritte an Komponenten
sowie deren Installation durchgeführt '.vurden„ ohne daß sich an das _ vorge-
gebene Freigabeverfahren gehalten wurde;
6. inwieweit es im Verlauf des Genehmigungsverfahrens Fälle gab, in denen
die Aufsichts- und Genehmigungsbehörde über Abweichungen von amtli-
chen Anordnungen, Auflagen und Vorgaben und über Änderungen an si-
cherheitstechnisch wichtigen Komponenten und spe7ifizierten Verfahrens-
abläufen falsch oder unzureichend unterrichtet wurde;
7. worauf die unter 6. ggf. aufgeführten Fälle zurückzuführen sind. und \1/er
hierfür die Verantwortung trägt
durch
t. Bericht der Landesregierung,
2. Beiziehung der Akten der Aufsichts- und Genehmigung~behörde,
3. Vorlage aller sonstigen Unterlagen, die nicht zu den Akten genommen \VUr-
den.
Beweisantrag KW0/5
vom 10. März 1994 (GRÜNE und FDP/DVP)
Es wird Bev-/eis erhoben über die Fragen,
1. a) ob und wann die den Teilerrichtungs- und Teilbetriebsgenehmigungen
zugrunde liegenden Unterlagen der Aufsichts- und Genehmigungsbe-
hörde vorgelegen haben;
b) insbesondere. wann genau die im Anhang IV unter Ziff. 9 der 3. TEG
vom 17. April 1967 aufgeführten Genehmigungsunterlagen zum RDB
der Genehmigungs- und Aufsichtsbehörde in vom TÜV vorgeprüfter
Form vorgelegen haben;
c) aus wek:hen Gründen sich die unter 1. b) genannten Unterlagen nicht
bei den Unterlagen der Aufsichbbehlirde befanden;
2. ob die mit der 3. Teilerrichtungsgenehmigung genehmigten apparativen
und maschinellen Teile auf der Grundlage vom TÜV Baden vorgeprüfter
und freigegebener Unterlagen gefertigt unJ _eingebaut wurden;
3. wie in Fällen verfahren wurde, in denen die den entsprechenden Teilgeneh-
migungen zugrunde liegenden Unterlagen nicht vorgelegen haben;
4. ob, und wenn ja, welche Fälle es gab, bd denen der Hersteller von Appa-
raten und maschinellen Teilen die vorgegebene_n Spezifikationen aus eige-
nem Antrieb heraus veränderte, und wie in solchen Pällen von seiten der
Aufsicht~- und Genehmigungsbehörde jeweils verfahren wurde;
durch
1. Bericht der Landesregierung
2. Beiziehung der Akten der Aufsichts- und Genehmigung~bd1örde.
1360
