Umgang mit sicherheitstechnischen Mängeln bei Atomkraftwerken

Originaltext der Frage(n):<br /> <br /> Welche konkreten Anforderungen an den Umgang mit Befunden wie die aktuellen Wanddickenschwächungen in den Dampferzeugerheizrohren des Atomkraftwerks Neckarwestheim 2 (www.um.baden-wuerttemberg.de/de/service/presse/pressemitteilung/pid/befunde-bei-wirbelstrompruefungen-an-dampferzeuger-heizrohren-im-kernkraftwerk-neckarwestheim-block-1/) stellt das kerntechnische Regelwerk (bitte vollständig und konkret darlegen), und inwiefern ist aus Sicht des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und nukleare Sicherheit (BMU) die Schlussfolgerung fachlich zutreffend, aus dem vom BMU geforderten Forschungsbericht "Schädigungsmechanische Modellierung des Resttragvermögens von geschädigten Dampferzeugerheizrohen" der Materialprüfungsanstalt Stuttgart folgere, dass es unter den o. g. Befunden bei den umfangsartigen zu einem Dampferzeugerheizrohr-Abriss ohne vorheriges Leck kommen könne (bitte ausführlich darlegen/begründen, ggf. möglichst auch unabhängig vom Vorliegen eines spezifischen Leckvor-Bruch-Nachweises im vorliegenden Fall; vgl. www.bmu.de/fileadmin/Daten_BMU/Pools/Forschungsdatenbank/fkz_3610_r_01385_dampferzeugerheizrohr_bf.pdf)?