MARC

LEADER 00000nam a22000003u 4500
001 b6008281
003 CoU
005 20080830000000.0
006 m d f
007 cr un
008 100527e19850101ilu s| f1|||||eng|d
035 |a (TOE)ost5655927 
035 |a (TOE)5655927 
040 |a TOE  |c TOE 
049 |a GDWR 
072 7 |a 22  |2 edbsc 
086 0 |a E 1.99:conf-850809-53 
086 0 |a E 1.99:conf-850809-53 
245 0 0 |a Viscoelastic creep of high-temperature concrete  |h [electronic resource] 
260 |a Argonne, Ill. :  |b Argonne National Lab ;  |a Oak Ridge, Tenn. :  |b distributed by the Office of Scientific and Technical Information, U.S. Dept. of Energy,  |c 1985. 
300 |a Pages: 13 :  |b digital, PDF file. 
336 |a text  |b txt  |2 rdacontent. 
337 |a computer  |b c  |2 rdamedia. 
338 |a online resource  |b cr  |2 rdacarrier. 
500 |a Published through the Information Bridge: DOE Scientific and Technical Information. 
500 |a 01/01/1985. 
500 |a "conf-850809-53" 
500 |a "DE85010511" 
500 |a 8. international conference on structural mechanics in reactor technology, Brussels, Belgium, 19 Aug 1985. 
500 |a Bazant, Z.P.; Pfeiffer, P.A.; Marchertas, A.H. 
520 3 |a Presented in this report is the analytical model for analysis of high temperature creep response of concrete. The creep law used is linear (viscoelastic), the temperature and moisture effects on the creep rate and also aging are included. Both constant and transient temperature as well as constant and transient moisture conditions are considered. Examples are presented to correlate experimental data with parameters of the analytical model by the use of a finite element scheme. 
536 |b W-31-109-ENG-38. 
650 7 |a Safety.  |2 local. 
650 7 |a Numerical Solution.  |2 local. 
650 7 |a Reactor Safety.  |2 local. 
650 7 |a Concretes.  |2 local. 
650 7 |a Moisture.  |2 local. 
650 7 |a Building Materials.  |2 local. 
650 7 |a Young Modulus.  |2 local. 
650 7 |a Stresses.  |2 local. 
650 7 |a Finite Element Method.  |2 local. 
650 7 |a Dilatometry.  |2 local. 
650 7 |a Transients.  |2 local. 
650 7 |a Containment.  |2 local. 
650 7 |a Aging.  |2 local. 
650 7 |a Containment Shells.  |2 local. 
650 7 |a Temperature Effects.  |2 local. 
650 7 |a Reactor Accidents.  |2 local. 
650 7 |a Materials.  |2 local. 
650 7 |a Thermal Analysis.  |2 local. 
650 7 |a Structural Models.  |2 local. 
650 7 |a Creep.  |2 local. 
650 7 |a High Temperature.  |2 local. 
650 7 |a Mechanical Properties.  |2 local. 
650 7 |a Strains.  |2 local. 
650 7 |a Poisson Ratio.  |2 local. 
650 7 |a Shrinkage.  |2 local. 
650 7 |a Accidents.  |2 local. 
650 7 |a General Studies Of Nuclear Reactors.  |2 edbsc. 
710 2 |a Argonne National Laboratory.  |4 res. 
710 2 |a Northwestern University (Evanston, Ill.  |b ).  |b Technological Institute.  |4 res. 
710 1 |a United States.  |b Department of Energy.  |b Office of Scientific and Technical Information.  |4 dst. 
856 4 0 |u http://www.osti.gov/servlets/purl/5655927-Swi5Pm/  |z Online Access 
907 |a .b60082811  |b 03-06-23  |c 05-30-10 
998 |a web  |b 05-30-10  |c f  |d m   |e p  |f eng  |g ilu  |h 0  |i 1 
956 |a Information bridge 
999 f f |i 5ed9bc35-b522-52c5-9a43-c753df2a10aa  |s 3b6fd50b-392d-5372-a910-132256b36e57 
952 f f |p Can circulate  |a University of Colorado Boulder  |b Online  |c Online  |d Online  |e E 1.99:conf-850809-53  |h Superintendent of Documents classification  |i web  |n 1