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Gregory Nicaise

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Gregory ORTEGA NICAISE is a mathematical physicist and chemist, expert in nuclear reactor accident modelling and fission products physics and chemistry. He is specialised in condensed matter complex systems at molecular, atomic and electronic scales, with equilibrium and non-equilibrium thermodynamics formalisms. He namely discovered the non-diffusional liquid lead/lead-bismuth embrittlement phenomenon of nuclear grade steels during his doctoral studies. He has over 20 years experience in science-based nuclear safety expertise at IRSN where he led and contributed to experimental and computational research in nuclear reactor core melting accidents and radiological source term evaluation. Namely he developed mesoscale mechanistic models of fission product behaviour in irradiated nuclear fuels up to melting temperature, iodine radiochemistry models under severe accident conditions, theories on metastable oxidation solidification of melted nuclear fuel under steam explosion conditions, and thermomechanical analysis of power reactor lower head vessel in contact with relocated corium using full-coupled numerical modelling techniques. Beyond his research activities, he also reviewed severe accident mitigation and safety options of main GEN IV reactor concepts and safety options of nuclear waste deep geological disposals. Nowadays, he is heading the nuclear accident computational division at IRSN’s Emergency Technical Centre where he leads the development of fast computational tools for nuclear emergency national preparedness and response, being also emergency responder. His technical expertise is regularly requested at international level (AIEA, ETSON, WENRA…).

Domaines de recherche

Chimie théorique et/ou physique Physique mathématique [math-ph] Physique Nucléaire Théorique [nucl-th]

Compétences

Nuclear reactor safety scientific expertise Nuclear reactor accident modelling Nuclear emergency preparedness and response Irradiated nuclear fuel mesoscopic modelling Thermochemistry of nuclear fuels up to melting temperature Fracture mechanics Statistical thermodynamics High performance computing and simulation

Publications

Nuclear emergency fast computation tools : updating physical models in PERSAN 4 source term computation tool

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC 2023-00010, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2023
Rapport hal-04374249v1

Development and validation of EPR reactor model for PERSAN source term computation code

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC 2023-00091, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2023
Rapport irsn-04297304v1

Objectives and development strategy of PERSAN 5 emergency source term evaluation code of nuclear emergency situations

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC 2023-00101, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2023
Rapport irsn-04297251v1

Nuclear power reactor core isotopic composition : numerical analysis of the impact of the mean burnup on boil off delay, source term, and protective action distances of the populations

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC/2022-00060, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2022
Rapport hal-04374336v1

WENRA experts group modelling of specific accident scenarios with regards to the consequences of the war in Ukraine: VVER-1000 core melting accident emergency source term bechmark

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC/2022-00148, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2022
Rapport hal-04374273v1

Contribution to OCDE/NEA Task Group on the RPV Integrity Assessment for In-Vessel Melt Retention (IVMR)

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC/2022- 00007, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2022
Rapport hal-04374355v1

PERSAN 4 User manual - Specific version delivered to Korean Institue of nuclear safety

Gregory Nicaise
IRSN 2022-00754, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2022
Rapport hal-04373706v1

PERSAN 4 user manual

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC 2022-00754, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2022
Rapport irsn-04295907v1

STAMP code batch mode elaboration and usage

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC/2022-00055, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2022
Rapport hal-04374284v1

Nuclear emergency fast computation tools: the PACO tool for containment failure prognosis evaluation

Gregory Nicaise
IRSN /2021-00413, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2021
Rapport hal-04374326v1

Radioactive filiation and decay computation: performance and validation of the STAMP code developed by IRSN (Solution for Time evolution of Activity Mass and Power)

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC 2021-000323, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2021
Rapport irsn-04310392v1

Analyse de la proposition de réforme du PPI base navale de Toulon

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC/2020-00013, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2020
Rapport hal-04374389v1

Regularisation of Bateman's equation singularities

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC/2020-00046, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2020
Rapport hal-04374371v1

Nuclear emergency fast computation tools : the ETHER Containment thermohydraulics computation tool

Gregory Nicaise
IRSN 2019-00584, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2019
Rapport hal-04374030v1

Nuclear emergency fast computation tools : user manual of PERSAN 4 source term computation tool

Gregory Nicaise
IRSN 2019-00582, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2019
Rapport hal-04374020v1

Nuclear emergency source term computation code : PERSAN 4 tool - exploitation report

Gregory Nicaise
IRSN 2019-00634, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2019
Rapport hal-04373867v1

Nuclear emergency fast computation tools : structure of PERSAN 4 source term computation tool

Gregory Nicaise
IRSN 2019-00606, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2019
Rapport hal-04373869v1

FAST Nuclear Emergency Tools (FASTNET project) – PERSAN user manual

Gregory Nicaise
PSE-SANTE/SESUC/2018-00276, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2019
Rapport hal-04374463v1

Nuclear emergency fast computation tools: the HYDROMEL tool for hydrogen risk evaluation, specific version for emergency technical centre

Gregory Nicaise
IRSN 2019-00663, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2019
Rapport hal-04373843v1

FAST Nuclear Emergency Tools (FASTNET project) - Capabilities of the PERSAN tool for nuclear accidents

Gregory Nicaise
IRSN 2019-00569, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2019
Rapport hal-04374440v1

Nuclear emergency fast computation tools: the HYDROMEL tool for hydrogen risk evaluation

Gregory Nicaise
IRSN 2019-00670, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2019
Rapport hal-04373798v1

Nuclear emergency fast computation tools : validation of PERSAN 4 source term computation tool

Gregory Nicaise
IRSN 2019-00610, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2019
Rapport hal-04373871v1

Nuclear emergency fast computation tools : exploitation of PERSAN 4 source term computation tool

Gregory Nicaise
IRSN 2019-00647, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2019
Rapport hal-04373857v1

Instruction de la demande d'accord de conditionnement des colis de déchets dits 500L MI et 870L FI de l'INB 37 A du CEA Cadarache

Gregory Nicaise
PSE-ENV/SEDRE/2017-00065, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2017
Rapport hal-04374488v1

Analyse de l'évaluation technico-économique du CEA pour un procédé de traitement d'enrobés de boues bitumées par incinération/vitrification.

Gregory Nicaise
PRP-DGE/SEDRAN/2016-00110, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2016
Rapport hal-04374517v1

PNGMDR - Etudes du contenu radiologique des déchets de graphite CEA et EDF.

Gregory Nicaise
PRP-DGE/SEDRAN/2015-00131, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2015
Rapport hal-04374538v1
Image document

General synthesis of fracture mechanics modelisation of lower head failure developed at IRSN for nuclear reactor core melting accident

Gregory Nicaise
PSN-RES/SAG/2014-00459, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2014
Rapport hal-04270018v1

Oxidation and solidification antagonist process during steam explosion (nuclear reactor core melting accidents) : physical and computation model for corium liquidus and solidus time evolutions

Gregory Nicaise
PSN-RES/SAG/2014-00037, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2014
Rapport hal-04374553v1

Fission product release for Reactivity Induced Accident on nuclear power reactors

Gregory Nicaise
PSN-RES/SAG/2013-00420, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2013
Rapport hal-04374566v1
Image document

ASTEC full coupled module core melting accident and source term computation

Gregory Nicaise , Edouard Veilly
IRSN/PSN-RES/SAG/2012-00177, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2012
Rapport hal-04263947v1

Simplified method for iodine source term evaluation from liquid leakages for Technical Emergecy Centre of IRSN

Gregory Nicaise
PSN-RES/SAG 2012-00475, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2012
Rapport irsn-04296311v1

Embrittlement of steels by liquid metals: Phenomenology and potential mechanisms, Theoretical contributions of finite element modeling, Application to core melting issues in pressurized water reactors and to safety of nuclear reactors cooled with liquid metals

Gregory Nicaise
PSN-RES/SAG 2012-00086, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2012
Rapport hal-04374607v1
Image document

Sandia OLHF-1 fracture mechanics modelisation

Gregory Nicaise , Grégory Castano
PSN-RES/SAG 2012-00026, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2012
Rapport hal-04270049v1

Numerical development and validation of a damageable elastoviscoplastic user material law - Thermomechanical calculations on a vessel in a core melt accident situation

Gregory Nicaise , Grégory Castano
IRSN DSR/SAGR 2011-225, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2011
Rapport hal-04374079v1

Analyses de sensibilité sur la chimie des halogènes en accident grave pour la réévaluation du Terme Source REP 1300 MWe

Gregory Nicaise
DSR/SAGR/2011-00237 n°237, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2011
Rapport irsn-04275712v1

Halogen chemistry sensitivity studies in nuclear reactor core melting accidents

Gregory Nicaise
IRSN DSR/SAGR 00237, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2011
Rapport hal-04374057v1

Nuclear power reactors core melting accident : robustness of lower head fracture mechancis modelisation developed at IRSN

Gregory Nicaise , Grégory Castano
DSR/SAGR 2011-250, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2011
Rapport irsn-04296123v1

Synthèse des évaluations du terme source radiologique sur les réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na)

Gregory Nicaise
DSR/SAGR n°2011-239, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2011
Rapport hal-04275825v1

Fracture mechanics of nuclear reactor lower head vessel in core melting accidents: stress test with internal and external boundary condition variations

Gregory Nicaise , Grégory Castano
IRSN DSR/SAGR 2011-250, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2011
Rapport hal-04374070v1

Analysis and reproduction of a crack propagation calculation on a CT specimen using the Rice integrals

Gregory Nicaise , Grégory Castano
IRSN DSR/SAGR 2010-172, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport hal-04374088v1

SERENA-Phase 2: Post calculations for TROI TS-4 Pre-calculation of TROI TS-5 and TS-6 Analysis of impact of melt properties on fuel coolant interaction

Gregory Nicaise
DSR/SAGR 2010-171, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport irsn-04296159v1

Molecular iodine by-pass release in nuclear reactors core melting accident from safety injection system leakage. Analysis ASTEC computation code

Gregory Nicaise
IRSN DSR/SAGR 79, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport hal-04374114v1

Molecular iodine by-pass release in nuclear reactors core melting accident. Leakage in the fuel building. Analysis ASTEC computation code.

Gregory Nicaise
IRSN DSR/SAGR 149, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport hal-04374107v1

Nuclear reactor core degradation analysis with ASTEC code and coupling with lower head vessel fracture mechanics modelisation

Gregory Nicaise
IRSN DSR/SAGR 2010-119, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport hal-04374103v1

Molecular iodine by-pass release in nuclear reactors core melting accident, from sumps to safety injection tank. Analysis ASTEC computation code

Gregory Nicaise
DSR/SAGR/2010-00280, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport hal-04374670v1

Technical recommendations for a damageable elastoviscoplastic law numercial development under ABAQUS (UMAT/VUMAT)

Gregory Nicaise , Grégory Castano
IRSN DSR/SAGR 187, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport hal-04374095v1

Analyse préliminaire de l’accident BORAX pour le réacteur Jules Horowitz

M Gasperini , Gregory Nicaise , Renaud Meignen , Alexandre Bleyer
DSR/SAGR n°07-151, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport hal-04275885v1

Physical hypotheses to consider for source term computation from liquid nuclear waste

Gregory Nicaise
IRSN DSR/SAGR 98, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2009
Rapport hal-04374126v1
Image document

Fission product release from corium during core concrete interaction (nuclear reactor core melting accidents)

Gregory Nicaise
DSR/SAGR/2009-26, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2009
Rapport hal-04258575v1

Source term computation in auxiliary buidings for nuclear power reactor core melting accident with ASTEC code

Gregory Nicaise
IRSN DSR/SAGR 103, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2009
Rapport hal-04374121v1

Thermal and mechanical loads modelling on lower head vessel in nuclear reactor core melting accidents. Introduction to finite element modelling (ABAQUS, CAST3M), operability and fracture mechanics criteria

Gregory Nicaise
IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2009
Rapport hal-04374650v1

Radiological consequences of accidents on French nuclear power reactors

Gregory Nicaise
IRSN DSR 286, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2009
Rapport hal-04374135v1
Image document

On the liquid metal embrittlement problem in nuclear safety field

Gregory Nicaise
DSR/SAGR n°84, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2009
Rapport irsn-04275492v1

On the non likelihood PuO4 formation in severe nuclear accidents with core melting

Gregory Nicaise
DSR/SAGR/2008-338, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2008
Rapport hal-04374979v1

Behavior of unstable cracking in 16MND5 steel at high temperature . Application to fracture mechanics calculations of lower head vessel in core melting accidents

Gregory Nicaise
DSR/SAGR 18, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2008
Rapport hal-04374143v1
Image document

Oxidation and solidification of corium during steam exploision (nuclear reactor core melting accident) : theory and physical modelling

Gregory Nicaise
IRSN/DSR/SAGR/2007-142, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2008
Rapport hal-04263950v1

Fission product emission from nuclear reactor melted core: new emission mathematical model for level 2 probabilistic safety assessment

Gregory Nicaise
IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2007, pp.IRSN/DSR/SAGR 06-131
Rapport hal-04258669v1

Analysis of LB-LOCA sequence with ASTEC code

Gregory Nicaise
DSR/SAGR 026-113, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2006
Rapport irsn-04296256v1

Aerosols Analysis in containment during H2 Sequence for PWR 900MWe and PWR 1300MWe

Gregory Nicaise
DSR/SAGR 2006-112, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2006
Rapport irsn-04296242v1

Mechanistic model of fission product release from nuclear fuels up to melting for Probabilistic Safety Assessment physical models

Gregory Nicaise
IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2005, pp.IRSN/DSR/SAGR-05/70
Rapport hal-04258642v1

Interpretation of fission product release observed in VERCORS tests with MFPR computation code

Gregory Nicaise
DPAM/SEMIC 2004-37, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2005
Rapport irsn-04296368v1

Influence of degradated nuclear core reflooding on in-containment radiological activity

Gregory Nicaise
DSR/SAGR 05-90, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2005
Rapport irsn-04275565v1

Activité et puissance dans le circuit primaire et l’enceinte de confinement en situation accidentelle

Gregory Nicaise
DSR/SAGR 05-76, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2005, pp.IRSN/DSR/SAGR/05-76
Rapport irsn-04275659v1

Expression de besoins expérimentaux sur le relâchement des produits de fission et étude d'opportunité du programme VERDON

Gregory Nicaise
DPAM/SEMIC/2004-11, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2004
Rapport irsn-04294708v1

Localisation and behaviour of caesium, molybdenium and barium in UO2 and MOX fuels. Consequences for fission product release

Gregory Nicaise
DRS/SEMAR/03-26, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2003
Rapport irsn-04295674v1

Molybdenum fission porduct influence on caesium release for nuclear fuels up to melting temperature : analysis with MFPR code

Gregory Nicaise
IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire; DRS/SEMAR/03-01. 2002
Rapport irsn-04295644v1
Image document

A reverse method for the determination of the radiological inventory of irradiated graphite at reactor scale

Gregory Nicaise , Bernard Poncet
Kerntechnik, 2016, 81 (5), pp.565-570. ⟨10.3139/124.110732⟩
Article dans une revue irsn-04255866v1

The challenge of modeling fuel-coolant interaction Part i - Premixing

R. Meignen , S. Picchi , J. Lamome , B. Raverdy , S.C. Escobar
Nuclear Engineering and Design, 2014, 280, pp.511-527. ⟨10.1016/j.nucengdes.2014.08.029⟩
Article dans une revue hal-02641696v1
Image document

Vers la prévision du déchirement d'une cuve de réacteur à eau pressurisée en cas d'accident

Nicolas Tardif , Michel Coret , Grégory Nicaise , Alain Combescure
Matériaux & Techniques, 2009, 97 (4), pp.220-223
Article dans une revue hal-01007430v1

Development of the mechanistic code MFPR for modelling fission-product release from irradiated UO2 fuel

M.S. Veshchunov , V.D. Ozrin , V.E. Shestak , V.I. Tarasov , Roland Dubourg
Nuclear Engineering and Design, 2006, 236 (2), pp.179-200. ⟨10.1016/j.nucengdes.2005.08.006⟩
Article dans une revue hal-03018239v1

Fission product release in the first two PHEBUS tests FPT0 and FPT1

R. Dubourg , H. Faure-Geors , G. Nicaise , M. Barrachin
Nuclear Engineering and Design, 2005, 235 (20), pp.2183-2208. ⟨10.1016/j.nucengdes.2005.03.007⟩
Article dans une revue hal-03039362v1

The risk of liquid metal embrittlement of the Z10CDNbV 9-1 martensitic steel

J.-B. Vogt , G. Nicaise , A. Legris , F. Foct
Journal de Physique IV Proceedings, 2002, 12 (8), pp.217-225. ⟨10.1051/jp4:20020335⟩
Article dans une revue hal-02395554v1

Liquid metal embrittlement of the martensitic steel 91: influence of the chemical composition of the liquid metal.

A. Legris , G. Nicaise , J.-B Vogt , J Foct
Journal of Nuclear Materials, 2002, 301 (1), pp.70-76. ⟨10.1016/S0022-3115(01)00730-9⟩
Article dans une revue hal-02395562v1

Embrittlement of the martensitic steel 91 tested in liquid lead

G. Nicaise , A. Legris , J.B Vogt , J Foct
Journal of Nuclear Materials, 2001, 296 (1-3), pp.256-264. ⟨10.1016/S0022-3115(01)00525-6⟩
Article dans une revue hal-02395636v1

Embrittlement of a martensitic steel by liquid lead

A. Legris , G. Nicaise , J.-B Vogt , J Foct , D. Gorse
Scripta Materialia, 2000, 43 (11), pp.997-1001. ⟨10.1016/S1359-6462(00)00523-6⟩
Article dans une revue hal-02395646v1

Accident Scenario Database at IRSN’s Technical Emergency Centre

Gregory Nicaise
IAEA conference on the developement of preparedness for national and international emergency response, IAEA, May 2021, Vienna (AUSTRIA), Austria
Communication dans un congrès irsn-04296078v1

Radiological characterization of in-pile irradiated graphite - Metrological problem, mathematical method and physical modelisation

Gregory Nicaise
Technical meeting on the International Project on Irradiated Graphite Processing Approahces (GRAPA), International Atomic Energy Agency, Jun 2017, Vienna (AUSTRIA), Austria
Communication dans un congrès hal-04258507v1
Image document

A reverse method for the determination of the radiological inventory of irradiated graphite at reactor scale

Gregory Nicaise , Bernard Poncet
EUROSAFE FORUM 2015, European Technical Safety Organisations Network, Nov 2015, Brussels (Belgium), Belgium
Communication dans un congrès hal-04258535v1

Characterisation of PWR vessel steel tearing under severe accident condition temperatures

Gregory Nicaise
21st International Conférence on Structural Mechanics in Reactor Technology, SMIRT 21, Nov 2011, New Delhi, Inde, India
Communication dans un congrès irsn-04295239v1
Image document

Finite element modelling of unstable crack propagation of nuclear steel at high temperature with cohesive elements

Nicolas Tardif , Alain Combescure , Michel Coret , Philippe Matheron , Vincent Koundy
9e Colloque national en calcul des structures, CSMA, May 2009, Giens, France
Communication dans un congrès hal-01412110v1

Structure defects evolution in irradiated UO2 nuclear fuels modeled with MFPR code

Gregory Nicaise , Roland Dubourg
International Meeting on LWR Fuel Performance, Sep 2004, Orlando (Florida), United States
Communication dans un congrès irsn-04295119v1
Image document

Analysis of accidental sequence tests and interpretation of fission product release: interdependence of Cs, Mo, and Ba release

Gregory Nicaise , Roland Dubourg
11th Symposium on Thermodynamics of Nuclear Materials, Sep 2004, Karlsruhe, Germany
Communication dans un congrès irsn-04294828v1

VERCORS program: results and interpretation

Gregory Nicaise , M. Kissane
Fuel Safety Research Meeting- JAEA, JAEA, Mar 2004, Tokyo (JP), Japan
Communication dans un congrès irsn-04295137v1

Fission products interdependance on the release process from irradiated nuclear fuels up to melting temperature

Gregory Nicaise , V.D. Ozrin , Roland Dubourg
8th International Conférence on CANDU Fuel, Sep 2003, Honey Harbour, Canada
Communication dans un congrès irsn-04295081v1

Fission gas release from irradiated UO2 fuel : Development of new mechanistic code MFPR and applications

Gregory Nicaise
8th International Conférence on CANDU Fuel, Sep 2003, Honey Harbour, Canada
Communication dans un congrès irsn-04295148v1

Development of mechanistic code MFPR for modeling fission product release from irradiated UO2 fuel. Part2: Application to integral tests VERCORS 4/5 and PHEBUS FPT0/1

Gregory Nicaise , Roland Dubourg
Internat. Conference “TopFuel 2003: Nuclear Fuel for Today and Tomorrow. Experience and Outlook", Mar 2003, Wurzburg, Germany
Communication dans un congrès hal-04441096v1

Risk of liquid metal embrittlement

Gregory Nicaise , A. Legris , J.B Vogt
MEGAPIE Technical Workshop, Feb 2001, Karslruhe, Germany
Communication dans un congrès hal-04441060v1

Embrittlement of a martensitic by liquid lead

Gregory Nicaise , A. Legris , J.B Vogt
Technologies, Materials, Thermal-Hydraulics for Lead Alloys (TECLA) Meeting, Mar 2001, Cadarache, France
Communication dans un congrès hal-04441069v1

Embrittlement of a martensitic steel by liquid lead

Gregory Nicaise , A. Legris , J.B Vogt
European Conference for PhD students in Physical Sciences, European Physical Society, Jun 2000, Lausanne, Switzerland
Communication dans un congrès hal-04441012v1

Embrittlement of a martensitic steel by liquid lead

Gregory Nicaise , A. Legris , J.B Vogt
Workshop on grain boundary wetting by liquid metals, Jan 2000, Grenoble, France
Communication dans un congrès hal-04441020v1

Embrittlement of the martensitic steel 91 by liquid lead

Gregory Nicaise , A. Legris , J.B Vogt
International Workshop on Spallation Materials, Oct 2000, Vienna, Austria
Communication dans un congrès hal-04441037v1

Embrittlement of a martensitic steel by liquid lead

Gregory Nicaise , A. Legris , J.B Vogt
Euromat Junior 2000, Aug 2000, Lausane, Switzerland
Communication dans un congrès hal-04441032v1

Embrittlement of a martensitic by liquid lead

Gregory Nicaise , A. Legris , J.B Vogt
Technologies, Materials, Thermal-Hydraulics for Lead Alloys (TECLA) Meeting, Oct 2000, Karslruhe, Germany
Communication dans un congrès hal-04441056v1
Image document

Sensibilité d'un acier martensitique à la fragilisation par les métaux liquides

Gregory Nicaise
Mécanique [physics.med-ph]. Université des Sciences et Technologie de Lille - Lille I, 2001. Français. ⟨NNT : ⟩
Thèse tel-00454185v1