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Gregory Nicaise

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  • Service des situations d'urgence et d'organisation de crise (IRSN/PSE-SANTE/SESUC)
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Présentation

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

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Publications

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 (rapport technique) irsn-04297304 v1

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 (rapport technique) irsn-04297251 v1

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-04374249 v1

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-04374273 v1

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-04374284 v1

PERSAN 4 User manual - Specific version delivered to Korean Institute of Nuclear Safety

Gregory Nicaise
2022-00754, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2022
Rapport (rapport technique) irsn-04295907 v1

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
2022-00060, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2022
Rapport hal-04374336 v1

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-04374355 v1

Calcul de décroissance et filiation radioactives - Caractéristiques, performances et exploitation du logiciel STAMP

Gregory Nicaise
2021-00323, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2021
Rapport (rapport de recherche) irsn-04310392 v1

Pronostic de perte de confinement en situation d’accident grave - Description et exploitation de l’outil PACO

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

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

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

Regularisation of Bateman's equation singularities

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Projet SESAME 4 Outil HYDROMEL - Tests de bon fonctionnement

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

Projet SESAME 4. Outil PERSAN. Dossier de conception.

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

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

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

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

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

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-04374538 v1
Image document

Mécanique fond de cuve en accident grave - Synthèse générale des travaux SAG sur la période 2010- 2013 et principaux enseignements

Gregory Nicaise
2014-00459, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire - IRSN. 2014
Rapport (rapport de recherche) hal-04270018 v2

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

C. Cardon , Gregory Nicaise
2014-00037, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2014
Rapport hal-04374553 v1

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-04374566 v1
Image document

Mécanique fond de cuve – cinétique brèche - Modélisation de l’essai « OLHF-1 »

Grégory Castano , Gregory Nicaise
2012-00026, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire - IRSN. 2012
Rapport (rapport de recherche) hal-04270049 v2

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 , Mickael Knoll
2012-00086, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2012
Rapport hal-04374607 v1

Méthode simplifiée d’évaluation des rejets en iode moléculaire lors d’une fuite liquide pour les équipes de crises REP 900 et 1300 MWe - Application à une fuite du RIS en recirculation dans le bâtiment des auxiliaires de sauvegarde et dans le bâtiment combustible - Application à une fuite dans la bâche PTR par retour d’eau des puisards

Gregory Nicaise
2012-00475, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2012
Rapport (rapport de recherche) irsn-04296311 v1
Image document

Projet termes sources de référence REP 1300 MWe - Accident de perte de réfrigérant primaire avec défaillance des systèmes de sauvegarde à la sollicitation

Gregory Nicaise , Edouard Veilly
2012-00177, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire - IRSN. 2012
Rapport (rapport de recherche) hal-04263947 v2

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

Gregory Nicaise , Patrick Chevrier
2011-00239, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2011
Rapport (rapport technique) hal-04275825 v1

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

Gregory Nicaise , Elyes Ben Messaouda
2011-00237, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2011
Rapport (rapport de recherche) irsn-04275712 v1

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

Gregory Nicaise , Grégory Castano
2011-00250, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2011
Rapport (rapport de recherche) irsn-04296123 v1

Mécanique fond de cuve – Cinétique brèche Développement numérique et validation d’une loi matériau utilisateur élastoviscoplastique endommageable (EVPE) - Calculs thermomécaniques sur une cuve en situation d’accident grave

Grégory Castano , Gregory Nicaise
2011-00225, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2011
Rapport hal-04374079 v1

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-04374103 v1

Mécanique fond de cuve – Cinétique brèche - Analyse et reproduction d’un calcul de propagation de fissure sur une éprouvette CT utilisant le paramètre « Gfr »

Grégory Castano , Gregory Nicaise
2010-00172, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport hal-04374088 v1

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 (rapport de recherche) hal-04275885 v1

Mécanique fond de cuve - Cinétique brèche -Méthodologie pour le développement d’une loi matériau utilisateur sous ABAQUS (UMAT/VUMAT)

Grégory Castano , Gregory Nicaise
2010-00187, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport hal-04374095 v1

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-04374670 v1

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

Elyes Ben Messaouda , Gregory Nicaise
2010-00149, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport hal-04374107 v1

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

Elyes Ben Messaouda , Gregory Nicaise
2010-00079, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport hal-04374114 v1

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

Meignen R. , Gregory Nicaise , Raverdy B. , Lamome J.
2010-00171, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2010
Rapport (rapport de recherche) irsn-04296159 v1

Calcul des rejets lors d’une fuite liquide dans le bâtiment des auxiliaires nucléaires

Elyes Ben Messaouda , Gregory Nicaise
2009-00103, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2009
Rapport hal-04374121 v1

Radiological consequences of accidents on French nuclear power reactors

Gregory Nicaise
IRSN DSR 286, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2009
Rapport (rapport d’expertise collective) hal-04374135 v1
Image document

Problématique de la fragilisation par les métaux liquides

Gregory Nicaise
2009-00084, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2009
Rapport (rapport de recherche) irsn-04275492 v2

Hypothèses à considérer pour le calcul du terme source suite à la rupture du ballon RCV ou d'une bâche TEP

Elyes Ben Messaouda , Gregory Nicaise
2009-00098, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2009
Rapport hal-04374126 v1

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-04374650 v1
Image document

Relâchement des produits de fission depuis le corium en accident grave. Phénoménologie et évaluation à l’aide du code MFPR.

Gregory Nicaise
2009-00026, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire - IRSN. 2009
Rapport (rapport de recherche) hal-04258575 v2

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-04374979 v1
Image document

Oxydation du combustible nucléaire fondu par la vapeur d’eau - Théorie, mécanismes et modélisation.

Gregory Nicaise
2007-00142, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire - IRSN. 2008
Rapport (rapport de recherche) hal-04263950 v2

Etude du comportement à haute température d'une fissuration instable dans l'acier 16MND5 - Application au calcul de la rupture d'un fond de cuve en cas d'accident grave

Nicolas Tardif , Gregory Nicaise
2009-00018, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2008
Rapport hal-04374143 v1

Proposition d'évolution du modèle d'émission des produits de fission dans l'enceinte de confinement pour l'EPS2 1300

Gregory Nicaise
2006-00131, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2007
Rapport (rapport de recherche) hal-04258669 v1

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 (rapport de recherche) irsn-04296242 v1

Analysis of LB-LOCA sequence with ASTEC code

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

Influence d'un renoyage par injection de sécurité sur l'activité de l'enceinte de confinement en situation accidentelle

Gregory Nicaise
2005-00090, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2005
Rapport (rapport de recherche) irsn-04275565 v1

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
Rapport (rapport de recherche) irsn-04275659 v1

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

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

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 (rapport de recherche) irsn-04296368 v1

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 (rapport de recherche) irsn-04294708 v1

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 (rapport de recherche) irsn-04295674 v1

Molybdenum fission product 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 (rapport de recherche) irsn-04295644 v1
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-04255866 v1

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

R. Meignen , S. Picchi , J. Lamome , B. Raverdy , S.C. Escobar et al.
Nuclear Engineering and Design, 2014, 280, pp.511-527. ⟨10.1016/j.nucengdes.2014.08.029⟩
Article dans une revue hal-02641696 v1
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 et Techniques, 2009, 97 (4), pp.220-223
Article dans une revue hal-01007430 v1

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 et al.
Nuclear Engineering and Design, 2006, 236 (2), pp.179-200. ⟨10.1016/j.nucengdes.2005.08.006⟩
Article dans une revue istex hal-03018239 v1

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 istex hal-03039362 v1

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 istex hal-02395554 v1

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 istex hal-02395562 v1

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 istex hal-02395636 v1

Embrittlement of a martensitic steel by liquid lead

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

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-04296078 v1

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-04258507 v1
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-04258535 v1

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-04295239 v1
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 et al.
9e Colloque national en calcul des structures, CSMA, May 2009, Giens, France
Communication dans un congrès hal-01412110 v1
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-04294828 v1

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-04295137 v1

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-04295119 v1

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-04295081 v1

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-04295148 v1

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-04441096 v1

Risk of liquid metal embrittlement

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

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-04441069 v1

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-04441020 v1

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-04441032 v1

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-04441056 v1

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-04441037 v1

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-04441012 v1
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-00454185 v1