Gregory Nicaise

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IdHAL :

gregory-nicaise

ORCID :

0000-0001-8822-6765

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…).

Publications

Rapport (61)

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-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 (rapport technique) irsn-04297251v1
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
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
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-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 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-04374336v1
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
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-04310392v1
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-04374326v1
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-04374389v1
Regularisation of Bateman's equation singularities Gregory Nicaise 2020-00046, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2020 Rapport hal-04374371v1
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-04373843v1
FAST Nuclear Emergency Tools (FASTNET project) – PERSAN user manual Gregory Nicaise 2018-00276, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2019 Rapport hal-04374463v1
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-04374440v1
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-04373871v1
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-04374030v1
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-04374020v1
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-04373798v1
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-04373857v1
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-04373869v1
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-04373867v1
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
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-04270018v2
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-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
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-04270049v2
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-04374607v1
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-04296311v1
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-04263947v2
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-04275825v1
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-04275712v1
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-04296123v1
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-04374079v1
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
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-04374088v1
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-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 (rapport de recherche) hal-04275885v1
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
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-04296159v1
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-04374107v1
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-04374114v1
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-04374121v1
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-04275492v2
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-04374135v1
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-04374126v1
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
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-04258575v2
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
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-04263950v2
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-04374143v1
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-04258669v1
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-04296242v1
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-04296256v1
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-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 Rapport (rapport de recherche) irsn-04275659v1
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-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 (rapport de recherche) irsn-04296368v1
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-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 (rapport de recherche) irsn-04295674v1
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-04295644v1

Article dans une revue (10)

Benchmarking exercise on the radiological consequence calculation due to a potential severe accident in Zaporizhzhia Nuclear Power Plant J C de la Rosa Blul,A Guglielmelli,O Parera Villacampa,S Arndt,S Bandet al. Nuclear Engineering and Design, 2025, 442, pp.114268. ⟨10.1016/j.nucengdes.2025.114268⟩ Article dans une revue hal-05162066v1
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. Escobaret al. Nuclear Engineering and Design, 2014, 280, pp.511-527. ⟨10.1016/j.nucengdes.2014.08.029⟩ Article dans une revue istex hal-02641696v1
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-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 Dubourget al. Nuclear Engineering and Design, 2006, 236 (2), pp.179-200. ⟨10.1016/j.nucengdes.2005.08.006⟩ Article dans une revue istex 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 istex 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 istex 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 istex 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 istex hal-02395636v1
Embrittlement of a martensitic steel by liquid lead A. Legris,G. Nicaise,J.-B Vogt,J Foct,D. Gorseet al. Scripta Materialia, 2000, 43 (11), pp.997-1001. ⟨10.1016/S1359-6462(00)00523-6⟩ Article dans une revue istex hal-02395646v1

Communication dans un congrès (18)

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
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
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 Koundyet al. 9e Colloque national en calcul des structures, CSMA, May 2009, Giens, France Communication dans un congrès hal-01412110v1
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
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
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
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
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
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 Workshop on grain boundary wetting by liquid metals, Jan 2000, Grenoble, France Communication dans un congrès hal-04441020v1
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
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 European Conference for PhD students in Physical Sciences, European Physical Society, Jun 2000, Lausanne, Switzerland Communication dans un congrès hal-04441012v1

Thèse (1)

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

Image (1)

STAMP radioactive decay and filiation computation code (IRSN France) logo Gregory Nicaise France. 2020 Image hal-04375329v1