姓名：于新国
职称：讲师
所在院系：核科学与工程学院
研究方向：
[1]反应堆热工水力和安全（Nuclear Reactor Thermal-hydraulics and Safety）
[2]热工水力相似模化分析（Scaling Analysis of Thermal-hydraulics）
联系方式:
办公地址：主楼G215
电子邮箱：yxg@ncepu.edu.cn
办公电话：010-6177-1673
个人简介及主要荣誉称号：
于新国，男，1986年6月生。2008年在哈尔滨工程大学获得核科学与技术专业学士学位、2010年在首尔大学（Seoul National Univ.）获得核工程专业硕士学位、2016年2月在韩国科学技术联合大学院大学（Univ. of Science and Technology）获得先进核能系统工程专业博士学位。2010年~2012年期间在韩国原子能研究设计院（KAERI）从事科学研究。2012年9月~2012年11月在匈牙利科学院-能源研究中心（MTA-EK）从事合作研究。
主要从事反应堆热工水力和反应堆安全研究，主要开展压水堆核电站设计基准事故的建模仿真和系统实验研究，对系统实验台架和自然循环系统的热工水力相似性分析和模化方法有比较深入的研究。在首尔大学SNUF综合实验装置和韩国ATLAS综合实验装置上分别开展过安注管破口失水事故实验和全厂停电事故实验研究。
教学与人才培养情况:
1.教学课程：
核反应堆安全分析，2016年起，48学时，24~51人
Advanced Nuclear Reactor Safety Analysis，2016年起，48学时，12~22人（英文授课）
2.学生培养
毕业硕士： Imbrahim Wafa（苏丹）
主要科研项目情况:
[1]国家自然科学基金青年基金，基于两流体模型的两相流自然循环水力学相似特性研究，2019年~，27万元
代表性论著:
[1] Xin-Guo Yu, et al.,“Systematic Analysis of a Station Blackout Scenario for APR1400 with Test Facility ATLAS and MARS Code from Scaling Viewpoint,”Nuclear Engineering and Design, 259(2013): 205-220.
[2] Xin-Guo, Yu, Ki-Yong Choi, et al.,“MARS-KS Code and Sensitivity Analysis of a Pressure Wave Propagation Test Performed in the PMK-2 Test Facility,” Nuclear Technology. 19(2015): 136-150.
[3] Xin-Guo Yu and Ki-Yong Choi,“Systematic and Exact Scaling Analysis of the Single-Phase Natural Circulation Flow: The hydraulic Similarity,”Progress in Nuclear Energy, 89(2016):78-87.
[4] X. G. Yu, and K. Y. Choi,“A theoretical model for the single-phase natural circulation flow rate and its assessment against the ATLAS test data.”Progress in Nuclear Energy，97(2017):133-138.
[5] X. G. Yu and K. Y. Choi, “Heat Transfer Scaling Analysis of the Single-Phase Natural Circulation Flow,”Applied Thermal Engineering, 126 (2017): 237-244.
[6] 蓝文鸿, 于新国*. 水和水蒸气物性参数计算程序开发[J]. 动力工程学报, 2018, 38(12):977-982.
博士论文：
[1] X. G. Yu, “Theoretical Scaling Analysis of the Single-Phase and Two-Phase Natural Circulation Flow for Reactor Safety Analysis,” Ph.D. Thesis, University of Science and Technology, Korea (2016).-- 导师：Ki-Yong Choi