核科学与工程学院 教授；博士；中国核学会风险管理工作组成员、注册核安全工程师

研究方向：

①概率安全分析(PSA)：IDPSA，多堆厂址风险评价，外部灾害PSA等

②事故分析：热工模型建立，事故情景分析

代表性科研项目：

①作为项目负责人，主持自然科学基金项目“基于概率论的核电站自然循环系统可靠性研究”；

②作为项目负责人，主持“CAP1400非能动安全壳冷却系统水膜覆盖率影响分析”

③作为项目负责人，主持“地震PSA关键问题研究”

④作为项目负责人，主持“山东海阳核电站PSA技术支持”

⑤作为项目负责人，主持“多堆厂址安全评价(PSA)

科研奖励及荣誉：    基于系统行为特性，建立热工模型，模拟事故情景；采用蒙特卡罗模拟、马尔可夫过程等方法，建立概率模型，与热工模型相结合，探索确定论与概率论相结合的核电厂安全评价方法（IDPSA)。基于核电厂内部PSA模型，建立地震PSA模型；建立核电站火灾事故情景分析模型，对比不同计算模型的计算精度及效率，分析其对火灾PSA分析结果的影响。研究多堆厂址风险评价方法。

代表性学术论文：

[1] Yu, Yu、Niu, Fenglei、Wang, Shengfei、Hu, Yingqiu ，One-dimensional model for containment in AP1000 nuclear power plant based on thermal stratification，Applied Thermal Engineering, 70(1), pp 25-32, 2014

[2] Yu, Yu、Wang, Shengfei、Niu, Fenglei、Lai, Yinshan、Kuang, Zhijin ，Effect of Nu correlation uncertainty on safety margin for passive containment cooling system in AP1000，Progress in Nuclear Energy, 79, pp1-7, 2015

[3] Yu Yu、Guohang Ma、Zulong Hao、Shengfei Wang、Fenglei Niu、Enrico Zio ，Correlation analysis for screening key parameters for passive system reliability analysis，Annals of Nuclear Energy, 77, pp 23-29, 2015

[4] Yu Yu、Nan Ma、Shengfei Wang、Fenglei Niu ，Effect of air temperature on passive containment cooIing system reliability in AP1000，Proceedings of the Institution of Mechanical Engineers - Part O: Journal of Risk and Reliability, 229(4), pp 310-318, 2015

[5] Yu, Yu、Wang, Shengfei、Niu, Fenglei ，Analysis of common cause failure effect on system reliability in seismic PSA，Progress in Nuclear Energy, 75, pp 158-167, 2014

[6] Yu Yu、Xuefeng Lv、Fenglei Niu ，Large LOCA accident analysis for AP1000 under earthquake ，ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 77, pp 142-147, 2015

[7] Guohang Ma、Yu Yu、Xiong Huang、Yuan Peng、Nan Ma、Zuhua Shan、Fenglei Niu、Shengfei Wang ，Screening key parameters related to passive system performance based on Analytic Hierarchy Process，Annals of Nuclear Energy, 85, pp 1141-1151, 2015

[8] Ali Hassnain,玉宇,Muhammad Ali Shahzad,Muhammad Ahmed Ammar,Talha Q. Ansari.Available recovery time prediction in case of an accident scenario for NPP component . PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY,97,pp115-122,2017.

[9] 庞博、玉宇、汪彬，地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析，原子能科学技术, 52（5），pp896-903,2018

[10]玉宇、张鹤、单祖华、胡迎秋、王升飞、牛风雷、刘鑫、刚直 ，AP1000安全壳流动循环与热分层一维模型分析，原子能科学技术, 10, pp 1803-1806, 2014