俞冀阳，男，1972年01月出生于浙江。1994年本科毕业于清华大学工程物理系核能与热能利用专业。1999年获清华大学核能科学与工程博士学位。1999年起在清华大学任教。长期以来从事反应堆热工水力与安全方面的研究。目前在清华大学承担6门课程的教学，分别是本科生的《反应堆热工水力学》、《CANDU反应堆系统与运行》、《工具软件应用实验》、《软件设计》、《UF6化学与工艺》和研究生的《反应堆热工流体数值模拟》。在教学经验积累的基础上，已完成《反应堆热工水力学多媒体课件》和《反应堆热工水力学》教材编写，《反应堆热工水力学》已由清华大学出版社正式出版。科研方面，自九五以来，一直致力于先进反应堆非能动安全壳冷却系统的分析，船用核动力装置的总体优化设计，以及与加拿大原子能公司联合开发的钍基先进核能系统的研究工作。，期间在国内外发表论文25篇，其中SCI收录2篇，EI收录5篇。2001年获得清华之友优秀教师奖，2002年获得清华大学教学工作优秀成果奖二等奖，2002年船用核动力装置优化设计课题获得中船总科技进步三等奖。现任全国反应堆热工流体专业委员会委员。 长期致力于反应堆热工水力与安全、计算流体力学、传热与传质等领域的教学科研工作。自2001年开始就和加拿大原子能公司合作致力于钍基燃料核能系统的研究，对一次通过方案有深入的研究。对于以质量和体积为综合目标的船用核动力装置的总体优化，与中船总有关单位联合开发了基于遗传算法的优化设计程序，获得了中船总科技进步三等奖。在反应堆堆芯三位两相流计算模拟领域有较深造诣，对于SIMPLE算法在高空泡两相流区的改进有独到的思路，同时在开发堆芯三维热工水力和中子物理学耦合程序反面有丰富的经验。对各种球形、圆柱形燃料元件的精细三维传热性能分析方面具有丰富的经验，曾经用传热的方法对燃料棒氦气压力无损检测方法进行数值模拟和实验研究，发展了程序RODTRAN。在压水堆、重水堆子通道分析方法和程序开发方面有丰富的经验。曾主持开发用于先进压水堆的安全壳三维分析的程序PCCSAC。对反应堆的事故分析，特别是大破口失水事故、主蒸汽管道断裂事故、小破口事故、蒸发器传热管破裂等事故有较深入的研究。对于重水堆核电厂的系统、控制与运行具有较深的了解和工程经验。