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Nuclear Engineering And Design
  • 中科院分区：3区
  • JCR分区：Q1
  • CiteScore ：3.4

Nuclear Engineering And DesignSCIE

国际简称：NUCL ENG DES 中文名称：核工程与设计

Nuclear Engineering And Design杂志是一本工程技术-核科学技术应用杂志。是一本国际优秀学术杂志，由Elsevier BV出版，该期刊创刊于1964年，出版周期为Monthly，始终保持着高质量和高水平的学术内容。在中科院分区表2023年12月升级版中，被归类为大类学科分区3区，显示出其优秀的学术水平和影响力。

  • ISSN：0029-5493

  • 出版地区：SWITZERLAND

  • 出版周期：Monthly

  • E-ISSN：1872-759X

  • 创刊时间：1964

  • 出版语言：English

  • 是否OA：未开放

  • 预计审稿时间： 约5.4个月

  • 影响因子：1.9

  • 是否预警：否

  • 研究方向：工程技术,核科学技术

  • 年发文量：598

  • 研究类文章占比：98.66%

  • Gold OA文章占比：22.13%

  • H-index：87

  • 出版国人文章占比：0.18

  • 出版撤稿文章占比：0.0022...

  • 开源占比：0.0808

  • 文章自引率：0.1176...

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杂志简介 期刊指数 中科院分区表 JCR 分区 CiteScore 分区 文章摘录 相关杂志

杂志简介

核工程与设计涵盖了核裂变反应堆的工程、设计、安全和建造所涉及的广泛学科。编辑欢迎有关核科学和技术的应用和创新方面及发展的论文。

反应堆设计基础包括：

• 热工水力学和堆芯物理学

• 安全分析、风险评估 (PSA)

• 结构和机械工程

• 材料科学

• 燃料行为和设计

• 结构工厂设计

• 反应堆组件工程

• 实验

反应堆设计基础以外的方面包括：

• 事故缓解措施

• 反应堆控制系统

• 许可问题

• 保障工程

• 工厂经济

• 后处理/废物处置

• 核能应用

• 维护

• 退役

将考虑有关新反应堆理念和发展（第四代反应堆）的论文，例如固有安全模块化 HTR、高性能 LWR/HWR 和 LMFB/GFR；还鼓励提交有关锕系燃烧器、加速器驱动系统、能量放大器和其他特殊设计的动力和研究反应堆及其应用的论文。

值得一提的是，Nuclear Engineering And Design已成功入选 SCIE（科学引文索引扩展板） 等国际知名数据库，这进一步彰显了其作为国际优秀期刊的卓越地位和广泛影响力。自创刊以来，该杂志一直保持着Monthly的出版周期，以高质量、高水平的学术内容著称。在JCR（Journal Citation Reports）分区等级中，该期刊荣获Q1评级。此外，其CiteScore指数达到3.4，该期刊2023年的影响因子达到1.9，再次验证了其优秀学术水平。

Nuclear Engineering And Design是一本未开放获取期刊，但其高质量的学术内容和广泛的影响力使其成为了工程技术-NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY研究领域不可或缺的重要刊物。无论是对于学者、研究人员还是学术界来说，该期刊都是一份不可或缺的重要资源。

期刊指数

中科院SCI分区
CiteScore指数
自引率
发文量
影响因子

中科院SCI分区是中国科学院对SCI期刊进行的一种分类和评级。在学术界，中科院SCI分区被广泛应用于科研业绩奖励、职称评审等方面。许多高校和科研单位会按照中科院SCI分区的标准来加权计算科研成果的影响力。因此，对于科研工作者来说，了解中科院SCI分区的标准和方法，以及具体的分区结果，对于评估自己的科研成果和选择合适的期刊发表论文都非常重要。

CiteScore（或称为引用指数）是由全球著名学术出版商Elsevier于2016年12月基于Scopus数据源推出的期刊评价指标。CiteScore指数能够反映期刊在较长时间内的平均影响力。通过计算期刊过去四年内发表的文章被引用的次数，这使得该指标能够更准确地评估期刊的影响力和学术价值。

自引率的计算公式为：自引率 = （期刊自己发表的文章被自己引用的次数） / （期刊自己发表的文章总数）。其中，期刊自己发表的文章指的是该期刊所发表的所有论文，包括文章、综述、简报、通讯等各类论文。如果自引率过高，可能会影响到该期刊的学术声誉和权威性。

中科院分区表

中科院 SCI 期刊分区 2023年12月升级版

Top期刊 综述期刊 大类学科 小类学科
否 否 工程技术 3区
NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术
2区

JCR 分区（2023-2024年最新版）

按JIF指标学科分区 收录子集 分区 排名 百分位
学科：NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY SCIE Q1 10 / 40

76.3%
按JCI指标学科分区 收录子集 分区 排名 百分位
学科：NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY SCIE Q1 9 / 40

78.75%

CiteScore 分区（2024年最新版）

CiteScore SJR SNIP CiteScore 排名
3.4 0.83 1.406
学科类别 分区 排名 百分位
大类：Energy 小类：Nuclear Energy and Engineering Q2 26 / 77

66%
大类：Energy 小类：Safety, Risk, Reliability and Quality Q2 81 / 207

61%
大类：Energy 小类：Nuclear and High Energy Physics Q2 34 / 87

60%
大类：Energy 小类：Mechanical Engineering Q2 295 / 672

56%
大类：Energy 小类：Waste Management and Disposal Q3 73 / 134

45%
大类：Energy 小类：General Materials Science Q3 257 / 463

44%

文章摘录

  • Local modified mesh deformation based on radial basis functions for fluid solid interaction in reactor core Author: Miao, Xue; Wang, Zhaoshun; Zhu, Ying; Jiang, Zhangcheng; Dong, Lingyu; Wu, Mingyu; Hu, Changjun Journal: NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN. 2023; Vol. 401, Issue , pp. -. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2022.112076
  • Experimental investigation on critical heat flux enhancement by mixing-vanes spacer grid in a vertical annular geometry Author: Gui, Miao; Liu, Wei; Guo, Junliang; Liu, Yang; Shan, Jianqiang; Kong, Huanjun Journal: NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN. 2023; Vol. 401, Issue , pp. -. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2022.112087
  • The direct measurement of HTR-10 in-core neutron flux Author: Zhang, Youjie; Fang, Xiang; Jiang, Shengyao; Ma, Tao; Xia, Bing; Guo, Jiong; Liu, Zhiyong Journal: NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN. 2023; Vol. 401, Issue , pp. -. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2022.112085
  • Experimental and numerical study on the length of LZVV in the bubble separator for molten salt reactor Author: Zeng, Xiaobo; Fan, Guangming; Wang, Meng; Zhao, Le; Yan, Changqi Journal: NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN. 2023; Vol. 401, Issue , pp. -. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2022.112100
  • Engineering uncertainty analysis of the heat transfer of fuel plates Author: Xu, Wei; Xie, Heng; Li, Jian; Xie, Fei; Shi, Lei Journal: NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN. 2023; Vol. 402, Issue , pp. -. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2022.112117
  • Sensitivity study of thermal hydraulics to corrosion of heat exchange tubes in steam generator Author: Wang, Weibing; Cheng, Kun; Wang, Bo; Zhang, Meng; Tian, Ruifeng Journal: NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN. 2023; Vol. 402, Issue , pp. -. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2022.112081
  • An energy-group structure optimization from seven to four for PWR-core pin-by-pin calculation Author: Wang, Sicheng; Cao, Liangzhi; Li, Yunzhao; Wu, Hongchun Journal: NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN. 2023; Vol. 402, Issue , pp. -. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2022.112115
  • Experimental study on flow rate distortion of natural circulation reduced-height scaling Author: Cheng, Cheng; Lu, Donghua; Su, Qianhua; Huang, Yaji; Zhang, Ge Journal: NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN. 2023; Vol. 402, Issue , pp. -. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2022.112122

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