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Nuclear Science And Engineering
  • 中科院分区：3区
  • JCR分区：Q3
  • CiteScore ：2.1

Nuclear Science And EngineeringSCIE

国际简称：NUCL SCI ENG 中文名称：核科学与工程

Nuclear Science And Engineering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American Nuclear Society出版，该期刊创刊于1956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：0029-5639

  • 出版地区：UNITED STATES

  • 出版周期：Monthly

  • E-ISSN：1943-748X

  • 创刊时间：1956

  • 出版语言：English

  • 是否OA：未开放

  • 预计审稿时间： 较慢,6-12周

  • 影响因子：1.2

  • 是否预警：否

  • 研究方向：工程技术,核科学技术

  • 年发文量：228

  • 研究类文章占比：99.12%

  • Gold OA文章占比：21.35%

  • H-index：53

  • 开源占比：0.1922

  • 文章自引率：0.25

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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

《核科学与工程》是美国核学会的研究期刊，发表有关和平利用核能、辐射和替代能源的研究与开发的文章。

值得一提的是，Nuclear Science And Engineering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Q3评级。此外，其CiteScore指数达到2.1，该期刊2023年的影响因子达到1.2，再次验证了其优秀学术水平。

Nuclear Science And Engineering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
3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 Q3 25 / 40

38.8%
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 Q3 21 / 40

48.75%

CiteScore 分区（2024年最新版）

CiteScore SJR SNIP CiteScore 排名
2.1 0.481 1.155
学科类别 分区 排名 百分位
大类：Energy 小类：Nuclear Energy and Engineering Q2 38 / 77

51%

文章摘录

  • Comparisons of Supercritical Loop Flow and Heat Transfer Behavior Under Uniform and Nonuniform High-Flux Heat Inputs Author: Yang, Dong; Chen, Lin; Feng, Yongchang; Chen, Haisheng Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 1, pp. 74-91. DOI: 10.1080/00295639.2022.2102391
  • A Unified Framework of Stabilized Finite Element Methods for Solving the Boltzmann Transport Equation Author: He, Qingming; Fang, Chao; Cao, Liangzhi; Zhang, Haoyu Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 3, pp. 472-484. DOI: 10.1080/00295639.2022.2106733
  • A CFD Modeling Coupled with VOF Method and Solidification Model for Molten Jet Breakup at Low Velocity Author: Liu, Tao; Zhou, Yuan; Zhong, Mingjun; Gong, Houjun Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 3, pp. 398-412. DOI: 10.1080/00295639.2022.2116379
  • Flow-Induced Vibrations of Two Flexible Tubes in Cross Flow Author: Feng, Zhipeng; Zang, Fenggang; Liu, Shuai; Qi, Huanhuan; Huang, Xuan Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 3, pp. 428-442. DOI: 10.1080/00295639.2022.2118478
  • LQG/LTR Controller Design for Power Control of Small Pressurized Water Reactors Under Four Feedback-Controlled Strategies Author: Wu, Shifa; Wan, Jiashuang; Chen, Zhi; Liao, Longtao; Xiao, Kai; Wang, Pengfei Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 4, pp. 660-675. DOI: 10.1080/00295639.2022.2123204
  • Investigation of the Inhomogeneous Mechanical and Crack Driving Force of Low Alloy Steel SA508 and Its Welded 309L/308L Stainless Steel Cladding Author: Wang, Shuai; Xue, He; Wu, Guiyi; Wang, Zheng; Zhao, Kuan; Ni, Chenqiang Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 4, pp. 623-632. DOI: 10.1080/00295639.2022.2123210
  • An Improved Dual Asymmetric Penalized Least Squares Baseline Correction Method for High-Noise Spectral Data Analysis Author: Shu, Shuangbao; Yu, Ziqiao; Zhang, Jiaxin; Chen, Zhiqiang; Liang, Huajun; Chen, Jingjing Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 4, pp. 589-600. DOI: 10.1080/00295639.2022.2132101
  • High-Fidelity Neutron Transport Solution of High Temperature Gas-Cooled Reactor by Three-Dimensional Linear Source Method of Characteristics Author: Zhu, Kaijie; Kong, Boran; Zhang, Han; Guo, Jiong; Li, Fu Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 6, pp. 1174-1196. DOI: 10.1080/00295639.2022.2143706

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