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Annals Of Nuclear Energy是工程技術領域的一本優秀期刊。由Elsevier Ltd出版社出版。該期刊主要發表工程技術領域的原創性研究成果。創刊于1954年,該期刊主要刊載工程技術-核科學技術及其基礎研究的前瞻性、原始性、首創性研究成果、科技成就和進展。該期刊不僅收錄了該領域的科技成就和進展,更以其深厚的學術積淀和卓越的審稿標準,確保每篇文章都具備高度的學術價值。此外,該刊同時被SCIE數據庫收錄,并被劃分為中科院SCI3區期刊,它始終堅持創新,不斷專注于發布高度有價值的研究成果,不斷推動工程技術領域的進步。
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大類學科 | 分區 | 小類學科 | 分區 | Top期刊 | 綜述期刊 |
工程技術 | 3區 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 | 2區 | 否 | 否 |
大類學科 | 分區 | 小類學科 | 分區 | Top期刊 | 綜述期刊 |
工程技術 | 3區 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 | 1區 | 否 | 否 |
大類學科 | 分區 | 小類學科 | 分區 | Top期刊 | 綜述期刊 |
工程技術 | 3區 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 | 1區 | 是 | 否 |
大類學科 | 分區 | 小類學科 | 分區 | Top期刊 | 綜述期刊 |
工程技術 | 4區 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 | 3區 | 否 | 否 |
大類學科 | 分區 | 小類學科 | 分區 | Top期刊 | 綜述期刊 |
工程技術 | 3區 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 | 1區 | 是 | 否 |
大類學科 | 分區 | 小類學科 | 分區 | Top期刊 | 綜述期刊 |
工程技術 | 3區 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 | 2區 | 否 | 否 |
按JIF指標學科分區 | 收錄子集 | 分區 | 排名 | 百分位 |
學科:NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY | SCIE | Q1 | 10 / 40 |
76.3% |
按JCI指標學科分區 | 收錄子集 | 分區 | 排名 | 百分位 |
學科:NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY | SCIE | Q1 | 7 / 40 |
83.75% |
學科類別 | 分區 | 排名 | 百分位 |
大類:Energy 小類:Nuclear Energy and Engineering | Q1 | 18 / 77 |
77% |
年份 | 2014 | 2015 | 2016 | 2017 | 2018 | 2019 | 2020 | 2021 | 2022 | 2023 |
年發文量 | 516 | 572 | 470 | 555 | 636 | 581 | 753 | 839 | 625 | 526 |
國家/地區 | 數量 |
CHINA MAINLAND | 750 |
USA | 378 |
South Korea | 247 |
France | 106 |
Japan | 88 |
GERMANY (FED REP GER) | 81 |
Iran | 80 |
India | 62 |
Canada | 47 |
Brazil | 46 |
機構 | 數量 |
XI'AN JIAOTONG UNIVERSITY | 169 |
UNITED STATES DEPARTMENT OF ENERGY (DOE) | 138 |
TSINGHUA UNIVERSITY | 117 |
HARBIN ENGINEERING UNIVERSITY | 115 |
KOREA ATOMIC ENERGY RESEARCH INSTITUTE (KAERI) | 101 |
NUCL POWER INST CHINA | 90 |
CHINESE ACADEMY OF SCIENCES | 75 |
SHANGHAI JIAO TONG UNIVERSITY | 67 |
CEA | 66 |
HELMHOLTZ ASSOCIATION | 64 |
文章名稱 | 引用次數 |
A new high-fidelity neutronics code NECP-X | 27 |
Investigation on flow and breakdown characteristics of water film on vertical corrugated plate wall | 19 |
Dependence assessment in human reliability analysis using an evidential network approach extended by belief rules and uncertainty measures | 19 |
Research on fault diagnosis methods for the reactor coolant system of nuclear power plant based on D-S evidence theory | 19 |
Review of research progress on flow and rupture characteristics of liquid film on corrugated plate wall | 15 |
Validation of UNIST Monte Carlo code MCS for criticality safety analysis of PWR spent fuel pool and storage cask | 14 |
Enhanced thermal conductivity accident tolerant fuels for improved reactor safety - A comprehensive review | 13 |
Autonomous operation algorithm for safety systems of nuclear power plants by using long-short term memory and function-based hierarchical framework | 11 |
Framework for fault diagnosis with multi-source sensor nodes in nuclear power plants based on a Bayesian network | 11 |
Fully ceramic microencapsulated fuel in prismatic high temperature gas-cooled reactors: Analysis of reactor performance and safety characteristics | 11 |
SCIE
影響因子 1.5
CiteScore 2.8
SCIE
影響因子 1.5
CiteScore 3.6
SCIE
CiteScore 8.9
SCIE
影響因子 0.5
CiteScore 1.8
SCIE
影響因子 2.2
CiteScore 6.5
SCIE
影響因子 0.4
CiteScore 2.2
SCIE SSCI
影響因子 4.1
CiteScore 7.1
SCIE SSCI
影響因子 0.9
CiteScore 1.5
SCIE SSCI
影響因子 12.5
CiteScore 22.1
SCIE
影響因子 4.5
CiteScore 8.1
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