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Journal Of Nuclear Materials
人气:27

Journal Of Nuclear Materials SCIE

  • ISSN:0022-3115
  • 出版商:Elsevier
  • 出版语言:Multi-Language
  • E-ISSN:1873-4820
  • 出版地区:NETHERLANDS
  • 是否预警:
  • 创刊时间:1959
  • 出版周期:Semimonthly
  • TOP期刊:
  • 影响因子:2.8
  • 是否OA:未开放
  • CiteScore:5.7
  • H-index:123
  • 研究类文章占比:98.63%
  • Gold OA文章占比:35.83%
  • 文章自引率:0.2580...
  • 开源占比:0.0621
  • OA被引用占比:0.0525...
  • 出版国人文章占比:0.19
  • 出版修正文章占比:0.0125...
  • 国际标准简称:J NUCL MATER
  • 涉及的研究方向:工程技术-材料科学:综合
  • 中文名称:核材料杂志
  • 预计审稿周期: 约2.0个月
国内分区信息:

大类学科:工程技术  中科院分区  2区

国际分区信息:

JCR学科:MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY、NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY  JCR分区  Q1

  • 影响因子:2.8
  • Gold OA文章占比:35.83%
  • OA被引用占比:0.0525...
  • CiteScore:5.7
  • 研究类文章占比:98.63%
  • 开源占比:0.0621
  • 文章自引率:0.2580...
  • 出版国人文章占比:0.19

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Journal Of Nuclear Materials 期刊简介

Journal Of Nuclear Materials是工程技术领域的一本权威期刊。由Elsevier出版社出版。该期刊主要发表工程技术领域的原创性研究成果。创刊于1959年,是工程技术领域中具有代表性的学术刊物。该期刊主要刊载工程技术-材料科学:综合及其基础研究的前瞻性、原始性、首创性研究成果、科技成就和进展。该期刊不仅收录了该领域的科技成就和进展,更以其深厚的学术积淀和卓越的审稿标准,确保每篇文章都具备高度的学术价值。此外,该刊同时被SCIE数据库收录,并被划分为中科院SCI2区期刊,它始终坚持创新,不断专注于发布高度有价值的研究成果,不断推动工程技术领域的进步。

同时,我们注重来稿文章表述的清晰度,以及其与我们的读者群体和研究领域的相关性。为此,我们期待所有投稿的文章能够保持简洁明了、组织有序、表述清晰。该期刊平均审稿速度为平均 约2.0个月 。若您对于稿件是否适合该期刊存在疑虑,建议您在提交前主动与期刊主编取得联系,或咨询本站的客服老师。我们的客服老师将根据您的研究内容和方向,为您推荐最为合适的期刊,助力您顺利投稿,实现学术成果的顺利发表。

Journal Of Nuclear Materials 期刊国内分区信息

中科院分区 2023年12月升级版
大类学科 分区 小类学科 分区 Top期刊 综述期刊
工程技术 2区 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科学:综合 1区 2区
中科院分区 2022年12月升级版
大类学科 分区 小类学科 分区 Top期刊 综述期刊
工程技术 2区 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科学:综合 1区 2区
中科院分区 2021年12月旧的升级版
大类学科 分区 小类学科 分区 Top期刊 综述期刊
工程技术 2区 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科学:综合 1区 2区
中科院分区 2021年12月基础版
大类学科 分区 小类学科 分区 Top期刊 综述期刊
工程技术 3区 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科学:综合 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 4区 1区
中科院分区 2021年12月升级版
大类学科 分区 小类学科 分区 Top期刊 综述期刊
工程技术 2区 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科学:综合 1区 2区
中科院分区 2020年12月旧的升级版
大类学科 分区 小类学科 分区 Top期刊 综述期刊
工程技术 2区 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科学:综合 1区 2区

Journal Of Nuclear Materials 期刊国际分区信息(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:MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY SCIE Q3 229 / 438

47.8%

学科:NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY SCIE Q1 5 / 40

88.8%

按JCI指标学科分区 收录子集 分区 排名 百分位
学科:MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY SCIE Q2 114 / 438

74.09%

学科:NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY SCIE Q1 6 / 40

86.25%

CiteScore指数(2024年最新版)

  • CiteScore:5.7
  • SJR:0.923
  • SNIP:1.353
学科类别 分区 排名 百分位
大类:Energy 小类:Nuclear Energy and Engineering Q1 11 / 77

86%

大类:Energy 小类:Nuclear and High Energy Physics Q1 19 / 87

78%

大类:Energy 小类:General Materials Science Q2 154 / 463

66%

期刊评价数据趋势图

中科院分区趋势图
期刊影响因子和自引率趋势图

发文统计

年发文量统计
年份 2014 2015 2016 2017 2018 2019 2020 2021 2022 2023
年发文量 694 960 567 559 721 553 559 709 648 511
国家/地区发文量统计
国家/地区 数量
USA 671
CHINA MAINLAND 481
France 183
Japan 166
GERMANY (FED REP GER) 147
England 146
South Korea 88
India 86
Russia 69
Belgium 63
机构发文量统计
机构 数量
UNITED STATES DEPARTMENT OF ENERGY (DOE) 451
CHINESE ACADEMY OF SCIENCES 160
CEA 121
CENTRE NATIONAL DE LA RECHERCHE SCIENTIFIQUE (CNRS) 109
HELMHOLTZ ASSOCIATION 74
UNIVERSITY OF TENNESSEE SYSTEM 73
UNIVERSITE PARIS SACLAY 68
CHINESE ACADEMY OF ENGINEERING PHYSICS 60
BHABHA ATOMIC RESEARCH CENTER (BARC) 55
UNIVERSITY OF CALIFORNIA SYSTEM 55

高引用文章

文章名称 引用次数
Accident tolerant fuel cladding development: Promise, status, and challenges 74
Primary radiation damage: A review of current understanding and models 51
Oxide inclusions in laser additive manufactured stainless steel and their effects on impact toughness and stress corrosion cracking behavior 32
Early studies on Cr-Coated Zircaloy-4 as enhanced accident tolerant nuclear fuel claddings for light water reactors 28
Recent progress in the development of SiC composites for nuclear fusion applications 21
Behavior of tungsten under irradiation and plasma interaction 19
Response of Cr and Cr-Al coatings on Zircaloy-2 to high temperature steam 16
Fission gas release from UO2 nuclear fuel: A review 16
The thermo-mechanical behaviour of W-Cu metal matrix composites for fusion heat sink applications: The influence of the Cu content 15
Development of low-Cr ODS FeCrAl alloys for accident-tolerant fuel cladding 14

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