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Annals Of Nuclear Energy是工程技术领域的一本优秀期刊。由Elsevier Ltd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1954年,该期刊主要刊载工程技术-核科学技术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SCI3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。
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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 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 2区 | 否 | 否 |
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 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 1区 | 否 | 否 |
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 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 1区 | 是 | 否 |
大类学科 | 分区 | 小类学科 | 分区 | Top期刊 | 综述期刊 |
工程技术 | 4区 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 3区 | 否 | 否 |
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 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 1区 | 是 | 否 |
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 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 2区 | 否 | 否 |
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 | 7 / 40 |
83.75% |
学科类别 | 分区 | 排名 | 百分位 |
大类:Energy 小类:Nuclear Energy and Engineering | Q1 | 18 / 77 |
77% |
年份 | 2014 | 2015 | 2016 | 2017 | 2018 | 2019 | 2020 | 2021 | 2022 | 2023 |
年发文量 | 516 | 572 | 470 | 555 | 636 | 581 | 753 | 839 | 625 | 526 |
国家/地区 | 数量 |
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 |
机构 | 数量 |
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 |
文章名称 | 引用次数 |
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
影响因子 1.5
CiteScore 2.8
SCIE
影响因子 1.5
CiteScore 3.6
SCIE
CiteScore 8.9
SCIE
影响因子 0.5
CiteScore 1.8
SCIE
影响因子 2.2
CiteScore 6.5
SCIE
影响因子 0.4
CiteScore 2.2
SCIE SSCI
影响因子 4.1
CiteScore 7.1
SCIE SSCI
影响因子 0.9
CiteScore 1.5
SCIE SSCI
影响因子 12.5
CiteScore 22.1
SCIE
影响因子 4.5
CiteScore 8.1
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