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Atomic Energy是工程技术领域的一本优秀期刊。由Springer US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1956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SCI4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 | 4区 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 4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 | 4区 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 4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 | 4区 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 4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 | 4区 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 4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 | 4区 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 4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 | 4区 | NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术 | 4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 | Q4 | 37 / 40 |
8.8% |
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 | Q4 | 39 / 40 |
3.75% |
学科类别 | 分区 | 排名 | 百分位 |
大类:Energy 小类:Nuclear Energy and Engineering | Q3 | 49 / 77 |
37% |
年份 | 2014 | 2015 | 2016 | 2017 | 2018 | 2019 | 2020 | 2021 | 2022 | 2023 |
年发文量 | 133 | 133 | 131 | 131 | 138 | 126 | 96 | 95 | 124 | 116 |
国家/地区 | 数量 |
Russia | 370 |
Kazakhstan | 5 |
France | 1 |
Mongolia | 1 |
Ukraine | 1 |
机构 | 数量 |
NATIONAL RESEARCH CENTRE - KURCHATOV INSTITUTE | 71 |
RUSSIAN ACADEMY OF SCIENCES | 67 |
NATIONAL RESEARCH NUCLEAR UNIVERSITY MEPHI (MOSCOW ENGINEERING PHYSICS INSTITUTE) | 45 |
BOCHVAR HIGH TECHNOL RES INST INORGAN MAT VNIINM | 34 |
LEIPUNSKII INST PHYS & POWER ENGN IPPE | 31 |
DOLLEZHAL RES & DEV INST POWER ENGN NIKIET | 21 |
AFRIKANTOV EXPT DESIGN BUR MECH ENGN OKBM AFRIKAN | 15 |
URAL FEDERAL UNIVERSITY | 13 |
INNOVAT TECHNOL CTR PROJECT BREAKTHROUGH ITTSP PR | 11 |
STATE SCI CTR RUSSIAN FEDERAT | 11 |
文章名称 | 引用次数 |
FUEL PIN MELTING IN A FAST REACTOR AND MELT SOLIDIFICATION: SIMULATION USING THE SAFR/V1 MODULE OF THE EVKLID/V2 INTEGRAL CODE | 4 |
Nuclear Problems of Thermonuclear Power Generation | 3 |
SAFR/V1 (EVKLID/V2 Integral Code Module) Aided Simulation of Melt Movement Along the Surface of a Fuel Element in a Fast Reactor During a Serious Accident | 2 |
Purification of Regenerated Uranium Hexafluoride by Removal of U-U-U-236 in the Intermediate Product of a Two-Feed-Flow Cascade | 2 |
Radiolysis of U-U-234-Enriched Regenerated-Uranium Hexafluoride at the Temporary Storage Stage in a Separation Plant | 2 |
Neptunium-Based High-Flux Pulsed Research Reactor | 2 |
MECHANISM OF CHANGE IN VVER--1000 VESSEL MATERIAL PROPERTIES IN IRRADIATION-RECOVERY ANNEALING-IRRADIATION CYCLE | 2 |
Possibility of Increasing the Number of Experimental Channels in VVR-Ts by Changing the Core Design | 1 |
Economic Efficiency of Bringing Depleted Uranium into Enrichment | 1 |
MODERATE-BREEDING FAST REACTORS AND THE STRUCTURE OF NUCLEAR POWER | 1 |
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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