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    核能年鑒

    英文名稱:Annals Of Nuclear Energy   國際簡稱:ANN NUCL ENERGY
    《Annals Of Nuclear Energy》雜志由Elsevier Ltd出版社出版,本刊創刊于1954年,發行周期Semimonthly,每期雜志都匯聚了全球工程技術領域的最新研究成果,包括原創論文、綜述文章、研究快報等多種形式,內容涵蓋了工程技術的各個方面,為讀者提供了全面而深入的學術視野,為工程技術-NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY事業的進步提供了有力的支撐。
    中科院分區
    工程技術
    大類學科
    0306-4549
    ISSN
    1873-2100
    E-ISSN
    預計審稿速度: 約12月
    雜志簡介 期刊指數 WOS分區 中科院分區 CiteScore 學術指標 高引用文章

    核能年鑒雜志簡介

    出版商:Elsevier Ltd
    出版語言:Multi-Language
    TOP期刊:
    出版地區:UNITED STATES
    是否預警:

    是否OA:未開放

    出版周期:Semimonthly
    出版年份:1954
    中文名稱:核能年鑒

    核能年鑒(國際簡稱ANN NUCL ENERGY,英文名稱Annals Of Nuclear Energy)是一本未開放獲?。∣A)國際期刊,自1954年創刊以來,始終站在工程技術研究的前沿。該期刊致力于發表在工程技術領域各個方面達到最高科學標準和具有重要性的研究成果。全面反映該學科的發展趨勢,為工程技術事業的進步提供了有力的支撐。期刊嚴格遵循職業道德標準,對于任何形式的抄襲行為,無論是文字還是圖形,一旦查實,均可能導致稿件被拒絕。

    近年來,來自CHINA MAINLAND、USA、South Korea、France、Japan、GERMANY (FED REP GER)、Iran、India、Canada、Brazil等國家和地區的研究者在《Annals Of Nuclear Energy》上發表了大量的高質量文章。該期刊內容豐富,包括原創研究、綜述文章、專題觀點、論文預覽、專家意見等多種類型,旨在為全球該領域研究者提供廣泛的學術交流平臺和靈感來源。

    在過去幾年中,該期刊保持了穩定的發文量和綜述量,具體數據如下:

    2014年:發表文章516篇、2015年:發表文章572篇、2016年:發表文章470篇、2017年:發表文章555篇、2018年:發表文章636篇、2019年:發表文章581篇、2020年:發表文章753篇、2021年:發表文章839篇、2022年:發表文章625篇、2023年:發表文章526篇。這些數據反映了期刊在全球工程技術領域的影響力和活躍度,同時也展示了其作為學術界和工業界研究人員首選資源的地位。《Annals Of Nuclear Energy》將繼續致力于推動工程技術領域的知識傳播和科學進步,為全球工程技術問題的解決貢獻力量。

    期刊指數

    • 影響因子:1.9
    • 文章自引率:0.2105...
    • Gold OA文章占比:16.06%
    • CiteScore:4.3
    • 年發文量:526
    • 開源占比:0.0541
    • SJR指數:0.822
    • H-index:54
    • SNIP指數:1.289
    • OA被引用占比:0.0160...
    • 出版國人文章占比:0.31

    WOS期刊SCI分區(2023-2024年最新版)

    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%

    中科院分區表

    中科院SCI期刊分區 2023年12月升級版
    Top期刊 綜述期刊 大類學科 小類學科
    工程技術 3區
    NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術
    2區

    CiteScore(2024年最新版)

    CiteScore 排名
    CiteScore SJR SNIP CiteScore 排名
    4.3 0.822 1.289
    學科類別 分區 排名 百分位
    大類:Energy 小類:Nuclear Energy and Engineering Q1 18 / 77

    77%

    學術指標分析

    影響因子和CiteScore
    自引率

    影響因子:指某一期刊的文章在特定年份或時期被引用的頻率,是衡量學術期刊影響力的一個重要指標。影響因子越高,代表著期刊的影響力越大 。

    CiteScore:該值越高,代表該期刊的論文受到更多其他學者的引用,因此該期刊的影響力也越高。

    自引率:是衡量期刊質量和影響力的重要指標之一。通過計算期刊被自身引用的次數與總被引次數的比例,可以反映期刊對于自身研究內容的重視程度以及內部引用的情況。

    年發文量:是衡量期刊活躍度和研究產出能力的重要指標,年發文量較多的期刊可能擁有更廣泛的讀者群體和更高的學術聲譽,從而吸引更多的優質稿件。

    期刊互引關系
    序號 引用他刊情況 引用次數
    1 ANN NUCL ENERGY 1693
    2 NUCL ENG DES 1188
    3 NUCL SCI ENG 577
    4 PROG NUCL ENERG 454
    5 J NUCL MATER 413
    6 J NUCL SCI TECHNOL 297
    7 NUCL TECHNOL 289
    8 INT J HEAT MASS TRAN 254
    9 NUCL ENG TECHNOL 215
    10 J COMPUT PHYS 93
    序號 被他刊引用情況 引用次數
    1 ANN NUCL ENERGY 1693
    2 NUCL ENG DES 508
    3 PROG NUCL ENERG 497
    4 INT J HEAT MASS TRAN 200
    5 NUCL ENG TECHNOL 195
    6 NUCL SCI ENG 174
    7 NUCL SCI TECH 120
    8 J NUCL MATER 106
    9 APPL THERM ENG 104
    10 J NUCL SCI TECHNOL 98

    高引用文章

    • A new high-fidelity neutronics code NECP-X引用次數:27
    • Investigation on flow and breakdown characteristics of water film on vertical corrugated plate wall引用次數:19
    • Dependence assessment in human reliability analysis using an evidential network approach extended by belief rules and uncertainty measures引用次數:19
    • Research on fault diagnosis methods for the reactor coolant system of nuclear power plant based on D-S evidence theory引用次數:19
    • Review of research progress on flow and rupture characteristics of liquid film on corrugated plate wall引用次數:15
    • Validation of UNIST Monte Carlo code MCS for criticality safety analysis of PWR spent fuel pool and storage cask引用次數:14
    • Enhanced thermal conductivity accident tolerant fuels for improved reactor safety - A comprehensive review引用次數:13
    • Autonomous operation algorithm for safety systems of nuclear power plants by using long-short term memory and function-based hierarchical framework引用次數:11
    • Framework for fault diagnosis with multi-source sensor nodes in nuclear power plants based on a Bayesian network引用次數:11
    • Fully ceramic microencapsulated fuel in prismatic high temperature gas-cooled reactors: Analysis of reactor performance and safety characteristics引用次數:11
    若用戶需要出版服務,請聯系出版商:PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD, THE BOULEVARD, LANGFORD LANE, KIDLINGTON, OXFORD, ENGLAND, OX5 1GB。

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