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Journal Of Nuclear Materials
人氣:65

Journal Of Nuclear Materials SCIE

  • ISSN:0022-3115
  • 出版商:Elsevier
  • 出版語言:Multi-Language
  • E-ISSN:1873-4820
  • 出版地區:NETHERLANDS
  • 是否預警:
  • 創刊時間:1959
  • 出版周期:Semimonthly
  • TOP期刊:
  • 影響因子:2.8
  • 是否OA:未開放
  • CiteScore:5.7
  • H-index:123
  • 研究類文章占比:98.63%
  • Gold OA文章占比:35.83%
  • 文章自引率:0.2580...
  • 開源占比:0.0621
  • OA被引用占比:0.0525...
  • 出版國人文章占比:0.19
  • 出版修正文章占比:0.0125...
  • 國際標準簡稱:J NUCL MATER
  • 涉及的研究方向:工程技術-材料科學:綜合
  • 中文名稱:核材料雜志
  • 預計審稿周期: 約2.0個月
國內分區信息:

大類學科:工程技術  中科院分區  2區

國際分區信息:

JCR學科:MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY、NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY  JCR分區  Q1

  • 影響因子:2.8
  • Gold OA文章占比:35.83%
  • OA被引用占比:0.0525...
  • CiteScore:5.7
  • 研究類文章占比:98.63%
  • 開源占比:0.0621
  • 文章自引率:0.2580...
  • 出版國人文章占比:0.19

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Journal Of Nuclear Materials 期刊簡介

Journal Of Nuclear Materials是工程技術領域的一本權威期刊。由Elsevier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1959年,是工程技術領域中具有代表性的學術刊物。該期刊主要刊載工程技術-材料科學:綜合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SCI2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。

同時,我們注重來稿文章表述的清晰度,以及其與我們的讀者群體和研究領域的相關性。為此,我們期待所有投稿的文章能夠保持簡潔明了、組織有序、表述清晰。該期刊平均審稿速度為平均 約2.0個月 。若您對于稿件是否適合該期刊存在疑慮,建議您在提交前主動與期刊主編取得聯系,或咨詢本站的客服老師。我們的客服老師將根據您的研究內容和方向,為您推薦最為合適的期刊,助力您順利投稿,實現學術成果的順利發表。

Journal Of Nuclear Materials 期刊國內分區信息

中科院分區 2023年12月升級版
大類學科 分區 小類學科 分區 Top期刊 綜述期刊
工程技術 2區 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科學:綜合 1區 2區
中科院分區 2022年12月升級版
大類學科 分區 小類學科 分區 Top期刊 綜述期刊
工程技術 2區 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科學:綜合 1區 2區
中科院分區 2021年12月舊的升級版
大類學科 分區 小類學科 分區 Top期刊 綜述期刊
工程技術 2區 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科學:綜合 1區 2區
中科院分區 2021年12月基礎版
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 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科學:綜合 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 4區 1區
中科院分區 2021年12月升級版
大類學科 分區 小類學科 分區 Top期刊 綜述期刊
工程技術 2區 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科學:綜合 1區 2區
中科院分區 2020年12月舊的升級版
大類學科 分區 小類學科 分區 Top期刊 綜述期刊
工程技術 2區 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科學技術 MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY 材料科學:綜合 1區 2區

Journal Of Nuclear Materials 期刊國際分區信息(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:MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY SCIE Q3 229 / 438

47.8%

學科:NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY SCIE Q1 5 / 40

88.8%

按JCI指標學科分區 收錄子集 分區 排名 百分位
學科:MATERIALS SCIENCE, MULTIDISCIPLINARY SCIE Q2 114 / 438

74.09%

學科:NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY SCIE Q1 6 / 40

86.25%

CiteScore指數(2024年最新版)

  • CiteScore:5.7
  • SJR:0.923
  • SNIP:1.353
學科類別 分區 排名 百分位
大類:Energy 小類:Nuclear Energy and Engineering Q1 11 / 77

86%

大類:Energy 小類:Nuclear and High Energy Physics Q1 19 / 87

78%

大類:Energy 小類:General Materials Science Q2 154 / 463

66%

期刊評價數據趨勢圖

中科院分區趨勢圖
期刊影響因子和自引率趨勢圖

發文統計

年發文量統計
年份 2014 2015 2016 2017 2018 2019 2020 2021 2022 2023
年發文量 694 960 567 559 721 553 559 709 648 511
國家/地區發文量統計
國家/地區 數量
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
機構發文量統計
機構 數量
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

文章名稱 引用次數
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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