Nuclear Science And Engineering SCIE

国际简称：NUCL SCI ENG 参考译名：核科学与工程

主要研究方向：工程技术-核科学技术非预警期刊审稿周期：较慢,6-12周

《核科学与工程》(Nuclear Science And Engineering)是一本由American Nuclear Society出版的以工程技术-核科学技术为研究特色的国际期刊，发表该领域相关的原创研究文章、评论文章和综述文章，及时报道该领域相关理论、实践和应用学科的最新发现，旨在促进该学科领域科学信息的快速交流。该期刊是一本未开放期刊，近三年没有被列入预警名单。

3区中科院分区
Q3 JCR分区
228 年发文量
1.2 IF影响因子
未开放 是否OA
53 H-index
1956 创刊年份
Monthly 出版周期
English 出版语言

Nuclear Science and Engineering, the research journal of the American Nuclear Society, publishes articles on research and development related to peaceful utilization of nuclear energy, radiation, and alternative energy sources.

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Nuclear Science And Engineering期刊信息

ISSN：0029-5639
出版语言：English
是否OA：未开放
E-ISSN：1943-748X
出版地区：UNITED STATES
是否预警：否
出版商：American Nuclear Society
出版周期：Monthly
创刊时间：1956
开源占比：0.1922
Gold OA文章占比：21.35%
OA被引用占比：0.0425...
出版国人文章占比：0
出版撤稿占比：0
研究类文章占比：99.12%

Nuclear Science And Engineering CiteScore评价数据（2024年最新版）

CiteScore

SJR

SNIP

CiteScore 指数

2.1

0.481

1.155

学科类别	分区	排名	百分位
大类：Energy 小类：Nuclear Energy and Engineering	Q2	38 / 77	51%

名词解释：CiteScore 是衡量期刊所发表文献的平均受引用次数，是在 Scopus 中衡量期刊影响力的另一个指标。当年CiteScore 的计算依据是期刊最近4年（含计算年度）的被引次数除以该期刊近四年发表的文献数。例如，2022年的 CiteScore 计算方法为：2022年的 CiteScore =2019-2022年收到的对2019-2022年发表的文件的引用数量÷2019-2022年发布的文献数量注：文献类型包括：文章、评论、会议论文、书籍章节和数据论文。

Nuclear Science And Engineering中科院评价数据

中科院 2023年12月升级版

Top期刊	综述期刊	大类学科		小类学科
否	否	工程技术	3区	NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术	3区

中科院 2022年12月升级版

Top期刊	综述期刊	大类学科		小类学科
否	否	工程技术	3区	NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术	4区

中科院 2021年12月旧的升级版

Top期刊	综述期刊	大类学科		小类学科
否	否	工程技术	3区	NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术	3区

中科院 2021年12月基础版

Top期刊	综述期刊	大类学科		小类学科
否	否	工程技术	4区	NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术	4区

中科院 2021年12月升级版

Top期刊	综述期刊	大类学科		小类学科
否	否	工程技术	3区	NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术	3区

中科院 2020年12月旧的升级版

Top期刊	综述期刊	大类学科		小类学科
否	否	工程技术	3区	NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY 核科学技术	2区

Nuclear Science And Engineering JCR评价数据（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：NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY	SCIE	Q3	25 / 40	38.8%

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	Q3	21 / 40	48.75%

Nuclear Science And Engineering历年数据统计

影响因子

中科院分区

Nuclear Science And Engineering中国学者发文选摘

1、Comparisons of Supercritical Loop Flow and Heat Transfer Behavior Under Uniform and Nonuniform High-Flux Heat Inputs
Author: Yang, Dong; Chen, Lin; Feng, Yongchang; Chen, Haisheng

Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 1, pp. 74-91. DOI: 10.1080/00295639.2022.2102391
2、A Unified Framework of Stabilized Finite Element Methods for Solving the Boltzmann Transport Equation
Author: He, Qingming; Fang, Chao; Cao, Liangzhi; Zhang, Haoyu

Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 3, pp. 472-484. DOI: 10.1080/00295639.2022.2106733
3、A CFD Modeling Coupled with VOF Method and Solidification Model for Molten Jet Breakup at Low Velocity
Author: Liu, Tao; Zhou, Yuan; Zhong, Mingjun; Gong, Houjun

Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 3, pp. 398-412. DOI: 10.1080/00295639.2022.2116379
4、Flow-Induced Vibrations of Two Flexible Tubes in Cross Flow
Author: Feng, Zhipeng; Zang, Fenggang; Liu, Shuai; Qi, Huanhuan; Huang, Xuan

Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 3, pp. 428-442. DOI: 10.1080/00295639.2022.2118478
5、LQG/LTR Controller Design for Power Control of Small Pressurized Water Reactors Under Four Feedback-Controlled Strategies
Author: Wu, Shifa; Wan, Jiashuang; Chen, Zhi; Liao, Longtao; Xiao, Kai; Wang, Pengfei

Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 4, pp. 660-675. DOI: 10.1080/00295639.2022.2123204
6、Investigation of the Inhomogeneous Mechanical and Crack Driving Force of Low Alloy Steel SA508 and Its Welded 309L/308L Stainless Steel Cladding
Author: Wang, Shuai; Xue, He; Wu, Guiyi; Wang, Zheng; Zhao, Kuan; Ni, Chenqiang

Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 4, pp. 623-632. DOI: 10.1080/00295639.2022.2123210
7、An Improved Dual Asymmetric Penalized Least Squares Baseline Correction Method for High-Noise Spectral Data Analysis
Author: Shu, Shuangbao; Yu, Ziqiao; Zhang, Jiaxin; Chen, Zhiqiang; Liang, Huajun; Chen, Jingjing

Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 4, pp. 589-600. DOI: 10.1080/00295639.2022.2132101
8、High-Fidelity Neutron Transport Solution of High Temperature Gas-Cooled Reactor by Three-Dimensional Linear Source Method of Characteristics
Author: Zhu, Kaijie; Kong, Boran; Zhang, Han; Guo, Jiong; Li, Fu

Journal: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING. 2023; Vol. 197, Issue 6, pp. 1174-1196. DOI: 10.1080/00295639.2022.2143706