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《Journal Of Nuclear Materials》雜志的收稿范圍和要求是什么?

來(lái)源:優(yōu)發(fā)表網(wǎng)整理 2024-09-18 10:49:12 580人看過(guò)

《Journal Of Nuclear Materials》雜志收稿范圍涵蓋工程技術(shù)全領(lǐng)域,此刊是該細(xì)分領(lǐng)域中屬于非常不錯(cuò)的SCI期刊,在行業(yè)細(xì)分領(lǐng)域中學(xué)術(shù)影響力較大,專(zhuān)業(yè)度認(rèn)可很高,所以對(duì)原創(chuàng)文章要求創(chuàng)新性較高,如果您的文章質(zhì)量很高,可以嘗試。

平均審稿速度 約2.0個(gè)月 ,影響因子指數(shù)2.8。

該期刊近期沒(méi)有被列入國(guó)際期刊預(yù)警名單,廣大學(xué)者值得一試。

具體收稿要求需聯(lián)系雜志社或者咨詢(xún)本站客服,在線(xiàn)客服團(tuán)隊(duì)會(huì)及時(shí)為您答疑解惑,提供針對(duì)性的建議和解決方案。

出版商聯(lián)系方式:ELSEVIER SCIENCE BV, PO BOX 211, AMSTERDAM, NETHERLANDS, 1000 AE

其他數(shù)據(jù)

是否OA開(kāi)放訪(fǎng)問(wèn): h-index: 年文章數(shù):
未開(kāi)放 123 511
Gold OA文章占比: 2021-2022最新影響因子(數(shù)據(jù)來(lái)源于搜索引擎): 開(kāi)源占比(OA被引用占比):
35.83% 2.8 0.06...
研究類(lèi)文章占比:文章 ÷(文章 + 綜述) 期刊收錄: 中科院《國(guó)際期刊預(yù)警名單(試行)》名單:
98.63% SCIE

歷年IF值(影響因子):

歷年引文指標(biāo)和發(fā)文量:

歷年中科院JCR大類(lèi)分區(qū)數(shù)據(jù):

歷年自引數(shù)據(jù):

發(fā)文統(tǒng)計(jì)

2023-2024國(guó)家/地區(qū)發(fā)文量統(tǒng)計(jì):

國(guó)家/地區(qū) 數(shù)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

2023-2024機(jī)構(gòu)發(fā)文量統(tǒng)計(jì):

機(jī)構(gòu) 數(shù)量
UNITED STATES DEPARTMENT OF ENER... 451
CHINESE ACADEMY OF SCIENCES 160
CEA 121
CENTRE NATIONAL DE LA RECHERCHE ... 109
HELMHOLTZ ASSOCIATION 74
UNIVERSITY OF TENNESSEE SYSTEM 73
UNIVERSITE PARIS SACLAY 68
CHINESE ACADEMY OF ENGINEERING P... 60
BHABHA ATOMIC RESEARCH CENTER (B... 55
UNIVERSITY OF CALIFORNIA SYSTEM 55

近年引用統(tǒng)計(jì):

期刊名稱(chēng) 數(shù)量
J NUCL MATER 6944
PHYS REV B 848
ACTA MATER 719
NUCL INSTRUM METH B 543
FUSION ENG DES 410
NUCL ENG DES 360
CORROS SCI 346
MAT SCI ENG A-STRUCT 309
J APPL PHYS 300
J ALLOY COMPD 281

近年被引用統(tǒng)計(jì):

期刊名稱(chēng) 數(shù)量
J NUCL MATER 6944
FUSION ENG DES 1155
NUCL MATER ENERGY 924
NUCL FUSION 902
ACTA MATER 818
NUCL INSTRUM METH B 790
J ALLOY COMPD 556
COMP MATER SCI 492
MAT SCI ENG A-STRUCT 487
CORROS SCI 485

近年文章引用統(tǒng)計(jì):

文章名稱(chēng) 數(shù)量
Accident tolerant fuel cladding ... 74
Primary radiation damage: A revi... 51
Oxide inclusions in laser additi... 32
Early studies on Cr-Coated Zirca... 28
Recent progress in the developme... 21
Behavior of tungsten under irrad... 19
Response of Cr and Cr-Al coating... 16
Fission gas release from UO2 nuc... 16
The thermo-mechanical behaviour ... 15
Development of low-Cr ODS FeCrAl... 14

聲明:以上內(nèi)容來(lái)源于互聯(lián)網(wǎng)公開(kāi)資料,如有不準(zhǔn)確之處,請(qǐng)聯(lián)系我們進(jìn)行修改。

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