《Journal Of Nuclear Materials》雜志影響因子:2.8。
期刊Journal Of Nuclear Materials近年評價數(shù)據(jù)趨勢圖
期刊影響因子趨勢圖
以下是一些常見的影響因子查詢?nèi)肟冢?
(1)Web of Science:是查詢SCI期刊影響因子的權(quán)威平臺,收錄全球高質(zhì)量學(xué)術(shù)期刊,提供詳細的期刊引證報告,包括影響因子、分區(qū)、被引頻次等關(guān)鍵指標(biāo)。
(2)?Journal Citation Reports (JCR):JCR是科睿唯安旗下的一個網(wǎng)站,提供了期刊影響因子、引用數(shù)據(jù)和相關(guān)指標(biāo)。用戶可以在該網(wǎng)站上查找特定期刊的影響因子信息。
(3)中科院SCI期刊分區(qū)表:提供中科院分區(qū)的期刊數(shù)據(jù)查詢,包括影響因子和分區(qū)信息。
《Journal Of Nuclear Materials》雜志是由Elsevier出版社主辦的一本以工程技術(shù)-材料科學(xué):綜合為研究方向,OA非開放(Not Open Access)的國際優(yōu)秀期刊。
該雜志出版語言為Multi-Language,創(chuàng)刊于1959年。自創(chuàng)刊以來,已被SCIE(科學(xué)引文索引擴展板)等國內(nèi)外知名檢索系統(tǒng)收錄。該雜志發(fā)表了高質(zhì)量的論文,重點介紹了NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY在分析和實踐中的理論、研究和應(yīng)用。
?學(xué)術(shù)地位:在JCR分區(qū)中位列Q1區(qū),中科院分區(qū)為工程技術(shù)大類2區(qū),NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY核科學(xué)技術(shù)小類1區(qū)。
期刊發(fā)文分析
國家 / 地區(qū)發(fā)文量統(tǒng)計
國家 / 地區(qū) | 發(fā)文量 |
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 |
期刊引用數(shù)據(jù)次數(shù)統(tǒng)計
期刊引用數(shù)據(jù) | 引用次數(shù) |
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 |
期刊被引用數(shù)據(jù)次數(shù)統(tǒng)計
期刊被引用數(shù)據(jù) | 引用次數(shù) |
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 |
文章引用數(shù)據(jù)次數(shù)統(tǒng)計
文章引用數(shù)據(jù) | 引用次數(shù) |
Accident tolerant fuel cladding developmen... | 74 |
Primary radiation damage: A review of curr... | 51 |
Oxide inclusions in laser additive manufac... | 32 |
Early studies on Cr-Coated Zircaloy-4 as e... | 28 |
Recent progress in the development of SiC ... | 21 |
Behavior of tungsten under irradiation and... | 19 |
Response of Cr and Cr-Al coatings on Zirca... | 16 |
Fission gas release from UO2 nuclear fuel:... | 16 |
The thermo-mechanical behaviour of W-Cu me... | 15 |
Development of low-Cr ODS FeCrAl alloys fo... | 14 |