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核科學(xué)與工程雜志簡介

核科學(xué)與工程雜志創(chuàng)刊于1981年，辦刊以來，融指導(dǎo)性、實(shí)用性、知識性于一體，發(fā)行周期為：季刊，經(jīng)過雜志社調(diào)整，不斷提高了刊物的整體質(zhì)量，在行業(yè)內(nèi)有一定的影響。

核科學(xué)與工程投稿須知
預(yù)計(jì)審稿時間：1-3個月

(一)內(nèi)容應(yīng)注意保守國家機(jī)密，文稿要求打印在A4白紙上，亦可用復(fù)印件或抄寫在16開單面方格稿紙上，字跡清楚，書寫規(guī)范。

(二)作者簡介：姓名，出生年，性別，籍貫，單位（大小單位都要寫清）及所在省市、郵編，職稱或?qū)W位。

(三)正文要求觀點(diǎn)鮮明、論據(jù)可靠、層次清楚、文字精煉、數(shù)據(jù)準(zhǔn)確。

(四)文題：應(yīng)以簡明、確切的詞語反映文章中最特定的內(nèi)容，避免使用非公知、公認(rèn)的縮寫詞。文題一般不超過20字，必要時可加副標(biāo)題。

(五)摘要與關(guān)鍵詞：500字以內(nèi)內(nèi)容摘要，4~7個關(guān)鍵詞，以分號相隔。

核科學(xué)與工程歷史收錄信息

北大核心期刊（1992版）
北大核心期刊（1996版）
北大核心期刊（2000版）
北大核心期刊（2004版）
北大核心期刊（2008版）
北大核心期刊（2011版）
北大核心期刊（2014版）
北大核心期刊（2017版）
北大核心期刊（2020版）
北大核心期刊（2023版）
化學(xué)文摘（網(wǎng)絡(luò)版）
中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫-擴(kuò)展（2023-2024）
中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫-核心（2011-2012）
中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫-核心（2013-2014）
中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫-核心（2015-2016）
中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫-核心（2017-2018）
中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫-核心（2019-2020）
中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫-核心（2021-2022）
日本科學(xué)技術(shù)振興機(jī)構(gòu)數(shù)據(jù)庫
中國科技核心期刊

核科學(xué)與工程發(fā)表范例

論合金690在壓水堆蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的鉛致應(yīng)力腐蝕

作者：王孝宇
核島管道阻尼器低速摩擦阻力限值分析

作者：范曼蓉
基于FDS的核電廠主控室火災(zāi)PSA研究

作者：史強(qiáng); 羅志飛; 吳曉燕; 李曉洋; 石興偉
“華龍一號”(HPR1000)穩(wěn)壓器排放管力學(xué)分析及布置優(yōu)化研究

作者：鄧冬; 趙立彬; 李海濤; 宋祖榮; 熊冬慶; 沈偉
核電周邊人員撤離能力評估技術(shù)研究

作者：王瑞英; 郜建偉; 李雯婷; 林權(quán)益; 侯杰; 楊玲
非能動安全殼冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)研究

作者：李軍; 劉長亮; 李曉明
ATWS事故應(yīng)對要求及在研究堆中的應(yīng)用研究

作者：張丹; 冉旭; 吳鵬; 喻娜; 關(guān)仲華; 陳宏霞
基于失流事故的SCWR—M安全系統(tǒng)優(yōu)化

作者：孫沉; 宋美琪; 劉曉晶; 程旭
CPR1000核電廠全廠斷電事故緩解措施有效性分析

作者：周克峰; 馮進(jìn)軍; 曹小平; 褚倩倩; 石俊英
基于MAAP4的壓水堆嚴(yán)重事故進(jìn)程分析

作者：黃家勝; 袁顯寶; 毛璋亮; 林欽; 夏寅泳; 周建軍; 肖仁政; 馬小強(qiáng)

核科學(xué)與工程數(shù)據(jù)統(tǒng)計(jì)

被引次數(shù)統(tǒng)計(jì)

影響因子統(tǒng)計(jì)

名詞解釋：

被引次數(shù)：指該刊被當(dāng)參考文獻(xiàn)的引用次數(shù)，以及被下載次數(shù)。

影響因子：指該刊在某年被全部源刊物引證該刊前兩年發(fā)表論文的次數(shù)，與該刊前兩年所發(fā)表的全部源論文數(shù)之比。

主要參考文獻(xiàn)期刊分析：

主要引證文獻(xiàn)期刊分析：

核科學(xué)與工程同類期刊推薦

免責(zé)聲明

若用戶需要出版服務(wù)，請聯(lián)系出版商，地址：北京市海淀區(qū)阜成路43號，郵編：100048。

核科學(xué)與工程雜志

Nuclear Science and Engineering

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論合金690在壓水堆蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的鉛致應(yīng)力腐蝕

核島管道阻尼器低速摩擦阻力限值分析

基于FDS的核電廠主控室火災(zāi)PSA研究

“華龍一號”(HPR1000)穩(wěn)壓器排放管力學(xué)分析及布置優(yōu)化研究

核電周邊人員撤離能力評估技術(shù)研究

非能動安全殼冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)研究

ATWS事故應(yīng)對要求及在研究堆中的應(yīng)用研究

基于失流事故的SCWR—M安全系統(tǒng)優(yōu)化

CPR1000核電廠全廠斷電事故緩解措施有效性分析

基于MAAP4的壓水堆嚴(yán)重事故進(jìn)程分析

核科學(xué)與工程數(shù)據(jù)統(tǒng)計(jì)

被引次數(shù)統(tǒng)計(jì)

影響因子統(tǒng)計(jì)

主要參考文獻(xiàn)期刊分析：

主要引證文獻(xiàn)期刊分析：

熱門問題

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核科學(xué)與工程雜志

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論合金690在壓水堆蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的鉛致應(yīng)力腐蝕

核島管道阻尼器低速摩擦阻力限值分析

基于FDS的核電廠主控室火災(zāi)PSA研究

“華龍一號”(HPR1000)穩(wěn)壓器排放管力學(xué)分析及布置優(yōu)化研究

核電周邊人員撤離能力評估技術(shù)研究

非能動安全殼冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)研究

ATWS事故應(yīng)對要求及在研究堆中的應(yīng)用研究

基于失流事故的SCWR—M安全系統(tǒng)優(yōu)化

CPR1000核電廠全廠斷電事故緩解措施有效性分析

基于MAAP4的壓水堆嚴(yán)重事故進(jìn)程分析

核科學(xué)與工程數(shù)據(jù)統(tǒng)計(jì)

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