核科学与工程杂志简介
- 主管单位：中国科学技术协会
- 出版周期：双月刊
- 出版语言：中文
- 主办单位：中国核学会
- 国际刊号：0258-0918
- 类别：科学
- 创刊时间：1981
- 国内刊号：11-1861/TL
- 全年订价：¥ 340.00
- 出版地区：北京
- 曾用名：核科学与工程
- 邮编：100048
《核科学与工程》是一本由中国核学会主办的科学学术刊物，该杂志为双月刊，面向国、内外公开发行。主要报道科学相关领域的研究成果与实践，该杂志的创办有利于国内外同行探讨有创新的学术观点，加强国内外同行学术交流。本刊将及时推出该领域的新理论、新技术、新成果，使国内外同行能及时、方便地查阅、引用，为科学研究事业的发展作贡献。
《核科学与工程》杂志一级发文领域主要有：核科学技术、电气工程、理学、动力工程及工程热物理、自动化与计算机技术、经济管理、金属学及工艺、一般工业技术、环境科学与工程、机械工程。二级发文领域主要有：核科学技术 / 核技术及应用、电气工程 / 电力系统及自动化、核科学技术 / 辐射防护及环境保护、核科学技术 / 核燃料循环与材料、理学 / 物理、动力工程及工程热物理 / 热能工程、动力工程及工程热物理 / 工程热物理、理学 / 粒子物理与原子核物理、理学 / 高压高温物理、经济管理 / 产业经济。该杂志与时俱进，开拓进取，保持优势，敢于争先，开设了反应堆工程、核聚变、核电厂、核安全、快堆、核技术等栏目，反映科学领域科研成果和科学实践经验，为科学工作者和研究人员提供业务交流和学术成果的发布平台。
核科学与工程期刊荣誉
核科学与工程历史收录
- 北大核心期刊（2020版）
- 北大核心期刊（2017版）
- 北大核心期刊（2014版）
- 北大核心期刊（2011版）
- 北大核心期刊（2008版）
- 北大核心期刊（2004版）
- 北大核心期刊（2000版）
- 北大核心期刊（1996版）
- 北大核心期刊（1992版）
- 中国科技核心期刊
- 中国科学引文数据库-核心（2021-2022）
- 中国科学引文数据库-核心（2019-2020）
- 中国科学引文数据库-核心（2017-2018）
- 中国科学引文数据库-核心（2015-2016）
- 中国科学引文数据库-核心（2013-2014）
- 中国科学引文数据库-核心（2011-2012）
- 日本科学技术振兴机构数据库
- 化学文摘（网络版）
学术热点分析
影响因子和被引次数
期刊他引率和平均引文率
影响因子：指某一期刊的文章在特定年份或时期被引用的频率，是衡量学术期刊影响力的一个重要指标。影响因子越高，代表着期刊的影响力越大。
被引次数：指某篇论文在一定时间内被引用的次数。被引用次数越多，说明这篇论文影响力越大，论文的分量越高。
期刊他引率：指此期刊全部被引用次数中，被其他刊引用次数所占的比例。具体算法是：他引率= (被其他刊引用的次数) / (期刊被引用的总次数)。
平均引文率：指在某一期刊上发表的论文被引用的平均次数。它是研究、学术绩效和研究出版物发表质量的重要指标。
主要资助项目分析
| 序号 | 资助项目 | 文献量 |
| 1 | 国家自然科学基金 | 366 |
| 2 | 国家科技重大专项 | 113 |
| 3 | 中国科学院知识创新工程重要方向项目 | 69 |
| 4 | 国家重点基础研究发展计划 | 56 |
| 5 | 中国科学院战略性先导科技专项 | 51 |
| 6 | 中央高校基本科研业务费专项资金 | 35 |
| 7 | 国家磁约束核聚变能发展研究专项 | 34 |
| 8 | 国家高技术研究发展计划 | 26 |
主要资助课题分析
| 序号 | 资助课题 | 文献量 |
| 1 | 中国科学院战略性先导科技专项(XDA03040000) | 33 |
| 2 | 国家自然科学基金(91026004) | 22 |
| 3 | 国家科技重大专项(2013ZX06002001) | 18 |
| 4 | 国家自然科学基金(10675123) | 14 |
| 5 | 中国科学院知识创新工程重要方向项目(KJCX2-YW-N3... | 10 |
| 6 | 国家自然科学基金(10775135) | 8 |
| 7 | 中国科学院知识创新工程重要方向项目(095CF2R211) | 7 |
| 8 | 国家重点基础研究发展计划(2007CB209800) | 5 |
主要发文机构分析
| 序号 | 机构名称 | 发文量 |
| 1 | 中国原子能科学研究院 | 358 |
| 2 | 清华大学 | 313 |
| 3 | 中国科学院 | 155 |
| 4 | 上海交通大学 | 147 |
| 5 | 西安交通大学 | 143 |
| 6 | 中国科学技术大学 | 142 |
| 7 | 中国核动力研究设计院 | 140 |
| 8 | 中国科学院等离子体物理研究所 | 134 |
相关发文主题分析
| 序号 | 相关发文主题 |
| 1 | 快堆；实验快堆；中国实验快堆；中子；钠 |
| 2 | 核电；反应堆；气冷堆；高温气冷堆；水堆 |
| 3 | 聚变；中子；蒙特卡罗；加速器；铅 |
| 4 | 水堆；严重事故；反应堆；压水堆；堆芯 |
| 5 | 反应堆；传热；水堆；两相流；压水堆 |
| 6 | 聚变；包层；ITER；中子学；中子 |
| 7 | 反应堆；水堆；试验堆；热工水力；堆芯 |
| 8 | 聚变；包层；ITER；中子学；次临界 |
核科学与工程期刊文献
- 熔盐堆中结构材料的腐蚀研究 作者：侯娟; 俞国军; 孙华; 艾华; 陈燕军; 刘华剑；中国科学院上海应用物理研究所; 上海201800；
- 热停堆期间实施VVP预暖管操作的热工安全分析 作者：邱艳菲; 郗海英; 叶水祥；苏州热工研究院有限公司; 广东深圳518000；
- 泡核沸腾两相CFD模拟的参数敏感性分析与模型验证 作者：彭伟頔; 郑乐乐; 卢川; 熊进标; 李松蔚; 程旭；上海交通大学核科学与工程学院; 上海200240; 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室; 四川成都610213；
- AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍 作者：赵旭; 晏桂珍; 丁海明；山东核电设备制造有限公司; 山东海阳265118；
- 基于风险指引技术的聚变堆可靠性指标分配方法 作者：袁润; 王大桂; 王海霞; 王家群; 孙明; 陈志斌; 吴洁；中国科学院核能安全技术研究所; 中子运输理论与辐射安全重点实验室; 安徽合肥230031；
- GDT聚变中子源驱动的嬗变系统的初步物理设计与包层中子学分析 作者：曾秋孙; 邹小亮; 廉超; 陈德鸿; 王明煌; 陈志斌; 柏云清; 吴宜灿；中国科学院核能安全技术研究所; 中子输运理论与辐射安全重点实验室; 安徽合肥230031; 中国科学技术大学; 安徽合肥230026；
- 1.61 dpa/300℃中子辐照后CLAM钢的硬化和脆化行为 作者：黄学龙; 信敬平; 毛小东; 孙寿华；中国科学院核能安全技术研究所中子输运理论与辐射安全重点实验室; 安徽合肥230031; 中国科学技术大学; 安徽合肥230027; 中国核动力研究设计院; 四川成都610005；
- SSG.30安全分级方法介绍及其在CN HCCB TBS中的初步应用 作者：孙明; 王大桂; 王海霞; 袁润; 陈志斌; 吴洁；中国科学院核能安全技术研究所中子输运理论与辐射安全重点实验室; 安徽合肥230031；
