核动力工程
  • 创刊时间1980
  • 影响因子0.35
  • 发行周期双月刊
  • 审稿周期1-3个月

核动力工程杂志 北大期刊 CSCD期刊 统计源期刊

主管单位:中国核动力研究设计院 主办单位:中国核动力研究设计院

《核动力工程》是一本由中国核动力研究设计院主办的一本科学类杂志,该刊是北大期刊、CSCD期刊、统计源期刊,主要刊载科学相关领域研究成果与实践。该刊创刊于1980年,出版周期双月刊,影响因子为0.35。该期刊已被CSCD 中国科学引文数据库来源期刊(含扩展版)、维普收录(中)、统计源期刊(中国科技论文优秀期刊)、万方收录(中)、上海图书馆馆藏、知网收录(中)、JST 日本科学技术振兴机构数据库(日)、北大期刊(中国人文社会科学期刊)、国家图书馆馆藏、CA 化学文摘(美)、EI 工程索引(美)收录。

出版信息:
期刊类别:科学
出版地区:四川
出版语言:中文
纸张开本:A4
基本信息:
国内刊号:51-1158/TL
国际刊号:0258-0926
邮发代号:62-178
全年订价:¥400.00
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杂志介绍 征稿要求 数据统计 文章选集 联系方式 常见问题 推荐期刊

核动力工程杂志介绍

《核动力工程》创办于1980年,经新闻出版总署批准,由中国核动力研究设计院主管,中国核动力研究设计院主办的一本面向国内外公开发行的科学类北大期刊。《核动力工程》栏目设置有:核反应堆热工水力专栏、核动力技术创新专栏、核电厂运行维护专栏。该杂志创刊以来所获荣誉有北大图书馆收录期刊、Caj-cd规范获奖期刊、中国科技期刊优秀期刊、中国期刊全文数据库(CJFD)、中国优秀期刊遴选数据库等。

本刊主要资助项目有:国家自然科学基金、国家科技重大专项、国家高技术研究发展计划、国家重点基础研究发展计划、中央高校基本科研业务费专项资金、中国博士后科学基金、国家教育部博士点基金、国家杰出青年科学基金、国家科技支撑计划、国家重点实验室开放基金。

本刊主要资助课题有:国家科技重大专项(ZX06901)、国家重点基础研究发展计划(2007CB209800)、国家自然科学基金(50776022)、国家自然科学基金(50323001)、国家自然科学基金(50075073)、国家科技重大专项(ZX069)、国家自然科学基金(50406012)、国家重点基础研究发展计划(2007CB209804)、国家自然科学基金(50576089)、国家自然科学基金(10875094)。

核动力工程杂志征稿要求

1.论文中的注释全部使用脚注。使用序号123…在文中上标“123…”,同时在论文后注释列表排序123…注释中凡属于提供文献出处的,都归入参考文献。

2.文章所引文献必须是作者直接阅读参考过的、最主要的、公开出版的文献。

3.作者须对来稿的真实性及科学性负责。依照《中华人民共和国著作权法》有关规定,本刊可对来稿做文字修改、删节。凡有涉及原意的修改,则提请作者考虑。稿件请作者退修3个月未修回者,视作自动撤稿。

4.论文所涉及的课题,如取得国家或部、省级以上基金或攻关项目,应脚注文题页左下方,如“基金项目:基金资助(编号)”,并附基金证书复印件。

5.引文标示应全文统一,采用方括号上标的形式置于所引内容最末句的右上角,引文编号用阿拉伯数字置于半角方括号中,如:“……模式[3]”。

核动力工程杂志数据统计

历年影响因子和发文量

主要机构发文分析

机构名称 发文量 主要研究主题
中国核动力研究设计院 2668 反应堆;核电;核电厂;电厂;水堆
清华大学 794 气冷堆;高温气冷堆;核电;反应堆;热堆
西安交通大学 524 水堆;传热;反应堆;压水堆;堆芯
哈尔滨工程大学 298 核电;传热;换热;两相流;自然循环
上海交通大学 290 核电;核电厂;传热;值模拟;数值模拟
中国原子能科学研究院 185 研究堆;中国先进研究堆;快堆;反应堆;钠冷快堆
上海核工程研究设计院 153 核电;核电厂;电厂;反应堆;电站
中国工程物理研究院 149 中子;反应堆;研究堆;脉冲堆;反应性
南华大学 128 核电;核电厂;电厂;反应堆;自然循环
中国人民解放军海军工程大学 126 核动力;反应堆;动力装置;核动力装置;水堆

核动力工程杂志文章选集

  • 关于我国核电厂退役工作的思考 王鑫; 魏淑虹; 戴波
  • 基于两相CFD的非均匀加热圆管CHF预测方法研究 李权; 陈平; 黄永忠; 陈杰; 焦拥军; 于俊崇; Maria; Avramova
  • 基于CFD方法的PCHE窄小流道内超临界CO2流动传热特性数值研究 刘贵军; 陈德奇; 胡练; 王俊峰
  • 汽水分离再热器波形板分离元件试验验证 张倩; 罗欢; 冯靖; 王永; 王伟; 魏立
  • 环形通道内液态金属钠流动传热特性数值模拟 赵鑫; 李亚; 仇子铖; 秋穗正; 苏光辉
  • 核电厂全范围模拟机流固换热耦合并行技术研究 陈俊杰; 赵秀梅; 林萌; 王旭; 李延凯; 陈纲
  • 落棒过程中燃料组件导向管内的流场分析迭代方法 刘胜; 杨翊仁; 李鹏
  • 瞬态条件下稳压器水位测量特性试验研究 刘妍; 王艳芝; 梁林科; 王先元; 田瑞峰
  • 压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法研究和改进 吕炜枫; 熊军; 陈小强; 唐邵华; 刘杰
  • 铀加工与燃料制造设施核临界事故所致瞬发剂量计算研究 沈海波; 刘爱华; 胡伟; 肖洪文; 黄丹
  • 乏燃料干法贮存容器屏蔽性能研究 黄礼明; 唐邵华; 刘杰; 杨寿海
  • 电感耦合等离子体质谱法测定核级海绵锆中痕量铀 廖志海; 龙绍军; 王鹏; 安身平; 罗凤焱; 乔洪波
  • 基于数字图像相关方法的核石墨力学参数测量 易亚楠; 张小娟; 马少鹏; 朱海斌; 孙立斌; 史力; 蒋晗
  • 自然循环冷却的钢制安全壳压力响应敏感性分析 孙燕宇; 郑云涛; 马秀歌; 杨长江
  • 核电厂人员闸门顶升机构动力学仿真分析 谢洪虎; 马文勤; 张峰; 杨锦春

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邮编:610041

主编:王丛林

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