Garuda - Garba Rujukan Digital

p-Index From 2020 - 2025

1.984

P-Index

This Author published in this journals

All Journal Jurnal Fisika Unand Jurnal Fisika FLUX Jurdimas (Jurnal Pengabdian Kepada Masyarakat) Royal Jurnal Ilmu Fisika Jurnal Pendidikan Fisika dan Teknologi MONSU'ANI TANO Jurnal Pengabdian Masyarakat BERNAS: Jurnal Pengabdian Kepada Masyarakat Jurnal Pengabdian kepada Masyarakat Nusantara Warta Pengabdian Andalas: Jurnal Ilmiah Pengembangan Dan Penerapan Ipteks Newton-Maxwell Journal of Physics Indonesian Journal of Community Empowerment and Service

Feriska Handayani Irka, Feriska Handayani

Universitas Andalas

Author-ID : 2852801

Religion Agriculture, Biological Sciences & Forestry Humanities Astronomy Civil Engineering, Building, Construction & Architecture Computer Science & IT Decision Sciences, Operations Research & Management Dentistry Earth & Planetary Sciences Economics, Econometrics & Finance Education Electrical & Electronics Engineering Energy Environmental Science Languange, Linguistic, Communication & Media Materials Science & Nanotechnology Mathematics Mechanical Engineering Medicine & Pharmacology Neuroscience Nursing Physics Public Health Social Sciences Veterinary Other

Published : 31 Documents Claim Missing Document

Claim Missing Document

Articles

1 2 3 4

Analisis Burn Up pada Reaktor Cepat Berpendingin Gas Menggunakan Bahan Bakar Uranium Alam Irka, Feriska Handayani
Jurnal Ilmu Fisika Vol 7, No 2 (2015): JURNAL ILMU FISIKA
Publisher : Jurnal Ilmu Fisika

Burn up analysis of gas cooled fast reactor (GCFR) with natural uranium fuel has been done. Burn up modification used in order to make reactor can be operated with natural uranium without enrichment. The reactor core subdivided into 10 regions with the same volume in radial directions. Optimization evaluated by burning natural uranium for 100 years and put each of its burn up result per year in reactor with certain configuration. After 10 years burn up period, fuel from first region was shuffling radially to second region and so on fuel from 9th shuffling to 10th and then fuel from 10th was carried out from reactor core and fresh uranium input to the first region. Calculation has been done by using SRAC system code with JENDL-32 as library, with cylindrical two dimensional R-Z core models. Shuffling method was used in order to make reactor can be operated using natural uranium. . This natural uranium initially being burned by guessed power level of burn up. The height and diameter core are 350 cm and 240 cm respectively. The volume fraction for this design is 65% fuel, 10% cladding and 25% coolant; with output power 700 MWTh. The result show that reactor demonstrated excellent performance with effective multiplication factor 1,055

Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Nella Permata Sari; Dian Fitriyani; Feriska Handayani Irka
Jurnal Fisika Unand Vol 5, No 1 (2016)
Publisher : Universitas Andalas

Analisis neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) menggunakan simulasi komputasi program SRAC telah dilakukan. Reaktor ini menggunakan air ringan (H2O) sebagai pendingin. Analisis neutronik SCWR dilakukan dengan memvariasikan jenis bahan bakar, yaitu: uranium-plutonium nitrit (UN-PuN), uranium-plutonium karbit (UC-PuC) dan mixed oxide (MOX). Diameter teras dibagi menjadi 10 region dalam arah radial. Reaktor ini menggunakan strategi shuffling, agar reaktor dapat beroperasi menggunakan uranium alam. Masing-masing region diisi dengan bahan bakar yang sudah dibakar dan ditempatkan di dalam teras reaktor dengan konfigurasi tertentu dan uranium alam dibakar dalam jangka waktu 100 tahun. Setelah 10 tahun waktu operasi, bahan bakar di region 1 di pindahkan ke region 2, region 2 di pindahkan ke region 3 begitu seterusnya sampai bahan bakar di region 10 dikeluarkan dari teras reaktor dan region 1 diisi bahan bakar baru. Dari hasil simulasi didapatkan bahwa pada desain teras dengan bahan bakar UN-PuN dan MOX menghasilkan nilai faktor multiplikasi (keff) dan level burn up yang paling optimal.Kata kunci: analisisneutronik, strategi shuffling, UC-PuC, UN-PuN, MOX

Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar Dora Andris; Dian Fitriyani; Feriska Handayani Irka
Jurnal Fisika Unand Vol 5 No 1 (2016)
Publisher : Universitas Andalas

Optimasi ukuran teras reaktor cepat berpendingin gas dengan uranium alam sebagai bahan bakar telah dilakukan. Optimasi ukuran teras dilakukan untuk model teras silinder dua dimensi R-Z pada volume 8 m3, 14 m3 dan 20 m3. Setiap volume dibuat lima model ukuran teras dengan menvariasikan tinggi dan diameter teras. Diameter teras untuk setiap model ukuran teras dibagi menjadi 10 region. Perhitungan dilakukan dengan simulasi komputasi dengan program SRAC. Reaktor ini menggunakan strategi shuffling arah radial agar reaktor dapat beroperasi dengan bahan bakar uranium alam. Setelah 10 tahun periode burn up, bahan bakar di-shuffling secara radial dari region 1 ke region 2, region 2 ke region 3, begitu seterusnya sampai bahan bakar di region 9 di-shuffling ke region 10 sehingga bahan bakar region 10 dikeluarkan dari teras reaktor dan bahan bakar baru ditempatkan di region 1. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa untuk teras dengan volume 8 m3 dan 14 m3 diperoleh nilai keffÂ antara 0,95 sampai 1,05 (reaktor berada dalam keadaan kritis) dan untuk volume 20 m3 keff Ëƒ 1,05 (keadaan superkritis) dengan ayunan reaktivitas Â±0,05. Teras dengan model paling pipih pada volume 8 m3 merupakan model yang direkomendasikan untuk desain reaktor karena menghasilkan kinerja neutronik reaktor yang optimal dibandingkan model lain.Kata kunci: ukuran teras reaktor, uranium alam, SRAC, strategi shuffling

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Umur Teras dan Daya Reaktor Widya Sardi; Dian Fitriyani; Feriska Handayani Irka
Jurnal Fisika Unand Vol 7 No 2 (2018)
Publisher : Universitas Andalas

Telah dilakukan analisis neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan variasi umur teras dan daya reaktor. Reaktor ini menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar dan helium sebagai pendingin. Parameter neutronik yang diamati meliputi faktor multiplikasi (keff) dan densitas bahan bakar. Pengaturan bahan bakar menggunakan strategi shuffling pada model teras silinder dua dimensi R-Z.Teras dibagi menjadi 10 region. Setiap 10 tahun bahan bakar yang ada pada masing-masing region di shuffling ke region berikutnya. Bahan bakar di region 10 dikeluarkan sedangkan pada region 1 akan diisi dengan bahan bakar baru. Penelitian ini dilakukan dengan 3 variasi umur teras dan 3 variasi daya reaktor. Perhitungan menggunakan kode SRAC dengan JENDL-32 sebagai data library. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa reaktor dapat dioperasikan hingga 100 tahun pada daya 500 MWTh karena neutron yang berada dalam teras reaktor dapat mempertahankan kekritisannya selama reaktor beroperasi. Semakin lama umur teras maka nilai densitas 235U dan 238U semakin berkurang dan nilai densitas 239Pu semakin bertambah. Semakin tinggi daya yang digunakan maka densitas bahan bakar yang tersisa di akhir periode burn up lebih rendah.Â Kata kunci : Burn up, faktor multiplikasi, GCFR, shuffling, uranium alam

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO2, N2) Riska Riska; Dian Fitriyani; Feriska Handayani Irka
Jurnal Fisika Unand Vol 5 No 1 (2016)
Publisher : Universitas Andalas

Telah dilakukan analisis perhitungan neutronik pada gas cooled fast reactor (GCFR) menggunakan program SRAC yang dikembangkan oleh JAERI. Parameter neutronik pada GCFR yang diamati adalah nilai faktor multiplikasi (keff) dan burn up level pada teras reaktor. Analisis neutronik dilakukan untuk tiga variasi bahan pendingin, yaitu: helium, karbon dioksida dan nitrogen. Pada reaktor diterapkan strategi shuffling, yang bertujuan agar reaktor dapat beroperasi menggunakan uranium alam. Langkah pertama yang dilakukan adalah menetapkan spesifikasi umum reaktor, menentukan nilai densitas dan variasi fraksi volume yang akan digunakan pada program. Selanjutnya, dilakukan perhitungan power level pada bagian sel. Hasil perhitungan akan dihomogenisasi dan dicolapsing berdasarkan grup yang telah ditentukan. Kemudian hasil ini digunakan pada perhitungan teras untuk mendapatkan faktor multiplikasi dan power density. Proses ini terus berulang sampai didapatkan power level yang homogen dengan error â‰¤ 10-6.Â Dari hasil simulasi menunjukkan bahwa pendingin karbon dioksida dengan fraksi coolant 25% mempunyai nilai faktor multiplikasi (keff) dan burn up level yang paling optimal.Kata kunci: analisis neutronik, bahan pendingin, GCFR, karbon dioksida.

Analisis Kekritisan Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR) Berdasarkan Variasi Bahan Bakar Revina Septi; Mohammad Ali Shafii; Feriska Handayani Irka; Zaki Su'ud
Jurnal Fisika Unand Vol 7 No 1 (2018)
Publisher : Universitas Andalas

Analisis kekritisan Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR) berdasarkan variasi bahan bakar telah dilakukan. Variasi bahan bakar yang digunakan adalah MOX, UN-PuN, dan U-Zr. Reaktor ini menggunakan natrium sebagai pendingin dan parameter yang diamati adalah faktor multiplikasi (keff )pada teras reaktor. Penelitian ini dilakukan secara simulasi komputasi meggunakan kode SRAC (Standard Thermal Reactor Analysis Code System) dengan JENDL-32 sebagai library. Teras reaktor dibagi menjadi 10 region arah radial.Â Pada awal operasi reaktor, masing-masing region diisi dengan bahan bakar uranium alam.Â Setelah 10 tahun pembakaran, hasil burn up pada region 1 di shuffling ke region 2, hasil region 2 di shuffling ke region 3 dan seterusnya sampai hasil burn up di region 9 di shuffling ke region 10, hasil burn up region 10 dikeluarkan dari teras reaktor dan pada region 1 akan diisi dengan bahan bakar yang baru. Hasil penelitian menunjukkan bahwa bahan bakar MOX dan U-Zr memilki nilai keffÂ yang paling optimal digunakan pada reaktor SFR.Kata kunci: faktor multiplikasi keff , periode burn up, program SRAC, strategi shuffling

Analisis Kekritisan Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR) Berdasarkan Variasi Daya Keluaran Elsa Yolanda Putri; Mohammad Ali Shafii; Feriska Handayani Irka; Zaki Su'ud
Jurnal Fisika Unand Vol 7, No 1 (2018)
Publisher : Universitas Andalas

Analisis kekritisan Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR) berdasarkan variasi daya keluaran telah dilakukan. Reaktor ini menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar dan natrium sebagai pendingin. Parameter yang diamati adalah faktor multiplikasi (keff dan kinf ). Penelitian ini dilakukan secara simulasi komputasi menggunakan kode SRAC dengan JENDL-32 sebagai library. Model teras adalah cylinder dua dimensi R-Z dengan lima variasi daya keluaran yaitu 300, 350, 400, 450, dan 500 MWTh. Teras reaktor dibagi menjadi 11 region radial dan 2 region aksial. Sepuluh region pertama merupakan region untuk menempatkan bahan bakar sedangkan region ke sebelas adalah reflektor. Pada awal operasi reaktor, masing-masing region diisi dengan bahan bakar uranium alam. Setelah 10 tahun pembakaran, hasil burn up pada region 1 di shuffling ke region 2, hasil burn up region 2 di shuffling ke region 3, dan seterusnya sampai hasil burn up region 9 di shuffling ke region 10 dan hasil burn up region 10 dikeluarkan dari teras reaktor sehingga region 1 dapat diisi dengan bahan bakar baru (fresh fuel). Proses ini dilakukan sampai 100 tahun operasi reaktor. Hasil penelitian menunjukkan bahwa daya keluaran 300 MWTh mempunyai nilai kekritisan yang mendekati nilai 1 (reaktor dalam keadaan kritis menandakan jumlah populasi neutron pada satu generasi sama dengan generasi sebelumnya).Kata kunci: burn up, kekritisan, SFR, shuffling, uranium alam.

Analisis Neutronik Pada Gas Cooled Fast Reactor dengan Variasi Strategi Shuffling Bahan Bakar Arah Radial Muthia Annisa Putri; Dian Fitriyani; Feriska Handayani Irka
Jurnal Fisika Unand Vol 7 No 2 (2018)
Publisher : Universitas Andalas

Analisis neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan variasi strategi shuffling bahan bakar telah dilakukan dengan pengaturan awal daya reaktor 550 MWTh dan umur 100 tahun menggunakan input bahan bakar uranium alam tanpa pengayaan. Bahan bakar pada pada teras reaktor dibagi atas 10 region, dengan label region 1 hingga region 10. Setiap region bahan bakar mengalami perbedaan lama proses burnup dan perbedaan densitas nuklida. Variasi strategi shuffling dilakukan dengan cara menyusun masing-masing region bahan bakar secara acak dari region 1 hingga 10. Pada penelitian ini dirancang 4 macam variasi strategi shuffling bahan bakar arah radial. Shuffling bahan bakar dilakukan sekali dalam 10 tahun bersamaan dengan periode refueling. Perhitungan dilakukan dengan metode komputasi menggunakan kode SRAC dengan input data nuklir dari JENDL-32 Library dengan model teras silinder 2D R-Z. Hasil analisis menunjukkan bahwa berdasarakan nilai faktor multiplikasi efektif, variasi strategi shuffling memenuhi kriteria desain reaktor. Strategi shuffling dengan pengaturan region bahan bakar berdensitas fisil tertinggi yang didekatkan dengan region bahan bakar berdensitas fisil rendah menghasilkan densitas 239Pu yang tinggi.Â Kata kunci: analisis neutronik, GCFR, SRAC, strategi suffling

Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran Cici Rahmadya Guskha; Mohammad Ali Shafii; Feriska Handayani Irka; Zaki Suâ€™ud
Jurnal Fisika Unand Vol 5 No 1 (2016)
Publisher : Universitas Andalas

Analisis densitas nuklida Lead-bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) berdasarkan variasi daya keluaran telah dilakukan. Reaktor ini menggunakan UN-PuN sebagai bahan bakar dan timbal-bismuth sebagai pendingin. Parameter yang diamati adalah Inte.C.R (Integral Convertion Ratio) dan densitas nuklida (235U, 238U, 239Pu).Â Penelitian ini dilakukan secara simulasi komputasi menggunakan kode SRAC dengan JENDL-32 sebagai library. Model teras adalah cylinder dua dimensi R-Z dengan lima variasi daya keluaran yaitu 300, 350, 400, 450, dan 500 MWTh. Teras reaktor dibagi menjadi 11 region radial dan 2 region axial. Sepuluh region pertama merupakan region untuk menempatkan bahan bakar sedangkan region ke sebelas adalah reflektor. Pada awal operasi reaktor, masing-masing region diisi dengan bahan bakar uranium alam. Setelah 10 tahun pembakaran, hasil burn up pada region 1 di shuffling ke region 2, hasil burn up region 2 di shuffling ke region 3, dan seterusnya sampai hasil burn up region 9 di shuffling ke region 10 dan hasil burn up region 10 dikeluarkan dari teras reaktor sehingga region 1 dapat diisi dengan bahan bakar baru (fresh fuel). Proses ini dilakukan sampai 100 tahun operasi reaktor. Hasil simulasi menunjukkan bahwa daya 300 MWTh mempunyai nilai Inte.C.R dan densitas nuklida yang paling optimal (memiliki nilai yang paling besar dibandingkan dengan daya keluaran yang lain sehingga bisa digunakan dalam pengoperasian reaktor dalam jangka panjang).Kata kunci: burn up, densitas nuklida, LFR, shuffling, UN-PuN.

Analisis Kekritisan Lead-Cooled Fast Reactor (LFR) Berdasarkan Variasi Bahan Bakar (U-Zr dan UN-PuN) Lidia Munita; Mohammad Ali Shafii; Feriska Handayani Irka; Zaki Su'ud
Jurnal Fisika Unand Vol 7 No 1 (2018)
Publisher : Universitas Andalas

Telah dilakukan analisis kekritisan Lead-Cooled Fast Reactor (LFR) menggunakan program SRAC. Reaktor ini menggunakan Pb-Bi sebagai pendingin. Analisis kekritisan LFR dilakukan dengan menvariasikan jenis bahan bakar yaitu uranium-plutonium nitrida (UN-PuN) dan uranium-zirkonium (U-Zr). Parameter neutronik yang dianalisis adalah faktor multiplikasi neutron (keff). Pada penelitian ini digunakan metode shuffling. Metode shuffling digunakan agar reaktor dapat beroperasi tanpa pengayaan dan menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar. Teras reaktor dibagi menjadi 11 region arah radial. Sepuluh region pertama digunakan untuk menempatkan bahan bakar dan region ke-11 sebagai reflektor. Pada awal operasi reaktor, masing-masing region diisi dengan bahan bakar uranium alam yang telah di burn up terlebih dahulu. Setelah 10 tahun pembakaran, hasil burn up pada region 1 di shuffling ke region 2, hasil burn up region ke-2 di shuffling ke region 3, begitu seterusnya sampai hasil burn up region ke-9 di shuffling ke region 10 dan hasil burn up region ke-10 dikeluarkan dari teras reaktor sehingga region 1 dapat diisi dengan bahan bakar baru dan begitu seterusnya sampai 100 tahun operasi reaktor. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa bahan bakar UN-PuN lebih optimal dibandingkan bahan bakar U-Zr. Hal ini ditunjukkan oleh nilai keff yang diperoleh pada bahan bakar UN-PuN lebih tinggi dibandingkan U-Zr untuk fraksi bahan bakar yang sama.Kata kunci : keff, LFR, SRAC, UN-PuN, U-Zr, strategi shuffing.

Co-Authors Ade Wahyuni Adrial, Rico Afdal Afdal Afdal Afdal, Afdal Afdhal Muttaqin Ahmad Fauzi Pohan Alimin Mahyudin Andriati, Susi Arif Budiman Astuti Astuti Astuti Astuti Astuti Astuti Astuti Cici Rahmadya Guskha Dahlianum Dahlianum Dahlianum Dahlianum Dahyunir Dahlan Damayanti, Elok Dedi Mardiansyah Dian Fitriyani Dian Fitriyani Dian Milvita Dora Andris Dwi Irwanto Dwi Pujiastuti Dwi Pujiastuti Dwi Puryanti Elistia Liza Namigo, Elistia Elsa Yolanda Putri Elvaswer Elvaswer Faizah Musra Faizah Musra Harmadi Harmadi Harmadi Harmadi Herviya Herviya Herviyana Herviyana Hiroshi Sekimoto Imam Taufik Imam Taufiq Imam Taufiq Iqbal Ramadhan Iqbal Ramadhan Lidia Munita Marzuki Marzuki Marzuki Marzuki Meqorry Yusfi Mohammad Ali Shafii Mora Mora Mora Mora Mora Mousa, Almahdi Muhammad Arif Muhammad Arif Muhammad Kahfi Muhammad Kahfi Muhammad Ridho Isdi Muhammad Ridho Isdi Muldarisnur, Mulda Muthia Annisa Putri Mutya Vonnisa Naela Amalia Zulfa Naela Amalia Zulfa Nella Permata Sari Nini Firmawati Nurul Hasanah Rahmad Rasyid Rahmad Rasyid Rahmat Rasyid Rahmat Rasyid Ramacos Fardela Rani Delvihardini Rani Delvihardini Revina Septi Riska Riska Siti Nurul Khotimah Solly Aryza Sri Handani Sri Oktamuliani Susi Andriati Trengginas Eka Putra Sutantyo Tringginas Eka Putra Sutantyo Usna, Sri Rahayu Alfitri Veithzal Rivai Zainal Wahyuni, Ade Widya Sardi Wildian Wildian Zaki Su'ud Zaki Su'ud Zaki Suâ€™ud Zaki Suâ€™ud Zaki Suud Zulfi Zulfi Zulfi Zulfi

Title

Found 31 Documents
Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title Search

Found 31 Documents Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 31 Documents
Search