Article Per Year (5 Year)
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
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
Check
Articles

Found 31 Documents
Search

 1   2   3   4 
Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran Cici Rahmadya Guskha; Mohammad Ali Shafii; Feriska Handayani Irka; Zaki Su’ud
Jurnal Fisika Unand Vol 5 No 1 (2016)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.5.1.7-13.2016

Abstract

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).  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.
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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.5.1.21-27.2016

Abstract

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 keff  antara 0,95 sampai 1,05 (reaktor berada dalam keadaan kritis) dan untuk volume 20 m3 keff ˃ 1,05 (keadaan superkritis) dengan ayunan reaktivitas ±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 Bahan Pendingin (He, CO2, N2) Riska Riska; Dian Fitriyani; Feriska Handayani Irka
Jurnal Fisika Unand Vol 5 No 1 (2016)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.5.1.28-34.2016

Abstract

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 ≤ 10-6.  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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.7.1.69-72.2018

Abstract

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.  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 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 keff  yang paling optimal digunakan pada reaktor SFR.Kata kunci: faktor multiplikasi keff , periode burn up, program SRAC, strategi shuffling
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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.7.1.80-83.2018

Abstract

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.
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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.7.2.151-158.2018

Abstract

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. Kata kunci : Burn up, faktor multiplikasi, GCFR, 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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.7.2.166-171.2018

Abstract

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. Kata kunci: analisis neutronik, GCFR, SRAC, strategi suffling
Determination of Radiation Dose Rate and Dose Analysis of Radiation Workers in Radiology Installation at Pariaman Hospital Fardela, Ramacos; Andriati, Susi; Irka, Feriska Handayani; Mousa, Almahdi; Wahyuni, Ade
Jurnal Fisika Flux: Jurnal Ilmiah Fisika FMIPA Universitas Lambung Mangkurat Vol 21, No 3 (2024): Jurnal Fisika Flux: Jurnal Ilmiah Fisika FMIPA Universitas Lambung Mangkurat
Publisher : Lambung Mangkurat University Press

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.20527/flux.v21i3.20529

Abstract

Diagnostic radiology is the most significant contributor to irradiation in the general population. Unnecessary irradiation of workers, patients, and the public during radiological procedures should be significantly reduced without affecting the medical diagnostic value. This study was conducted to analyze and evaluate the radiation dose rate, radiation protection facilities and radiation worker dose of Radiology Installation of Pariaman Regional Hospital. The method of determining the radiation dose rate at the Radiology Instalansi of Pariaman Hospital uses a PDR 303 gamma surveymeter and the rooms to be measured are CT-Scan rooms, conventional X-rays and mammography. Collecting data on radiation protection facilities, then it will be analyzed based on Nuclear Energy Regulatory Agency Regulation No. 4 of 2020 and radiation worker dose data in 2023 will be analyzed based on Nuclear Energy Regulatory Agency Regulation No. 4 of 2013. The results of the study showed that the radiation dose rate around the CT-Scan room was found to be (0.24-1.61) μSv/hour, the conventional X-ray room with irradiation using the minimum exposure factor obtained a radiation dose rate around the room ranging from (0.013-0.33) μSv/hour and with the maximum exposure factor obtained a dose rate around the room of (0.33-1.08) μSv/hour and the mammography room obtained a radiation dose rate of (0.03-0.40) μSv/hour. The radiology room facilities used by Pariaman Hospital are in accordance with the standards set by Nuclear Energy Regulatory Agency Regulation No. 4 of 2020. And the dose rate received by radiation workers at Pariaman Hospital is below the Dose Limit Value set by Nuclear Energy Regulatory Agency Regulation No. 4 of 2013. Based on the results of this study, it is found that there are several measurement points in the CT-Scan and conventional X-ray rooms that exceed the community dose limit value.
Determination of Radiation Dose Rate in Radiology Installations Using Raysafe X2 Surveymeter Susi Andriati; Feriska Handayani Irka; Nini Firmawati; Ade Wahyuni; Ramacos Fardela
Jurnal Pendidikan Fisika dan Teknologi (JPFT) Vol 10 No 2 (2024): July - December
Publisher : Department of Physics Education, Universitas Mataram

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.29303/jpft.v10i2.7841

Abstract

Based on the study of radiation dose rates in the Radiology Installation of Pariaman Regional Hospital using a Raysafe surveymeter, it can be reported that the radiation dose rate in the CT-Scan room is measured at (0.30-1.27) μSv/hour. In the conventional X-ray room, the radiation dose rate is found to be between (0.2-0.5) μSv/hour, while in the mammography room, the dose rate ranges from (0.00-0.40) μSv/hour. These findings indicate that the highest radiation exposure occurs in the CT-Scan room, which aligns with the higher complexity and intensity of the imaging procedures performed there. The relatively low dose rates in the conventional X-ray and mammography rooms suggest effective radiation shielding and adherence to safety protocols. Continuous monitoring of radiation levels is essential to ensure they remain within safe limits for both patients and medical staff. Furthermore, this data can be instrumental in optimizing exposure parameters, helping to minimize unnecessary radiation exposure while maintaining diagnostic quality. Implementing regular training for staff on radiation safety practices is also critical, as it enhances awareness and adherence to established protocols. Overall, these measures contribute to a safer radiology environment for all involved.
Education of Disaster Awareness through Disaster Readiness Socialization as an Effort to Increase Community Knowledge around the Nobita Hill Tourism Area on Disaster Mitigation Marzuki Marzuki; Mutya Vonnisa; Harmadi Harmadi; Dwi Pujiastuti; Arif Budiman; Dwi Puryanti; Sri Oktamuliani; Imam Taufiq; Meqorry Yusfi; Rahmat Rasyid; Astuti Astuti; Sri Handani; Sri Rahayu Alfitri Usna; Dian Fitriyani; Elvaswer Elvaswer; Muhammad Arif; Muhammad Kahfi; Naela Amalia Zulfa; Iqbal Ramadhan; Nurul Hasanah; Feriska Handayani Irka
Warta Pengabdian Andalas Vol 31 No 2 (2024)
Publisher : Lembaga Penelitian dan Pengabdian kepada Masyarakat (LPPM) Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jwa.31.2.353-361.2024

Abstract

Nobita Hill, a tourist site in Padang City, is undergoing development as a tourist destination that offers a bird's-eye view of Padang City. Unfortunately, the hilly topography with steep slopes increases the risk of landslides in this area. In order to address the problem, the community service team from the Physics Department of Andalas University has carried out a six-month community service program from July to December 2022. It focused on disaster awareness education and used a qualitative approach. This activity aims to socialize disaster mitigation efforts, especially those related to landslides and earthquakes, considering that Padang City is also prone to earthquakes. The results of this activity showed an increase in the knowledge of the local community after the socialization, but repeated activities are needed to achieve optimal results. This ongoing activity is essential to ensure continuous improvement in the community's understanding of disaster mitigation and to support efforts to make Bukit Nobita a disaster-resilient area. Thus, this activity makes a positive contribution to shaping a safe, sustainable, and disaster-resilient tourism environment.
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 Su’ud Zaki Su’ud Zaki Suud Zulfi Zulfi Zulfi Zulfi