Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2020 - 2025
3.199
P-Index
This Author published in this journals
All Journal Jurnal Fisika Unand Jurnal Spektra Jurnal Penelitian Pendidikan IPA (JPPIPA) Jurnal Ilmu Fisika Sainstek : Jurnal Sains dan Teknologi INTEGRITAS : Jurnal Pengabdian BERNAS: Jurnal Pengabdian Kepada Masyarakat Jurnal Pengabdian kepada Masyarakat Nusantara Computational and Experimental Research in Materials and Renewable Energy (CERiMRE)
Mohammad Ali Shafii
Departement Fisika, Fakultas Matematika Dan Ilmu Pengetahuan Alam, Universitas Andalas
Religion Agriculture, Biological Sciences & Forestry Humanities Astronomy Biochemistry, Genetics & Molecular Biology Chemical Engineering, Chemistry & Bioengineering Chemistry 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 Law, Crime, Criminology & Criminal Justice Materials Science & Nanotechnology Mathematics Neuroscience Nursing Physics Public Health Social Sciences Veterinary Other

Published : 32 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 32 Documents
Search

 1   2   3   4 
PERHITUNGAN PENAMPANG LINTANG MIKROSKOPIK DALAM SEL BAHAN BAKAR NUKLIR Shafii, Mohammad Ali
Jurnal Spektra Vol 16, No 1 (2015): Spektra: Jurnal Fisika dan Aplikasinya
Publisher : Jurnal Spektra

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

AbstrakPerhitungan penampang lintang mikroskopik sel bahan bakar nuklir sangat penting dilakukan untuk menentukan distribusi fluks neutron dalam teras reaktor nuklir, karena distribusi fluks yang merata akan menentukan daya reaktor. Library data nuklir yang digunakan dalam penelitian ini adalah JFS-3-J33-70g yang dipakai oleh kode komputer SLAROM dari JAEA (Japan Atomic Energi Agency). Secara garis besar proses perhitungan adalah sebagai berikut; membaca data dari library SLAROM JFS-33 berdasarkan pada masukan spesifikasi sel bahan bakar nuklir. Kemudian menginterpolasi dari tabulasi nilai-nilai sebagai fungsi penampang lintang latar dan suhu. Selanjutnya menghitung penampang lintang latar awal untuk koreksi heterogenitas menggunakan pendekatan Wigner dengan memasukkan faktor Dancoff dan Bell. Interpolasi dengan metode cubic spline baik terhadap variabel temperatur maupun penampang lintang latar dilakukan lagi untuk mendapatkan penampang lintang serapatan dan hamburan total. Dari hasil perhitungan, nilai penampang lintang fisi, capture, elastik dan tak elastik nuklida U-235 memberikan hasil yang sesuai dengan referensi.AbstractCalculation of microscopic cross section of nuclear fuel cell need to be done to determine the distribution of neutron flux in the nuclear reactor core, because the distribution of flux evenly will determine the power reactor. Nuclear data library that is used in this research is the JFS-3-70-J33 used by SLAROM computer code from JAEA (Japan Atomic Energy Agency). Generally the process of calculation are as follows; read data from library of SLAROM JFS-3-70-J33 based on input specifications of nuclear fuel cells. Futhermore, interpolatation of the tabulated values as a function of background cross section and temperature is done. Initial background cross section for heterogeneity correction is calculated using Wigner approach by inserting Dancoff and Bell factors. Interpolation by cubic splines method for the variable of temperature and background cross section is evaluated again to get an absorbtion and total scattering cross section. The results show that the microscopic fission, capture, elastic and inelastic cross section of U-235 isotope are in accordance with the reference.Keywords: microscopic cross section, nuclear fuel cell, background cross section
UJI KEMURNIAN BENSIN DI SPBU DAN PENGECER SE-KOTA PADANG MENGGUNAKAN METODE SPEKTROSKOPI SERAPAN ATOM MERKURI Shafii, Mohammad Ali; Harmadi, Harmadi; Ihksan, Khairatul; Herlina, Seni; Tongkukut, J.
Sainstek : Jurnal Sains dan Teknologi Vol 2, No 2 (2010)
Publisher : IAIN Batusangkar

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (563.126 KB) | DOI: 10.31958/js.v2i2.19

Abstract

The gasoline purity test has been carried out in several retailers inPadangcity using Mercury atomic absorption spectroscopy method. As an object of study was taken 10 samples of gasoline were sold in stalls scattered retailers in the city ofPadang, for subsequent comparison with standard samples that taken from Pertamina Teluk Kabung Padang. Spectrum produced by each sample was analyzed based percentage difference between the spectrum peak, the angle position and the sample wavelength. To determine the level of gas purity, the mixing gasoline with kerosene have been done with the percentage ratio of 5% to 25%. From this research, it appears that gasoline retailers in the region of Batas Kota, Air Pacah and Pasar Baru indicating that the mixing of gasoline and kerosene to achieve the highest percentage, namely 25.3%, 23.2% and 17.2%. Meanwhile, the regions with the lowest percentage of blending gasoline and kerosene are in the area of Tunggul Hitam, Kuranji and Bungus, namely 3.7%, 5.0% and 4.9%.Key words: purity, gasoline, several retailers, atomic spectrum 
Long-Term Change in Characteristics of Cloud Vertical Structures Over Sumatra from Radiosonde Observations Lismalini, Lismalini; Marzuki, Marzuki; Shafii, Mohammad Ali
Jurnal Ilmu Fisika Vol 13, No 1 (2021): Published in March 2021
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jif.13.1.41-53.2021

Abstract

Study on the vertical structure of cloud in Indonesia in terms of climate change is still very limited. We investigated the long-term change in characteristics of cloud vertical structures over Sumatra from three radiosonde observation stations in this work. The cloud base height (CBH), cloud top height (CT), and the number of cloud layers were retrieved using relative humidity (RH) profiles from radiosonde observation. The height of the cloud base is determined by taking the height of the layer with relative humidity (RH) value > 84% with at least a 3% jump in the RH from the ground level. Sumatra’s most frequently observed cloud layer is a one-layer cloud with an average occurrence rate of > 60%, which is slightly larger than the one-layer cloud globally. The percentage of appearance values at the Padang station, Pangkal Pinang, and Medan are 63.58%, 69.50% and 66.05%. The appearance of low-level clouds also dominates in Sumatra compared to other cloud types. CT and CBH increase with the number of years including all seasons. This is in line with the increase in temperature in Indonesia reported by previous researchers. On the other hand, the clouds’ thickness, especially for the cloud with one layer, varies from one location to another. The thickness of clouds decreases at Padang station and does not change at Pangkal Pinang and Medan stations.
Analisis Perbandingan Nilai Conformity Index dan Homogeneity Index pada Teknik 3D-CRT dan IMRT pada Kasus Kanker Payudara Berdasarkan Hasil TPS di RS UNAND Mutiatul Husni; Mohammad Ali Shafii; Rico Adrial; Muhammad Ilyas
Jurnal Fisika Unand Vol 10 No 4 (2021)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (957.009 KB) | DOI: 10.25077/jfu.10.4.511-517.2021

Abstract

Telah dilakukan penelitian mengenai analisis perbandingan perencanaan 3D-CRT dan IMRT pada pasien kanker payudara berdasarkan hasil TPS. Penelitian dilakukan di Rumah Sakit Universitas Andalas, Padang. Tujuan penelitian membandingkan nilai Conformity index (CI) dan Homogeneity Index (HI), sehingga diketahui teknik yang lebih efesien digunakan. Penelitian menggunakan 15 data pasien kanker payudara dengan berkas foton 6 MV dan dosis radiasi yang diberikan bernilai 200 cGy dengan 25 kali fraksi sehingga total dosis radiasi bernilai 5000 cGy. Data yang digunakan yaitu dosis radiasi pada 2%, 50%, 98% volume kanker dan volume kanker pada 95% dosis radiasi yang diberikan. Hasil yang diperoleh untuk nilai CI pada teknik 3D-CRT 0,9157-0,9906 dan untuk teknik IMRT 0,9447-0,9987. Nilai HI untuk teknik 3D-CRT 0,1729-0,3954 dan untuk teknik IMRT 0,0385-0,1472. Dari hasil penelitian dengan membandingakan nilai CI dan HI dapat disimpulkan bahwa teknik IMRT lebih efisien dibandingkan teknik 3D-CRT.
Analisis Koefisien Difusi Neutron terhadap Jarak Ekstrapolasi dalam Persamaan Difusi Multigrup Satu Dimensi Winka Wino Yunanda; Mohammad Ali Shafii
Jurnal Fisika Unand Vol 8 No 4 (2019)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (821.517 KB) | DOI: 10.25077/jfu.8.4.362-367.2019

Abstract

Telah dilakukan analisis koefisien difusi neutron terhadap jarak ekstrapolasi dalam persamaan difusi multigrup satu dimensi. Penelitian ini bertujuan untuk menentukan distribusi fluks neutron yang selanjutnya digunakan sebagai nilai masukan untuk menghitung koefisien difusi neutron sebagai fungsi 70 grup energi. Jenis reaktor yang digunakan dalam penelitian ini adalah reaktor cepat dengan teras berbentuk slab dan bahan bakar yang digunakan adalah U-PuN. Pada penelitian ini dilakukan perhitungan distribusi fluks neutron dan koefisien difusi neutron untuk 20 grup energi yaitu hanya pada grup energi tinggi saja. Hasil penelitian menunjukkan bahwa nilai koefisien difusi pada 20 grup terhadap jarak ekstrapolasi pada grup energi cepat untuk bahan bakar U-235 dan Pu-239 diperoleh nilai yang hampir sama yaitu antara 1x10-4cm sampai 5x10-4 cm hal ini terjadi karena U-235 dan Pu-239 merupakan bahan fisil, sedangkan nilai koefisien difusi neutron pada U-238 jauh lebih kecil yaitu antara 5x10-5cm sampai 25x10-5 cm, perbedaan nilai ini terjadi karena U-238 merupakan bahan fertil.Kata kunci: distribusi fluks neutron, grup energi, jarak ekstrapolasi, koefisien difusi neutron
Analisis Distribusi Fluks Neutron pada Reaktor Berbentuk Slab Menggunakan Persamaan Difusi Multigrup Satu Dimensi dengan Metode Gauss-Seidel Imra Zakyia; Mohammad Ali Shafii
Jurnal Fisika Unand Vol 9 No 3 (2020)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (556.913 KB) | DOI: 10.25077/jfu.9.3.388-393.2020

Abstract

Telah dilakukan penelitian mengenai distribusi fluks neutron dalam persamaan difusi neutron multigrup satu dimensi.  Jenis reaktor yang digunakan adalah reaktor cepat dengan teras berbentuk slab dan bahan bakar yang digunakan yaitu U-PuN. Penelitian ini menggunakan penampang lintang makroskopik di level sel bahan bakar sebagai masukan awal untuk 70 grup energi.  Data library yang digunakan adalah JFS-3-J33 70 grup energi neutron yang merupakan data dari kode komputer SLAROM dari JAEA Jepang.  Rentang energi dibagi ke dalam tiga daerah grup energi yaitu grup energi cepat, grup energi menengah dan grup energi termal.  Metode iterasi yang digunakan dalam penelitian ini adalah metode iterasi Gauss-Seidel.  Hasil penelitian menunjukkan bahwa distribusi fluks neutron pada grup energi cepat untuk bahan bakar U-235 dan Pu-239 berkisar antara 32,96 n/s cm2  sampai 121,95  n/s cm2, sedangkan pada grup energi menengah terjadi tumpang tindih antar grup energi dan pada grup energi termal distribusi fluks neutron untuk U-238 lebih rendah dibandingkan dengan U-235 dan Pu-239. Perbedaan nilai ini terjadi karena U-238 merupakan bahan fertil. Distribusi fluks neutron pada grup energi cepat memiliki nilai lebih akurat dibandingkan dengan grup energi menengah dan termalkarena penelitian ini didesain untuk reaktor cepat. Research on the distribution of the neutron flux in the one-dimensional multigroup neutron diffusion equation has been done. The type of reactor used is a fast reactor with a slab-shaped reactor core, and the fuel used is U-PuN. The study used macroscopic cross-sections at the fuel cell level as initial input for 70 neutron energy groups. The data library used is JFS-3-J33 70 energy groups, the library data of SLAROM computer codes from JAEA Japan. The energy range is divided into three regions of neutron energy groups, namely fast, medium, and thermal energy groups. The iteration method used in this study is the Gauss-Seidel iteration method. The results showed that the flux distribution in the fast energy group for U-235 and Pu-239 fuels ranged from 32.96 n/s cm2 to 121.95 n/s cm2, whereas in the intermediate neutron energy group overlaps each other and in the thermal energy group the U-238 neutron flux distribution is lower than U-235 and Pu-239. This difference in value occurs because U-238 is fertile material. The distribution of neutron flux in the fast energy group has a more accurate value compared to the medium and thermal energy groups because this study is designed for fast reactors.
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 | Full PDF (139.913 KB) | 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 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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (297.052 KB) | DOI: 10.25077/jfu.7.1.45-49.2018

Abstract

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 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 | Full PDF (424.602 KB) | 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.
Perhitungan Matriks Pij dan Distribusi Fluks Neutron pada Sel Bahan Bakar Nuklir U-235 dan U-238 Berbentuk Slab Menggunakan MOC Jakaria Usman; Shafii Ali Mohammad
Jurnal Fisika Unand Vol 6 No 1 (2017)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (746.622 KB) | DOI: 10.25077/jfu.6.1.74-80.2017

Abstract

Telah dilakukan perhitungan matriks Pij serta distribusi fluks neutron di dalam geometri slab pada sel bahan bakar nuklir U-235 dan U-238 dalam kondisi homogen dan tidak homogen. Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh nilai fluks skalar dan nilai Pij yang menggunakan Method of Characteristic (MOC). Besarnya fluks neutron dan nilai Pij bergantung pada penampang lintang bahan bakar nuklir, lebar region, jumlah region dan parameter input lainnya. Hasil penelitian ini secara umum telah sesuai dengan teori yaitu nilai Pij total pada beberapa region bernilai ≈ 1. Nilai Pij dan distribusi fluks neutron pada keadaan homogen lebih baik dan seragam dibandingkan pada keadaan tidak homogen, hal ini terlihat dari bentuk distribusi fluks pada slab sesuai dengan penelitian yang dilakukan oleh Karriem (2012) Kata kunci: Matriks Pij, fluks neutron, Method of Characteristic(MOC), homogen, tidak homogen
Co-Authors Adrial, Rico Afdhal Muttaqin Alimin Mahyudin Arif Budiman Artoto Arkundato Astuti Astuti - Astuti Astuti Cici Rahmadya Guskha Cici Rahmadya Guskha, Cici Rahmadya Dahyunir Dahlan Dedi Mardiansyah Dian Fitriyani Dian Milvita Dwi Pujiastuti Dwi Puryanti Elistia Liza Namigo, Elistia Elsa Yolanda Putri Elvaswer Elvaswer Feriska Handayani Irka, Feriska Handayani Fiqi Diyona Fiqi Diyona, Fiqi Hadi Razaqiyanto Harmadi Harmadi Helen Raflis Helmi Yusnaini Husni, Mutiatul Imam Taufik Imra Zakyia Indria Wulandari J. Tongkukut Jakaria Usman Khairatul Ihksan Lidia Munita Lismalini Lismalini Lismalini, Lismalini Lutfi Rohman Marzuki Marzuki Meqorry Yusfi Mora Mora Mora Muhammad Ilyas Muhammad Ilyas Mulya Prasetya Munita, Lidia Mutiatul Husni Mutya Vonnisa Nabila, Putri Nini Firmawati Prasetya, Mulya Raflis, Helen Rahmad Rasyid Rahmat Rasyid Ramacos Fardela Ramadani Safitri Ravidho Ramadhan Razaqiyanto, Hadi Revina Septi Seni Herlina Seni Herlina J. Tongkukut Septi, Revina Solly Aryza Sri Handani Sri Oktamuliani Su'ud, Zaki Su’ud, Zaki Syarifah, Ratna Dewi Wenny Maulina, Wenny Wildian Wildian Winka Wino Yunanda WULANDARI, INDRIA Yunanda, Winka Wino Yusfi, Meqqory Zaki Su'ud Zaki Su’ud Zaki Suud Zakyia, Imra Zulfi Zulfi, Zulfi