Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2021 - 2026
2.693
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 
Pengayaan Materi Fisika untuk Meningkatkan Pemahaman Siswa Terhadap Konsep Dinamika Rotasi dan Keseimbangan Benda Tegar Fardela, Ramacos; Budiman, Arif; Mardiansyah, Dedi; Muttaqin, Afdhal; Shafii, Mohammad Ali; Vonnisa, Mutya; Namigo, Elistia Liza; Pujiastuti, Dwi; Handani, Sri; Fitriyani, Dian; Mahyudin, Alimin; -, Astuti
INTEGRITAS : Jurnal Pengabdian Vol 8 No 1 (2024): JANUARI - JULI
Publisher : Lembaga Penelitian dan Pengabdian kepada Masyarakat - Universitas Abdurachman Saleh Situbondo

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.36841/integritas.v8i1.4046

Abstract

Dinamika rotasi dan keseimbangan benda tegar adalah topik Fisika yang seringkali dijadikan sebagai materi yang sulit oleh siswa di tingkat SMA karena melibatkan konsep fisika yang lebih kompleks dan matematis daripada beberapa topik lainnya. Untuk mengatasi kesulitan ini, penting untuk memiliki metode pengajaran yang efektif yang menggabungkan demonstrasi visual, eksperimen praktikum, dan pemahaman konsep secara mendalam. Pengabdian dosen fisika untuk membantu pemahaman konsep dinamika rotasi dan keseimbangan benda tegar di SMA dapat dilakukan melalui penyampaian materi yang interaktif dan mudah dimengerti. Departemen Fisika, FMIPA, Universitas Andalas melakukan kegiatan pengabdian ini di SMA N 1 Gunung Talang, Kabupaten Solok, Sumatera Barat. Kegiatan dilakukan melalui beberapa tahap yaitu tahapan persiapan, tahapan pelaksanaan, dan tahapan evaluasi. Hasil pengabdian yang dilakukan mampu meningkatkan pemahan siswa tentang materi Dinamika rotasi dan keseimbangan benda tegar dilihat dari hasil test yang diberikan. SMAN 1 Gunung Talang berharap kegiatan seperti ini dapat dilanjutkan pada pengabdian berikutnya sehingga dapat menumbuhkan minat siswa dalam pelajaran sains khusus nya Fisika.
Perhitungan Shutdown Margin Teras NuScale Menggunakan OpenMC Hadi Razaqiyanto; Mohammad Ali Shafii; Helen Raflis
Jurnal Fisika Unand Vol 12 No 4 (2023)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.12.4.512-517.2023

Abstract

One of the important reactor safety parameters to study is the issue of shutdown margin (SDM). This study aims to obtain an effective safety design of the NuScale reactor in reviewing the SDM value parameter. SDM calculations are performed using OpenMC, which is a programming code based on the Monte Carlo method. OpenMC is an open source calculation code that has the advantage of access to modifications to the reactor core geometry design. The type of reactor used in this simulation is the NuScale Small Modular Reactor (SMR) which is a Pressurized Water Reactor (PWR) type of reactor. The NuScale core simulation was designed in accordance with the General Design Criterion (GDC), which is a core arrangement that has a Control Rod Assemblies (CRA) regulating bank (RB) and CRA shutdown bank (SB) and UO2 fuel with an enrichment of <4.9%. From the calculation results, the SDM value of NuScale is 17743 pcm. This NuScale core SDM value indicates that the NuScale reactor under study complied with the sufficient safety design limits for all power levels and operating modes.
Pengelolaan Laboratorium di SMAN 2 Sipora Kepulauan Mentawai Mardiansyah, Dedi; Mahyudin, Alimin; Wildian, Wildian; Dahlan, Dahyunir; Shafii, Mohammad Ali; Zulfi, Zulfi; Rasyid, Rahmat; Milvita, Dian; Astuti, Astuti; Yusfi, Meqqory; Firmawati, Nini; Oktamuliani, Sri
Jurnal Pengabdian kepada Masyarakat Nusantara Vol. 6 No. 1 (2025): Jurnal Pengabdian kepada Masyarakat Nusantara Edisi Januari - Maret
Publisher : Lembaga Dongan Dosen

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.55338/jpkmn.v6i1.4793

Abstract

Laboratorium adalah fasilitas penting dalam pembelajaran fisika di sekolah yang berperan dalam meningkatkan minat dan motivasi siswa untuk mempelajari fisika. Aktivitas di laboratorium umumnya berupa kegiatan praktikum atau demonstrasi. Agar laboratorium dapat berfungsi optimal sebagai media pembelajaran fisika, pengelolaannya perlu direncanakan dengan baik. Berdasarkan hasil observasi di beberapa SMA di Sumatera Barat, ditemukan bahwa banyak laboratorium kurang dikelola dengan baik sehingga keberadaannya tidak efektif. Siswa jarang diajak untuk praktikum, dan peralatan yang sudah disediakan oleh Dinas Pendidikan sering kali jarang digunakan, sehingga banyak yang rusak karena tidak terpakai. Tata letak dan fasilitas laboratorium sering kali kurang rapi dan belum diinventarisasi dengan baik. Guru fisika mengalami kendala dalam melaksanakan praktikum karena tidak tersedia modul atau buku panduan. Akibatnya, kegiatan praktikum yang seharusnya dilakukan di laboratorium kini hanya dilaksanakan di kelas dengan peralatan yang terbatas, sehingga potensi laboratorium tidak dimanfaatkan sepenuhnya. Atas dasar masalah-masalah ini, tim Pengabdian Kepada Masyarakat (PKM) melakukan pembinaan pengelolaan laboratorium fisika di SMAN 2 Sipora untuk mendukung kelancaran kegiatan praktikum dan proses pembelajaran. Tahapan kegiatan PKM meliputi: 1) Sosialisasi tentang pengelolaan laboratorium, 2) Pengembangan Laboratorium Percontohan Implementasi Merdeka Belajar, 3) Diskusi pembuatan alat-alat praktikum sederhana, 4) Diskusi pembuatan modul atau buku panduan praktikum, dan 5) Monitoring awal serta lanjutan di SMAN 2 Sipora.
Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran Guskha, Cici Rahmadya; Shafii, Mohammad Ali; Irka, Feriska Handayani; Su’ud, Zaki
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.
Analisis Kekritisan Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR) Berdasarkan Variasi Bahan Bakar Septi, Revina; Shafii, Mohammad Ali; Irka, Feriska Handayani; Su'ud, Zaki
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) Munita, Lidia; Shafii, Mohammad Ali; Irka, Feriska Handayani; Su'ud, Zaki
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 Faktor Pelemahan Neutron dari Berbagai Jenis Bahan untuk Aplikasi Moderator/Reflektor dan Batang Kendali Pada Reaktor Termal Prasetya, Mulya; Shafii, Mohammad Ali
Jurnal Fisika Unand Vol 7 No 3 (2018)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.7.3.208-214.2018

Abstract

Salah satu cara untuk menentukan sifat moderator dalam reaktor termal dari berbagai bahan adalah dengan menganalisis faktor pelemahan neutronnya. Analisis faktor pelemahan neutron dilakukan pada beberapa jenis bahan berbentuk slab satu dimensi. Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui sifat bahan yang cocok sebagai moderator dalam reaktor termal. Selain itu diperlihatkan juga bahan yang cocok sebagai batang kendali dan reflektor. Biasanya sifat-sifat bahan tersebut ditentukan berdasarkan data tampang lintang serapan dan hamburannya, namun dalam penelitian ini ditunjukkan bentuk pola pelemahan neutronnya. Penelitian ini dilakukan secara simulasi komputasi yang menampilkan pola faktor pelemahan neutron dengan menggunakan software MATLAB. Ketebalan bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah 20 cm. Terdapat sepuluh bahan yang diteliti, yaitu air ringan (H2O), air berat  (D2O), grafit (C), berrilium (Be), boron (B), hidrogen (H), helium (He), natrium (Na), besi (Fe) dan deuterium (D). Data penampang lintang bahan yang digunakan dalam penelitian ini adalah data penampang lintang total bahan yang merupakan penjumlahan dari nilai penampang lintang serapan dan penampang lintang hamburan. Hasil penelitian menunjukkan bahwa berdasarkan pola faktor pelemahan neutronya bahan yang cocok sebagai moderator dan juga reflector adalah air ringan (H2O), air berat (D2O), grafit (C) dan berrilium (Be). Selain itu, pada penelitian ini diperoleh bahan yang cocok sebagai batang kendali adalah boron (B).Kata kunci: Faktor pelemahan neutron, moderator, reaktor termal, penampang lintang total
Analisis Koefisien Difusi Neutron terhadap Jarak Ekstrapolasi dalam Persamaan Difusi Multigrup Satu Dimensi Yunanda, Winka Wino; Shafii, Mohammad Ali
Jurnal Fisika Unand Vol 8 No 4 (2019)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | 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 Zakyia, Imra; Shafii, Mohammad Ali
Jurnal Fisika Unand Vol 9 No 3 (2020)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | 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 Perbandingan Nilai Conformity Index dan Homogeneity Index pada Teknik 3D-CRT dan IMRT pada Kasus Kanker Payudara Berdasarkan Hasil TPS di RS UNAND Husni, Mutiatul; Shafii, Mohammad Ali; Adrial, Rico; Ilyas, Muhammad
Jurnal Fisika Unand Vol 10 No 4 (2021)
Publisher : Universitas Andalas

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