Garuda - Garba Rujukan Digital

p-Index From 2021 - 2026

3.533

P-Index

This Author published in this journals

All Journal POSITRON Jurnal Fisika Unand Jurnal Penelitian Pertanian Terapan Bunda Edu-Midwifery Journal (BEMJ) Ensiklopedia of Journal Jurnal Ilmu Fisika Borneo Nursing Journal (BNJ) INTEGRITAS : Jurnal Pengabdian BERNAS: Jurnal Pengabdian Kepada Masyarakat Jurnal Kebidanan Malakbi Warta Pengabdian Andalas: Jurnal Ilmiah Pengembangan Dan Penerapan Ipteks Jurnal Manajemen Pendidikan Dasar, Menengah dan Tinggi [JMP-DMT] Indonesian Journal of Physics (IJP) Indonesian Journal of Community Empowerment and Service Socio-political Communication and Policy Review

Dian Fitriyani

Universitas Andalas

Author-ID : 447470

Religion Agriculture, Biological Sciences & Forestry Arts Humanities Astronomy Computer Science & IT Decision Sciences, Operations Research & Management Dentistry Earth & Planetary Sciences Economics, Econometrics & Finance Education Electrical & Electronics Engineering Energy Engineering Environmental Science Health Professions Languange, Linguistic, Communication & Media Law, Crime, Criminology & Criminal Justice Materials Science & Nanotechnology Mathematics Medicine & Pharmacology Neuroscience Nursing Physics Public Health Social Sciences Veterinary Other

Published : 69 Documents Claim Missing Document

Claim Missing Document

Articles

Title

1 2 3 4

PENGARUH VARIASI BAHAN PENDINGIN JENIS LOGAM CAIR TERHADAP KINERJA TERMOHIDROLIK PADA REAKTOR CEPAT Nevi Haryani; Dian Fitriyani
Jurnal Fisika Unand Vol 2 No 3: Juli 2013
Publisher : Universitas Andalas

Telah dilakukan simulasi perhitungan untuk analisis pengaruh berbagai bahan pendingin jenis logam cair terhadap kinerja termalhidrolik pada reaktor cepat dengan bahan bakar UN-PuN. Â Perhitungan dilakukan terhadap desain reaktor dengan geometri teras berbentuk kubus 3D dengan ukuran 80 x 80 x 80 cm. Optimasi desain reaktor dilakukan untuk variasi empat jenis bahan pendingin logam cair yaitu, Na, NaK, Pb dan PbBi. Tinjauan dilakukan terhadap parameter-parameter termalhidrolik yang meliputi distribusi temperatur teras dan penurunan tekanan sistem. Simulasi diawali dengan perhitungan difusi multigrup yang menghasilkan distribusi fluks neutron, faktor multiplikasi neutron dan distribusi densitas daya. Perhitungan termalhidrolik dilakukan terhadap Â masing-masing bahan pendingin pada laju alir awal 3000 kg/s. Â Kemudian dilakukan pengaturan hingga diperoleh kondisi laju alir yang sesuai untuk masing-masing performa pendingin. Hasil simulasi menunjukkan bahwa pendingin Pb dan PbBi memberikan kinerja termalhidrolik yang baik pada laju alir 3000 kg/s, sedangkan pendingin Na dan NaK menunjukkan kinerja termalhidrolik baik pada rentang laju alir massa pendingin dari 500 sampai 1500 kg/s.

Analisis Neutronik dan Temperatur Bahan Bakar Setelah Depressurized Loss of Forced Cooled (DLOFC) pada Pebble Bed Reactor (PBR) dengan Upgrade Daya Amalia Rosyidah; Dian Fitriyani; Topan Setiadipura
Jurnal Fisika Unand Vol 9 No 2 (2020)
Publisher : Universitas Andalas

Pada penelitian ini dilakukan analisis neutronik dan temperatur bahan bakar setelah DLOFC pada Pebble Bed Reactor (PBR) dengan upgrade daya. Reaktor acuan yang digunakan dalam penelitian ini yaitu HTR-PM. Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh desain reaktor dengan daya 300 MWt. Perhitungan dalam penelitian ini menggunakan software PEBBED6 code. Pada tahap awal dilakukan upgrade daya pada desain default HTR-PM. Parameter neutronik yang diperhatikan dalam penelitian ini yaitu nilai burnup yang tinggi dan temperatur puncak bahan bakar setelah DLOFC tidak melebihi 1620 oC. Berdasarkan capaian kedua parameter tersebut, daya pada desain default HTR-PM hanya dapat ditingkatkan hingga 260 MWt. Selanjutnya perhitungan pada daya yang di-upgrade disertai dengan pengaturan pada enrichment dan HM loading. Dari hasil pengamatan disimpulkan bahwa dengan enrichment dan HM loading yang tinggi maka semakin tinggi densitas bahan fisil sehingga dapat memperbesar nilai burnup dan juga temperatur puncak setelah DLOFC. Selanjutnya dilakukan optimasi ketinggian dan diameter teras reaktor dengan volume teras default (77,44 m3). Diameter teras yang diperkecil dapat menghantarkan panas hasil reaksi fisi keluar teras lebih maksimal. Kemudian dilakukan pengaturan enrichment dan HM loading bahan bakar kembali untuk mendapatkan daya maksimal. Desain optimal pada penelitian ini diperoleh untuk daya 300 MWt dengan HM loading 6 gU/pebble, enrichment 8,5% dan tinggi teras 14,64 m yang dapat menghasilkan nilai burnup 77,11 MWd/Kg.HM.Â In this research neutron and fuel temperature analysis is done after DLOFC on the Pebble Bed Reactor (PBR) with a power upgrade. The reference reactor used in this study is HTR-PM. This study aims to obtain a reactor design with 300 MWt of power. The calculation in this study use the PEBBED6 code software. In the initial stage, a power upgrade is performed on the default HTR-PM design. The neutronic parameters considered in this study are high burnup values and peak temperature after DLOFC do not exceeding 1620 oC. Based on the achievement of the two parameters, the power in the default HTR-PM design can only be increased up to 260 MWt. Furthermore, calculation on the upgraded power are accompanied by setting on the enrichment and HM loading. The next step is optimizing the height and diameter of the reactor core by maintaining the default core volume (77.44 m3). The reduced diameter of the terrace can deliver maximum heat from the fission reaction outside the terrace. Then the enrichment and HM loading of the fuel are regulated to get maximum power. The optimal design in this study was obtained for 300 MWt power with HM loading of 6 gU/pebble, 8.5% enrichment and a terrace height of 14.64 m which can produce a burnup value of 77.11 MWd/Kg.HM.

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 Burn Up pada Reaktor Pembiak Cepat Berpendingin Pb-Bi dengan Variasi Fraksi Bahan Bakar dan Bahan Pendingin Nurkholilah Nurkholilah; Dian Fitriyani
Jurnal Fisika Unand Vol 8 No 2 (2019)
Publisher : Universitas Andalas

Telah dilakukan simulasi pada desain Reaktor Pembiak Cepat Berpendingin Logam Cair (Pb-Bi), menggunakan kode simulasi berbasis bahasa pemograman Delphi 7.0 untuk menganalisis pembiakan bahan fisil 239Pu. Perhitungan diterapkan pada teras reaktor 2-D (dua dimensi) geometri r-z (silinder) dengan menempatkan bahan fertil (blanket) pada teras bagian luar. Teras reaktor dirancang beroperasi pada daya 150 MWt dengan bahan bakar campuran uranium dan plutonium nitrida dan pendingin logam cair Pb-Bi.Â Simulasi dilakukan terhadap beberapa variasi fraksi bahan bakar (35%, 40% dan 45%) dan bahan pendingin yang diawali dengan penyelesaian persamaan difusi untuk mendapatkan nilai faktor multiplikasi, fluks neutron dan distribusi daya.Â Nilai fluks yang diperoleh digunakan untuk menghitung perubahan densitas atom selama reaktor beroperasi yang diperlukan untuk menganalisis susutan bahan bakar.Â Hasil perhitungan menunjukkan bahwa nilai faktor multiplikasi neutron (keff) untuk semua fraksi berada dalam kondisi kritis. Untuk mencapai kondisi kritis diperlukan pengaturan enrichment, pada fraksi bahan bakar yang rendah diperlukan enrichment yang besar dan untuk fraksi bahan bakar yang tinggi diperlukan enrichment yang kecil. Pengaturan enrichment berpengaruh juga pada nilai distribusi fluks neutron, distribusi daya, densitas bahan bakar, breeding ratio dan burn up. Kinerja neutronik yang paling optimal diperoleh pada fraksi bahan bakar 45% dan pendingin 35%. Densitas plutonium tertinggi diperoleh pada fraksi bahan bakar 45% yang merupakan hasil reaksi fisi bahan bakar setelah 1 siklus (4 tahun) operasi. Nilai pertambahan densitas isotop diketahui dari nilai Breeding Ratio (BR) yang besar dari 1.Kata kunci: breeding ratio, bahan fisil, burn up, reaktor pembiak cepat

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

Pengaruh Bahan Bakar Un-PuN, Uc-PuC dan MOX terhadap Nilai Breeding Ratio pada Reaktor Pembiak Cepat Meiby Astri Lestari; Dian Fitriyani
Jurnal Fisika Unand Vol 3 No 1: Januari 2014
Publisher : Universitas Andalas

Telah dilakukan penelitian tentang pengaruh beberapa jenis campuran bahan bakar terhadap nilai breeding ratio pada reaktor pembiak cepat. Â Perhitungan dilakukan melalui simulasi komputasi untuk desain reaktor 3D dengan geometri teras berbentuk kubus berukuran x= y = z = 80 cm, berpendingin PbBi dengan memvariasikan tiga jenis campuran bahan bakar yang digunakan yaitu Â UN-PuN, UC-PuC dan MOX. Pemantauan terhadap hasil simulasi dilakukan selama 5 tahun waktu operasi. Â Melalui perhitungan difusi multigrup dan perhitungan burnup, dilakukan analisis tentang nilai faktor multiplikasi (keff) dan nilai breeding ratio. Pada awal operasi, fraksi pengayaan bahan bakar diatur agar nilai keff awal berada dalam kondisi kritis dengan Â nilai reaktifitas swing 0,002. Pada awal operasi nilai breeding ratio terbesar dicapai oleh bahan bakar UC-PuC sedangkan nilai terkecil pada penggunaan MOX masing-masing 1,31 dan 0,76. Â Pada penggunaan bahan bakar UN-PuN menunjukkan nilai breeding ratio yang stabil setiap tahunnya yaitu ~1,2.

Optimisasi Ukuran Teras High Temperature Gass-cooled Reactor (HTGR) dengan Daya 30 MWt Tipe Pebble Bed Berbasis Bahan Bakar Uranium Desi Armanita; Dian Fitriyani; Topan Setiadipura
Jurnal Fisika Unand Vol 9 No 1 (2020)
Publisher : Universitas Andalas

Telah dilakukan optimasi ukuran teras Reaktor daya Eksperimental (RDE). Optimasi ini bertujuan untuk memperoleh ukuran teras yang optimal untuk RDE 30 MWt berdasarkan aspek neutronik antara lain discharge burn up, fuel residence time dan distribusi daya dan aspek keselamatan. Pada tahap awal dilakukan optimasi pass bahan bakar. Pass bahan bakar menyatakan jumlah sirkulasi bahan bakar ke teras reaktor dan parameter optimasi pass adalah nilai power peaking factor mendekati 1, discharge burn up tinggi serta memiliki temperatur puncak bahan bakar setelah DLOFC rendah. Berdasarkan parameter tersebut didapatkan pass optimal adalah 5 pass. Variasi ukuran teras ditentukan dengan dua cara, yaitu variasi ukuran teras pada volume tetap dan variasi tinggi teras pada diameter tetap. Tahap selanjutnya, terhadap ukuran teras yang optimal, dilakukan optimasi fraksi enrichment dan heavy metal loading bahan bakar. Dari hasil perhitungan diperoleh bahwa pada volume tetap (5 m3) parameter-parameter neutronik bernilai optimal jika ukuran diameter teras 1,5 m dan tinggi 2,83 m, sedangkan pada diameter teras tetap (1,8 m) parameter-parameter neutronik optimal pada ukuran tinggi teras 3,931 m.Â Pada kedua ukuran teras ini aspek keselamatan, discharge burn up dan fuel residence time optimal pada enrichment 17% dan heavy metal loading 6 grU/pebble.Â Core size optimization of Experimental Power Reactor (EPR) has been done. This optimization aims to obtain the optimal core size for the RDE 30 MWt based on the neutronik aspect among other discharge burn ups, fuel residence time, power distribution and safety aspect. In the early stages the fuel pass optimization is done. The fuel pass is the amount of fuel circulation to the reactor core and the pass optimization parameter is the value of power peaking factor approaching 1, high discharge burnup as well as having a fuel peak temperature after DLOFC is low. According to the parameters, the optimal pass is 5 passes. The variation in the size of the core is determined in two ways, which is the core size variation on fixed volumes and a high variation of the core at fixed diameter. The next stage, against the optimal core size, carried out the optimization of the fraction of enrichment and heavy metal loading fuel.Â From the results of the calculations obtained that on a fixed volume (5 m3) neutronik parameters are optimal if the size of the core diameter is 1.5 m and height 2.83 m, while on the fixed diameter of the ratio (1.8 m) The optimal neutronik parameters of on the size Height of core 3.931 m.Â On both of these core sizes are safety aspects, discharge burn up and fuel residence time is optimal on the enrichment of 17% and heavy metal loading 6 grU/pebble.

SINTESIS BAHAN YSZ (YTTRIA STABILIZED ZIRCONIA, Y2O3-ZrO2) DENGAN METODE REAKSI PADATAN DAN KARAKTERISASINYA Galih Putra Drantou Munggaran; Dian Fitriyani; Abu Khalid Rivai
Jurnal Fisika Unand Vol 3 No 2: April 2014
Publisher : Universitas Andalas

ABSTRAKTelah dilakukan sintesis bahan YSZ (Yttria Stabilized Zirkonia, ZrO2-Y2O3) dengan metode reaksi padatan (solid state reaction) yaitu melalui proses penggerusan. Proses pemaduan bahan YSZ dilakukan dengan mencampurkan serbuk yttria dan zirkonia yang digerus bersama-sama selama Â Â Â Â Â Â 5 jam dengan komposisi Y2O3Â dan ZrO2 (4,5:95,5 dan 8,0:92,0) %mol. Setelah itu serbuk paduan dikalsinasi pada temperatur 500Â°C selama 3 jam,Â kemudian dikompaksi pada tekanan 4000 psi dan sintering pada temperatur 1300Â°C selama 3 jam. Selanjutnya, sampel digerus dan dikalsinasi kembali pada temperatur 500Â°C selama 3 jam, dikompaksi pada tekanan ~14.600 psi dan sintering pada temperatur 1400Â°C selama 3 jam. Identifikasi fasa dari senyawa yang terbentuk, pengamatan morfologi dan konduktivitas ionik pada sampel hasil sintesis tersebut dilakukan berturut-turut dengan menggunakan XRDÂ spektroskop, SEM-EDS dan LCR meter. Hasil analisis menunjukkan bahwa telah berhasil terbentuk YSZ pada bahan hasil sintesis untuk kedua komposisi YSZ. Hal ini ditunjukkan dengan teridentifikasinya fasa kubik yang mendominasi pada bahan YSZ yang dihasilkan walaupun masih teridentifikasi sebagian kecil fasa monoklinik zirkonia. Lebih lanjut lagi, nilai konduktivitas ionik yang diperoleh cukup baik yangÂ menunjukkan bahan YSZ yang terbentuk. Nilai ini meningkat dengan bertambahnya temperatur dan komposisi yttria sesuai dengan karakteristik ionik pada padatan.Kata kunci: YSZ, yttria, zirkonia, sensor oksigen, solid oxide fuel cell, penggerusanAbstractThe synthesis of YSZ materials (Yttria Stabilized Zirconia, ZrO2-Y2O3) have been done with solid state reaction method through the mixing process with grinding technique. The process of grinding was done by mixing yttria and zirconia powders and grinded for 5 hours with composition Y2O3 and ZrO2 (4.5:9.5 and 8.0:92.0) mol%. Afterward, the mixed powder was calcinated at temperature of 500Â°C for 3 hours, compaction at pressure of 4,000 psi and then sintered at temperature of 1,300Â°C Â for 3 hours.Furthermore, samples were grinded again, calcinated at temperature of 500 Â°C for 3 hours, compaction at Â pressure of ~14,600 psi and sintering at temperatures of 1400 Â° C for 3 hours. Identification of the phase transformation and crystals, microstructure, morphology and ionic conductivity were tested using XRDSpectroscope, SEM-EDS and LCR meter, respectively. The results show that YSZ was successfully formed for both samples. It was revealed by the identification of dominated cubic phase for both samples even view peaks of monoclic phase of zirconia was still found. Furthermore, the ion conductivity values was relatively good which show the formation of YSZ. The ionic conductivity values increas with increasing of temperature and composition of yttriain accordance with the characteristics of ionic in solids .Keywords: YSZ, Â yttria, oxygen sensor, solid oxide fuel cell, grinding

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.

Co-Authors Abu Khalid Rivai Abu Khalid Rivai Abu Khalid Rivai Adrial, Rico Afdal Afdal Afdhal Muttaqin Ahmad Fauzi Pohan Ainul Mardiyah Ainul Mardiyah, Ainul Alimin Mahyudin Amalia Rosyidah Arif Budiman Arif Budiman Armanita, Desi Asnita, Reni Astuti Astuti - Astuti Astuti Astuti Astuti Azurah, Puti Berkah Bery, Winda Surya Dahyunir Dahlan Damayanti, Elok Dedi Mardiansyah Desi Armanita Dewi Erowati, Dewi Dian Milvita Dina Cinantya N Dina Cinantya N Dora Andris Dora Andris, Dora Dwi Pujiastuti Dwi Puryanti Eif Sparzinanda Elistia Liza Namigo, Elistia Elvaswer Elvaswer Enny Zarvianti Enny Zavianti Eza Pelita Zebua, Fajri Fadillah Ahmad Feriska Handayani Irka, Feriska Handayani Galih Putra Drantou Munggaran Galih Putra Drantou Munggaran, Galih Putra Drantou Hajjatun Khairah Hajjatun Khairah, Hajjatun Handayani Irka, Feriska Harmadi Harmadi Hartini, Teti Heru Prasetio Heru Prasetio Heru Purnomo Imam Taufik Imam Taufiq Indarta Kuncoro Aji Iqbal Ramadhan Jaenudin Kartahadimaja Juita, Refi Kartadarma, Supriyatni Mardiyanto Mardiyanto Mardiyanto Mardiyanto Marzuki Marzuki Meiby Astri Lestari Meiby Astri Lestari Meqorry Yusfi Merly Dwipurnama Sari Mohammad Ali Shafii Mora Mora Muhammad Arif Muhammad Kahfi Muharsyah, Robi Muldarisnur, Mulda Muthia Annisa Putri Mutya Vonnisa Naela Amalia Zulfa Nella Permata Sari Nevi Haryani Nevi Haryani Nini Firmawati Nur Hidayat Sardini Nurkholilah Nurkholilah Nurkholilah, Nurkholilah Nurman Abdul Hakim Nurul Hasanah Puspita, Riri Diah Puti Berkah Azurah Puti Berkah Azurah Putri, Muthia Annisa Raflis, Helen Rahmat Rasyid Ramacos Fardela Refi Juita Rena, Suci Ramda Reni Asnita Rezki, Wanda Feri Ridwan Ridwan Riska Riska Riska Riska Rosyidah, Amalia Sardi, Widya Sari, Merly Dwipurnama Sidik Permana Sidik, Adi Permana Siti Utami Dewi, Siti Utami Sofhia Ulga Solly Aryza Sri Handani Sri Herlinda Sri Mulyadi Sri Mulyadi Sri Oktamuliani Sulistioso G.S Sulistioso G.S, Sulistioso Sulistioso Giat Sukaryo Sulistioso Giat Sukaryo, Sulistioso Giat Suryanti, Krisna Susilo Wirawan Topan Setiadipura Topan Setiadipura Topan Setiadipura, Topan Trengginas Eka Putra Sutantyo Ulga, Sofhia Usna, Sri Rahayu Alfitri Wanda Feri Rezki Widya Sardi Winda Surya Bery Zaki Suud Zarvianti, Enny Zavianti, Enny Zulfi

Title Search

Found 39 Documents Search Journal : Jurnal Fisika Unand

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 39 Documents
Search
Journal : Jurnal Fisika Unand