Article Per Year (5 Year)
p-Index From 2020 - 2025
4.221
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 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
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 : 66 Documents Claim Missing Document
Claim Missing Document
Check
Articles

Found 66 Documents
Search

 1   2   3   4   5 
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 | Full PDF (330.249 KB) | 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
Analisis Pengaruh Temperatur Input Terhadap Kekritisan High Temperature Gas Reactor Berbahan Bakar TRISO Dengan Pelapis Zirkonium Karbida Wanda Feri Rezki; DIan Fitriyani
Jurnal Fisika Unand Vol 8 No 3 (2019)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (743.626 KB) | DOI: 10.25077/jfu.8.3.295-300.2019

Abstract

Analisis pengaruh temperatur masukan terhadap kekritisan High Temperature GasReactor (HTGR) telah dilakukan.HTGR yang diteliti berbahan bakar UO2 yang dilapisi TRISO dengan bahan pelapis berupa karbon pirolitik dan zirkonium karbida (ZrC).Variasi temperatur masukan 800˚C-1600˚C untuk bahan bakar dan temperatur pendingin dari 300˚C-700˚C.Reaktor ini menggunakan gas helium sebagai pendingin dan parameter yang diamati adalah faktor multiplikasi efektif (keff) pada teras reaktor.Penelitian ini dilakukan dengan komputasi menggunakan kode SRAC 2006 (Standard Thermal Reactor Analysis Code System) library yang digunakan yaitu JENDL-3.3. Teras Reaktor HTGR dibagi menjadi 8 region. Simulasi reaktor dilakukan dengan memvariasikan temperatur pendingin dalam setiap variasi temperatur bahan bakar, Dari setiap simulasi didapatkan faktor multiplikasi neutron dalam setiap variasi temperatur.Faktor multiplikasi neutron mengalami penurunan setiap kenaikan temperatur bahan bakar begitu juga dengan reaktivitas reaktor.Koefisien reaktivitas temperatur memenuhi standar yang ditetapkan oleh BAPETEN yaitu bernilai negatif.reaktor dalam keadaan kritis sempurna pada temperatur bahan bakar sebesar 1200˚C dan temperatur pendingin sebesar 500˚C.Kata kunci: faktor multiplikasi neutron, HTGR,  temperatur, TRISOzirkonium karbida
Analisis Neutronik pada Reaktor Cepat dengan Variasi Fraksi Pengayaan Bahan Bakar UN-PuN, UC-PuC dan MOX Reni Asnita; Dian Fitriyani
Jurnal Fisika Unand Vol 8 No 3 (2019)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (838.576 KB) | DOI: 10.25077/jfu.8.3.266-272.2019

Abstract

Telah dilakukan penelitian tentang analisis neutronik pada reaktor cepat dengan memvariasikan fraksi pengayaan pada bahan bakar UN-PuN, UC-PuC dan MOX. Analisis ini bertujuan untuk mengetahui pengaruh perubahan fraksi pengayaan (enrichment) terhadap karakteristik neutronik pada reaktor cepat berpendingin Pb-Bi. Penelitian dilakukan secara simulasi komputasi menggunakan kode FIITB.CHI yang dikembangkan dalam bahasa pemrograman Delphi 7.0 untuk geometri teras 3D XYZ dengan variasi pengayaan berkisar antara 11%-20%. Penelitian dilakukan dengan mengamati parameter-parameter neutronik yaitu faktor multiplikasi neutron dan distribusi fluks neutron. Hasil analisis menunjukkan bahwa variasi fraksi pengayaan memberikan karakteristik neutronik yang berbeda-beda pada ketiga jenis bahan bakar. Untuk mencapai kondisi kritis bahan bakar MOX memerlukan fraksi pengayaan yang paling besar yaitu 14%-16% dibandingkan dengan bahan bakar UN-PuN sebesar 12%-14% dan bahan bakar UC-PuC sebesar 13%-15%. Distribusi fluks neutron pada grup energi rendah (grup ke-3 dan ke-4) didapatkan nilai fluks neutron yangpaling tinggi terutamauntuk bahan bakar MOX, sedangkan untuk neutron energi tinggi (grup ke-6 dan ke-7) didapatkan fluks neutron yang rendah terutama untuk jenis bahan bakarUC-PuC. Semakin tinggi energi neutronnya akan didapatkan fluks neutron lebih besar di energi neutron rendah.Kata kunci: Reaktor cepat, UN-PuN,UC-PuC, MOX, fraksi pengayaan, faktor multiplikasi neutron dan distribusi fluks neutron.
Analisis Neutronik Pada Reaktor Cepat dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX) Dina Cinantya N; Dian Fitriyani
Jurnal Fisika Unand Vol 3 No 1: Januari 2014
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (602.564 KB) | DOI: 10.25077/jfu.3.1.%p.2014

Abstract

Analisis neutronik pada reaktor cepat dengan variasi bahan bakar telah dilakukan pada penelitian ini.  Penelitian dilakukan secara simulasi komputasi terhadap reaktor cepat berpendingin logam cair Pb-Bi dengan variasi tiga jenis bahan bakar campuran yaitu UN-PuN, UC-PuC, dan MOX.  Perhitungan difusi neutron multigrup dilakukan untuk geometri teras reaktor 3D berukuran medium. Parameter-parameter neutronik yang diamati meliputi faktor multiplikasi neutron (keff), distribusi fluks neutron, dan distribusi daya. Pada awal operasi, reaktor diatur dalam kondisi kritis yang ditunjukkan dengan nilai keff dalam rentang 0,998 sampai 1,002 dengan cara mengatur fraksi fisil (pengayaan) bahan bakar pada setiap bagian teras. Hasil simulasi menunjukkan bahwa ketiga jenis bahan bakar yang digunakan akan memberikan pengaruh yang berbeda pada karakteristik neutroniknya. Untuk mencapai kondisi kritis, MOX memerlukan fraksi pengayaan yang paling besar (25,8% hingga 30%) dibandingkan UN-PuN (12,83% hingga 14%) dan UC-PuC (12,8% hingga 14,9%). UN-PuN menghasilkan distribusi fluks neutron dan distribusi daya tertinggi yaitu 1,1446 x 105 n/cm2.s dan 471,676 MW/cm3 dibandingkan UC-PuC (1,0708 x 105 n/cm2.s dan 459,195 MW/cm3) dan MOX (0,6926 x 105 n/cm2.s dan 449,556 MW/cm3). Hal ini disebabkan oleh tingginya rapat UN-PuN sehingga menyebabkan probabilitas reaksi fisi tinggi dan secara tidak langsung akan menyebabkan jumlah neutron di teras bertambah.
PERANCANGAN KODE KOMPUTASI UNTUK ANALISIS BURNUP 3 DIMENSI SATU SIKLUS PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT Dian Fitriyani
Jurnal Ilmu Fisika Vol 2 No 1 (2010): March 2010
Publisher : Jurusan Fisika FMIPA Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jif.2.1.1-8.2010

Abstract

Telah dilakukan disain kode komputasi untuk Analisis Burnup pada Reaktor Pembiak Cepat menggunakan bahasa pemograman Delphi 7.0. Disain dirancang untuk geometri teras reaktor 3 dimensi XYZ yang berbentuk kubus (seimbang/balance, x = y = z) dengan menggunakan bahan bakar UN-PuN (Nitrida). Simulasi disain diawali dengan perhitungan densitas awal, dilanjutkan dengan penyelesaian persamaan difusi multigrup untuk mendapatkan faktor multiplikasi, distribusi fluks neutron, dan distribusi daya. Nilai fluks neutron digunakan untuk menghitung perubahan densitas nuklida dalam analisis burnup (susutan bahan bakar). Hasil perubahan densitas nuklida digunakan untuk menghitung nilai Breeding Ratio (BR) dan Burnup (B). Contoh dari hasil simulasi melalui kode komputasi yang didisain memperlihatkan perubahan densitas setiap interval waktu tertentu, selain itu nilai Breeding Ratio (BR) untuk 1 siklus (4 tahun) menurun, tetapi masih dalam rentang nilai BR > 1. Nilai Burnup untuk 1 siklus (4 tahun) meningkat seiring dengan banyaknya nuklida dalam bahan bakar yang berfisi (terjadi penambahan densitas nuklida dalam bahan bakar seperti 234U, 236U, 237Np, 238Np, 239Pu, 240Pu, 241Am, 243Am).
PENGARUH GEOMETRI TERAS TERHADAP KINERJA NEUTRONIK PADA REAKTOR PEMBIAK CEPAT DENGAN SIKLUS BAHAN BAKAR TERTUTUP Dian Fitriyani
Jurnal Ilmu Fisika (JIF) Vol 2 No 2 (2010): September 2010
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jif.2.2.85-93.2010

Abstract

Telah dilakukan penelitian tentang pengaruh geometri teras terhadap kinerja neutronik pada reaktor pembiak cepat dengan siklus bahan bakar tertutup. Penelitian dilakukan melalui simulasi komputasi dengan memvariasikan geometri teras untuk reaktor pembiak cepat berpendingin logam cair (Pb-Bi) dengan bahan bakar UN-PuN (Nitrida) yang beroperasi selama 20 tahun. Analisisdilakukan terhadap hasil pengamatan perubahan harga faktor multiplikasi neutron (keff), perubahan nilai Burnup, perubahan nilai Breeding Ratio, dan perubahan densitas bahan fertil dan fisil di dalam teras reaktor. Dari keseluruhan model teras reaktor yang diamati, model G5 (Z>>X) memberikan hasil yang terbaik dengan mempertahankan harga keff dalam batas toleransi reaktifitas ($) ± 0,05 selama 13 tahun. Nilai breeding ratio (BR) untuk seluruh model teras masih dalam rentang yang diharapkan (BR>1), namun nilai BR paling baik diberikan oleh model teras G1 (Z<<X). Nilai burnup untuk keseluruhan model meningkat seiring dengan banyaknya nuklida yang berfisi di dalam teras reaktor dan yang paling baik diberikan oleh model teras G1. Beberapa nuklida baru hasil transmutasi bahan bakar muncul di dalam teras reaktor, contohnya 241Am.
OPTIMASI UKURAN TERAS DAN DAYA TERMAL TERHADAP TINGKAT SIRKULASI ALAMIAH BAHAN PENDINGIN Pb-Bi PADA REAKTOR CEPAT Sri Oktamuliani; Dian Fitriyani
Jurnal Ilmu Fisika (JIF) Vol 4 No 2 (2012): September 2012
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jif.4.2.53-61.2012

Abstract

Telah dilakukan analisis pengaruh ukuran teras geometri kubus terhadap tingkat sirkulasi alamiah bahan pendingin Pb-Bi pada reaktor cepat LMFBR dengan bahan bakar UN-PuN dan laju aliran massa pendingin total 4000 kg/s menggunakan program simulasi komputasi DTRIDI. Simulasi diawali oleh perhitungan neutronik yang memberikan hasil harga multiplikasi neutron dan fluks neutron yang dapat digunakan untuk perhitungan termal-hidrolik sehingga diketahui distribusi temperatur pada elemen bahan bakar dan pendingin. Tingkat sirkulasi alamiah dilakukan dengan pendekatan kuasistatik dari grafik yang ditunjukkan oleh perpotongan antara presure drop dan driving head sebagai fungsi dari laju alir total pendingin. Pada kondisi tersebut, adanya pengurangan daya pompa yang digunakan. Tingkat sirkulasi alamiah berdasarkan optimasi ukuran teras dan daya termal tercapai pada ukuran geometri teras yang lebih kecil dengan daya yang lebih besar. Tingkat sirkulasi alamiah pada daya 150 MWth tercapai pada ukuran geometri teras yang lebih kecil yaitu 50 cm bervolume 125 liter sebesar 12,5%. Sedangkan untuk reaktor dengan ukuran teras 80 cm tidak menunjukkan tingkat sirkulasi alamiah yang berarti reaktor dalam keadaan bahaya jika terjadi kecelakaan ULOF yaitu kecelakaan akibat hilangnya daya pompa.
ANALISIS SISA RADIOFARMAKA TC99M MDP PADA PASIEN KANKER PAYUDARA Hajjatun Khairah; Dian Milvita; Dian Fitriyani; Sri Mulyadi
Jurnal Ilmu Fisika (JIF) Vol 5 No 2 (2013): September 2013
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jif.5.2.65-71.2013

Abstract

Telah dilakukan analisis sisa radiofarmaka Tc99m MDP pada pasien kanker payudara di salah satu rumah sakit di Jakarta. Dalam penelitian ini digunakan dua alat utama yaitu kamera gamma dan dose calibrator, dengan bahan utama Tc99m MDP yaitu unsur radioaktif yang telah dicampur dengan senyawa farmaka. Data diambil dari 32 pasien kanker payudara, 63% diantaranya sudah bermetastasis, kemudian data tersebut diolah menggunakan program statistik untuk melihat rerata dan korelasi. Hasil analisis menunjukkan bahwa rerata sisa radiofarmaka Tc99m MDP yang tertinggal di tubuh pasien (130 – 265) menit pasca injeksi dengan dosis injeksi yang tidak sama, masih cukup tinggi yaitu 7,48 mCi. Pada hasil penelitian, terlihat bahwa meningkatnya dosis injeksi tidak selalu diikuti oleh meningkatnya sisa radiofarmaka sehingga antara sisa radiofarmaka dengan dosis injeksi memiliki korelasi yang sangat lemah, sedangkan sisa radiofarmaka dengan lama pemeriksaan (rentang waktu pengukuran aktivitas Tc99m MDP) memiliki korelasi kuat.
Pengaruh Penggunaan Teknik Blending Dan Kompaksi Terhadap Morfologi Komposit Polimer UHMWPE-Na2B4O7.5H2O Sebagai Bahan Perisai Radiasi Neutron Termal Winda Surya Bery; Dian Fitriyani; Elvaswer Elvaswer; Enny Zavianti; Mardiyanto Mardiyanto; Abu Khalid Rivai; Sulistioso Giat Sukaryo
Jurnal Ilmu Fisika (JIF) Vol 8 No 2 (2016): September 2016
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jif.8.2.98-103.2016

Abstract

Telah dilakukan pembuatan dan karakterisasi komposit polimer UHMWPE dengan filler Na2B4O7.5H2O sebagai bahan perisai radiasi neutron termal.  Pembuatan bahan dilakukan dengan menggabungkan UHMWPE dan Na2B4O7.5H2O menggunakan metode blending untuk menghasilkan komposit yang homogen, dan proses kompaksi untuk meminimalkan jarak antar partikel penyusun bahan.  Persentase penambahan Na2B4O7.5H2O yang digunakan bervariasi dari 0% hingga 52%. Bahan dasar dan filler di-blending pada suhu 165°C selama 15 menit, selanjutnya dikompaksi dengan pembebanan 10 ton.  Hasil analisis EDS menunjukkan persentase massa filler di permukaan bahan meningkat dengan penambahan Na2B4O7.5H2O hingga konsentrasi 40% dan menurun di 52%.  Hasil karakterisasi SEM menunjukkan persentase filler optimum pada 40%.  Dengan demikian metode blending dan kompaksi sesuai digunakan untuk mencampurkan UHMWPE dan Na2B4O7.5H2O menjadi bahan perisai neutron termal dengan perbandingan komposisi (60:40)%. Kata kunci :  Perisai radiasi, neutron termal, UHMWPE, Na2B4O7.5H2O, filler, blending, kompaksi 
Karakterisasi Bahan Perisai Radiasi Neutron Ultra High Molecular Weight Polyethyene Dengan Filler Gd2O3 Menggunakan Teknik Radiografi Neutron Enny Zarvianti; Dian Fitriyani; Elvaswer Elvaswer; Winda Surya Bery; Abu Khalid Rivai; Mardiyanto Mardiyanto; Sulistioso G.S
Jurnal Ilmu Fisika Vol 9 No 1 (2017): March 2017
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jif.9.1.1-6.2017

Abstract

Radiasi merupakan pancaran energi melalui suatu materi atau ruang dalam bentuk energi, panas, partikel atau gelombang yang dapat diserap oleh bahan lain. Beberapa radiasi dapat mengionisasi bahan yang dilaluinya salah satunya radiasi neutron karena memiliki daya tembus yang tinggi sehingga sangat diperlukan perisai radiasi. Adapun kriteria dari perisai radiasi neutron harus memiliki kandungan hidrogen yang tinggi, memiliki nilai tampang lintang yang baik dan tidak bersifat korosi. Bahan UHMWPE (Ultra High Molecular Weight Polyethyene) memiliki kandungan hidrogen yang tinggi dan tidak mudah korosi dan bahan Gadolinium oxide (Gd2O3) sangat baik menyerap neutron karena mempunyai tampang lintang serapan neutron yang tinggi. Berdasarkan hal tersebut maka dibuat komposit UHMWPE-Gd2O3 dengan tujuan dapat meningkatkan nilai serapan neutron sehingga dalam aplikasinya bisa lebih efektif untuk memperlambat bahkan menahan radiasi neutron. Telah dilakukan karakterisasi bahan perisai radiasi neutron yang dibuat sendiri dengan teknik radiografi neutron. Bahan perisai radiasi dibuat dengan bahan utama UHMWPE dan penambahan filler Gadolinium Oxide (Gd2O3) dengan kompoisisi 70% : 30% massa menggunakan metode blending dan kompaksi. Bahan dibuat dengan ketebalan yang bervariasi dari 0,5 cm hingga 2 cm. Hasil karakterisasi XRD menunjukkan tidak terbentuk senyawa kimia antara kedua bahan dan karakterisasi menggunakan SEM terlihat hasil distribusi unsur yang terkandung dalam filler Gd2O3 merata pada bahan dasar polimer. Pengujian serapan neutron menggunakan teknik radiografi neutron dengan metode film. Dengan penambahan variasi ketebalan meningkatkan daya serap bahan dari 58,78% menjadi 67,89% dan nilai koefisien atenuasi diperoleh sebesar 1,025.Kata kunci: perisai radiasi, UHMWPE,Gd2O3, radiografi neutron, daya serap dan koefisien  atenuasi.
Co-Authors Abu Khalid Rivai Abu Khalid Rivai Abu Khalid Rivai Adrial, Rico Afdal Afdal Afdhal Muttaqin Ahmad Fauzi Pohan Ainul Mardiyah Alimin Mahyudin Amalia Rosyidah Arif Budiman Astuti Astuti - Astuti Astuti Bery, Winda Surya Dahyunir Dahlan Damayanti, Elok Dedi Mardiansyah Desi Armanita Dewi Erowati, Dewi Dian Milvita Dina Cinantya N Dora Andris 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 Hajjatun Khairah Hajjatun Khairah, Hajjatun Handayani Irka, Feriska Harmadi Harmadi Hartini, Teti Heru Prasetio Heru Purnomo Imam Taufik Imam Taufiq Indarta Kuncoro Aji Jaenudin Kartahadimaja Kartadarma, Supriyatni Mardiyanto Mardiyanto Mardiyanto Mardiyanto Marzuki Marzuki Meiby Astri Lestari Meqorry Yusfi Merly Dwipurnama Sari Mohammad Ali Shafii Mora Mora Muharsyah, Robi Muldarisnur, Mulda Muthia Annisa Putri Mutya Vonnisa Nella Permata Sari Nevi Haryani Nini Firmawati Nur Hidayat Sardini Nurkholilah Nurkholilah Nurman Abdul Hakim Puspita, Riri Diah Puti Berkah Azurah Puti Berkah Azurah Raflis, Helen Rahmat Rasyid Ramacos Fardela Refi Juita Rena, Suci Ramda Reni Asnita Ridwan Ridwan Riska Riska Sidik 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 Trengginas Eka Putra Sutantyo Wanda Feri Rezki Widya Sardi Winda Surya Bery Zaki Suud Zarvianti, Enny Zavianti, Enny Zulfi