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

 3   4   5   6   7 
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
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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.8.2.184-190.2019

Abstract

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.  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.  Nilai fluks yang diperoleh digunakan untuk menghitung perubahan densitas atom selama reaktor beroperasi yang diperlukan untuk menganalisis susutan bahan bakar.  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 Tingkat Sirkulasi Alamiah pada Liquid Metal Fast Breeder Reactor dengan Pendingin Na, NaK, Pb dan Pb-Bi Refi Juita; Dian Fitriyani
Jurnal Fisika Unand Vol 8 No 3 (2019)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.8.3.227-233.2019

Abstract

Telah dilakukan analisis tingkat sirkulasi alamiah pada LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor) dengan bahan pendingin Na, NaK, Pb dan Pb-Bi. Perhitungan neutronik dan termalhidrolik pada penelitian ini menggunakan program DTRIDI berbasis delphi7 yang merupakan program simulasi untuk desain teras tiga dimensi (xyz). Teras LMFBR dirancang dengan bahan bakar UN-PuN dan beroperasi pada daya 150 MWth. Simulasi diawali dengan perhitungan neutronik yang memberikan hasil faktor multiplikasi neutron yang digunakan untuk perhitungan termalhidrolik sehingga diperoleh distribusi temperatur dan penurunan tekanan. Analisis tingkat sirkukasi alamiah dilakukan dengan pendekatan kuasistatik, dimana laju aliran massa pendingin total diturunkan secara bertahap untuk mensimulasikan hilangnya daya pompa pada keadaan kecelakaan ULOF (Unprotected Lost Of Flow). Tingkat sirkulasi alamiah diperoleh dari grafik perpotongan antara pressure drop dan driving head sebagai fungsi dari laju alir pendingin total. Sirkulasi alamiah tercapai lebih cepat pada penggunaan bahan pendingin Pb dan Pb-Bi yaitu sekitar 27,5 % dari laju aliran pendingin mula-mula, sedangkan untuk penggunaan pendingin Na dan NaK hampir tidak terjadi sirkulasi alamiah yang berarti reaktor dalam keadaan bahaya jika terjadi kecelakaan ULOF.Kata kunci:  sirkulasi alamiah, LMFBR, ULOF, Na, NaK, Pb, Pb-Bi
Analisis Konfigurasi Bahan Bakar Terhadap Produktivitas Fisil pada Fast Breeder Reactor (FBR) Ainul Mardiyah; Dian Fitriyani
Jurnal Fisika Unand Vol 8 No 3 (2019)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.8.3.260-265.2019

Abstract

Analisis konfigurasi bahan bakar terhadap produktivitas fisil pada Fast Breeder Reaktor (FBR) telah dilakukan. Konfigurasi bahan bakar dirancang dalam 5 variasi dengan 2 kategori yaitu konfigurasi homogen (inner dan outer) serta heterogen dengan fraksi bahan bakar yang sama yaitu 45 %. Perhitungan dilakukan dengan metode komputasi menggunakan kode FI-ITB.CHI yang dikembangkan dalam bahasa pemrograman Borland Delphi 7.0 Bahan bakar yang digunakan adalah campuran uranium-plutonium nitrida (Un-PuN) dan pendingin timbal bismuth (Pb-Bi) pada teras reaktor 2-D (dua dimensi) geometri r-z (silinder). Hasil perhitungan difusi neutronik menunjukkan bahwa pada semua konfigurasi bahan bakar yang diamati diperoleh nilai kritikalitas teras melalui pengaturan fraksi pengayaan (enrichment) pada setiap bagian teras. Fraksi pengayaan rata-rata yang terkecil untuk mencapai keadaan kritis ditunjukkan pada konfigurasi homogen-outer. Hasil analisis menunjukkan bahwa nilai distribusi fluks neutron yang paling tinggi diperoleh pada konfigurasi heterogen dan nilai distribusi daya dengan nilai power peaking factor (ppf) terendah diperoleh pada konfigurasi homogen. Nilai densitas atom bahan fisil yaitu 239Pu paling besar peningkatannya terjadi pada konfigurasi homogen-inner 2 sebagai hasil reaksi fisi bahan bakar setelah 1 siklus (4 tahun) operasi. Nilai BreedingRatio (BR) untuk seluruh konfigurasi bahan bakar masih dalam rentang nilai yang diharapkan (BR>1) namun nilai BR paling baik ditunjukkan pada konfigurasi homogen-inner 2 yaitu dengan nilai 1,17.Kata kunci: FBR, konfigurasi bahan bakar, fisil, breeding ratio.
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 | 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 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 | 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
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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.9.1.100-109.2020

Abstract

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.  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. 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.  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.  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.
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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.9.2.231-237.2020

Abstract

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. 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 Ukuran Teras dan Rasio H/D pada Molten Salt Fast Reactor dalam Tinjauan Neutronik Puti Berkah Azurah; Dian Fitriyani; Sidik Permana
Jurnal Fisika Unand Vol 10 No 1 (2021)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.10.1.34-40.2021

Abstract

Telah dilakukan simulasi pada Molten Salt Fast Reactor (MSFR) berdaya 100 MWth untuk menganalisis pengaruh bentuk dan ukuran teras terhadap kinerja neutronik. Penelitian ini menggunakan kode komputasi SRAC (Standard Thermal Reactor Analysis Code System) yang dikembangkan oleh JAEA (Japan Atomic Energy Agency). Analisis dilakukan terhadap 9 variasi bentuk dan ukuran teras pada teras MSFR silinder dua dimensi (2-D) dengan peninjauan terhadap parameter neutronik yaitu faktor multiplikasi efektif,. Perhitungan neutronik dilakukan dengan mengatur komposisi bahan bakar dalam teras. Hasil perhitungan menunjukkan bahwa seluruh variasi model teras menghasilkan nilai faktor multiplikasi efektif di atas 1,0 pada awal masa operasi reaktor. Model teras C1 (volume teras 6 m3, bentuk teras tall) merupakan model teras yang paling baik dalam mempertahankan kekritisan reaktor dengan reactivity swing sebesar 0,0721. A simulation of 100 MWth Molten Salt Fast Reactor (MSFR) has been carried out to analyze the influence of core shape and size to its neutronic performance. This research used computational code SRAC (Standard Thermal Reactor Analysis Code System) developed by JAEA (Japan Atomic Energy Agency). Analysis has been done to 9 variation of core shape and size on two-dimensional (2-D) cylinder of  MSFR in terms of neutronic parameter such as the effective multiplication factor with arrangement of fuel composition. The neutronic calculation shows that all of core type bring out the value of effective multiplication factor above 1,0  in the beginning of reactor operation. C1 is the most optimum core model because it can maintain the criticality of the core reactor with reactivity swing value of 0,0721.
Analisis Sensitivitas Dalam Deteksi Homogenitas ROI Pada Pengukuran Kualitas Citra Pesawat CT-Scan Merly Dwipurnama Sari; Dian Fitriyani; Heru Prasetio
Jurnal Fisika Unand Vol 12 No 1 (2023)
Publisher : Universitas Andalas

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.25077/jfu.12.1.158-163.2023

Abstract

Telah dilakukan penelitian tentang analisis sensitivitas dalam deteksi homogenitas ROI pada pengukuran kualitas citra pesawat CT-Scan. Penelitian ini bertujuan untuk memperoleh verifikasi metode baru untuk mengevaluasi homogenitas citra CT-Scan dengan cara mencari nilai CT-Number pada 12 titik (posisi arah jam 1 sampai jam 12) dengan analisis 6 area ROI berupa grafik atau histogram serta membandingkan hasilnya dengan metode pada umumnya yaitu pada hasil citra pesawat CT-Scan di area ROI pada posisi arah jam 12, jam 3, jam 6, jam 9 dan pusat fantom sehingga dapat mengetahui tingkat sensitivitas kedua metode tersebut dalam mendeteksi homogenitasnya. Pengambilan data yaitu data sekunder dari hasil citra fantom air pada CT-Scan sebanyak 30 citra yang diperoleh dari Pusat Riset Teknologi Keselamatan, Metrologi dan Mutu Nuklir-Organisasi Riset Tenaga Nuklir-Badan Riset dan Inovasi Nasional (PRTKMMN-ORTN-BRIN). Hasil pengukuran menunjukkan bahwa nilai keseragaman noise dari 30 data sampel terdapat 21 data sampel memenuhi batas toleransi yaitu ≤ 2 HU. Hasil ini memenuhi standar perka BAPETEN No. 2 Tahun 2018 tentang uji kesesuaian pesawat sinar-X radiologi diagnostik dan intervensional. Perbandingan sensitivitas dalam mendeteksi homogenitas ROI pada pengukuran kualitas citra pesawat CT-Scan menunjukkan bahwa metode ROI pada penelitian ini mampu menghasilkan sensitivitas yang lebih baik dalam mendeteksi homogenitasnya.
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