Garuda - Garba Rujukan Digital

PENGARUH UNSUR Al, Mg, DAN Na PADA ANALISIS URANIUM SECARA POTENSIOMETRI Boybul .; Iis Haryati
Jurnal Teknologi Bahan Nuklir Vol 3, No 1 (2007): Januari 2007
Publisher : PTBN - BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (504.79 KB)

ABSTRAK PENGARUH UNSUR Al, Mg, DAN Na PADA ANALISIS URANIUM SECARA POTENSIOMETRI. Kadar uranium dalam larutan uranil nitrat hasil pelarutan pelat elemen bakar (PEB) U3O8-Al telah dianalisis dengan cara titrasi potensiometri. Penentuan kadar uranium dilakukan menggunakan metode reduksi-oksidasi dengan fero sulfat sebagai reduktor dan kalium bikromat sebagai oksidator. Larutan uranil nitrat hasil pelarutan mengandung unsur-unsur pengotor dengan kadar cukup tinggi. Untuk melihat adanya pengaruh unsur-unsur pengotor tersebut dilakukan preparasi sampel dengan teknik pemanasan menggunakan HClO4 dan preparasi sampel tanpa pemanasan. Hasil analisis uranium dalam larutan uranil nitrat hasil pelarutan pelat elemen bakar dengan teknik pemanasan dan tanpa pemanasan masing-masing sebesar 5,755 g/L dan 5,105 g/L. Adanya perbedaan hasil analisis yang cukup signifikan dari analisis tersebut dikarenakan di dalam larutan uranil nitrat terdapat unsur pengotor Al, Na, dan Mg dengan konsentrasi yang cukup tinggi. Dari percobaan yang dilakukan diketahui bahwa Al berpengaruh pada konsentrasi 8000 ppm dan 10 000 ppm dengan akurasi 96,35% dan 88,88%. Na berpengaruh pada konsentrasi 8000 ppm dan 10 000 ppm dengan akurasi 95,06% dan 87,09%. Sedangkan Mg berpengaruh pada konsentrasi 10 000 ppm dengan akurasi 96,23%. Pengaruh gabungan dari ketiga unsur-unsur tersebut dimulai masing-masing pada konsentrasi 1000 ppm, 2000 ppm dan 4000 ppm dengan akurasi 94,37%, 94,97%, dan 87,48%. Sedangkan pengaruh pada konsentrasi 6000 ppm atau lebih besar tidak bisa diukur. KATA KUNCI: Potensiometri, analisis uranium, elemen bakar U3O8 ABSTRACT THE INFLUENCE OF Al, Mg, AND Na ON URANIUM ANALYSIS USING POTENTIOMETRIC METHOD. The uranium concentration in uranyl nitrate solution from the dissolution of fuel element plate U3O8-Al has been analyzed using potentiometric method. The determination of uranium concentration is performed using redox method with ferro sulfate as the reductor and potassium bichromate as the oxidator. Uranyl nitrate solution obtained from the dissolution of fuel plate appears to contain impurities at relatively high concentration. To observe the influence of the impurities, sample preparation was perfomed employing heating with HClO4 and without heating. The results of uranium analysis in uranyl nitrate solution obtained from the dissolution of fuel elements plate with heating and without heating are 5.755 g/L and 5.105 g/L correpondingly. The difference in the analysis results is quite significant due to the presence of impurities Na, Mg and Al in the uranyl nitrate solution at rather high concentrations. The experiment results show that the influence of Al is noted at the concentrations of 8000 ppm and 10 000 ppm with accuracy of 95.06% and 87.09% respectively. The influence of Na is noted at the concentrations of 8000 ppm and 10 000 ppm with accuracy of 95.06% and 87.09%, respectively. The influence of Mg is noted at the concentration of 10 000 ppm with accuracy of 96.23%. The combined influence of the three elements commences at the concentrations of 1000 ppm, 2000 ppm, and 4000 ppm with accuracy of 94.37%, 94.97%, and 87.48% respectively. The combined influence at the concentration of 6000 ppm or higher cannot be measured. FREE TERMS: potentiometry, uranium analysis, fuel element U3O8

PENENTUAN UMUR YELLOW CAKE SECARA RADIOKRONOMETRI Erlina Noerpitasari; Syamsul Fatimah; Iis Haryati; Yanlinastuti Yanlinastuti; Jan Setiawan; Boybul Boybul; Arif Nugroho
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 26, No 2 (2020): Juni 2020
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2020.26.2.6057

PENENTUAN UMUR YELLOW CAKE SECARA RADIOKRONOMETRI. Penentuan umur yellow cake secara radiokronometri telah dilakukan. Penelitian ini bertujuan mendapatkan data umur yellow cake pada penyusunan basis data perpustakaan forensik nuklir. Radiokronometer yang digunakan yaitu 228Th/232Th. 232Th merupakan thorium yang secara alami terdapat dalam yellow cake dan telah mencapai kesetimbangan peluruhan menjadi 228Th, namun pada proses produksi yellow cake kesetimbangannya terganggu sehingga waktu dinolkan kembali. Sampel uji yaitu yellow cake Cogema, hasil tambang PTBGN di Kalan dan hasil samping produk pabrik Petrokimia Gresik. Tahapan yang dilakukan yaitu pelarutan sampel, pemisahan thorium dari uranium dengan metode kromatografi pertukaran kation menggunakan resin dowex 50W-X8, elektrodeposisi thorium dan analisis isotop menggunakan spektrometer alfa. Penentuan umur dilakukan dengan perhitungan rasio aktivitas 228Th/232Th dan iterasi rumus peluruhan. Berdasarkan hasil analisis isotop 228Th dan 232Th menggunakan spektrometer alfa dan hasil perhitungan umur, yellow cake Cogema tidak dapat ditentukan umurnya karena tidak mengandung 232Th. Diperoleh nilai umur yellow cake Petrokimia Gresik yaitu 9,90 tahun dengan bias 20,35 tahun dan nilai umur yellow cake PTBGN yaitu 12,85 tahun dengan bias >20,15 tahun dibandingkan dengan perkiraan waktu produksi yang diketahui. Bias yang diperoleh lebih tinggi jika dibandingkan dengan hasil penentuan umur yellow cake menggunakan radiokronometer 228Th/232Th oleh peneliti sebelumnya yaitu dengan bias kurang dari 10 tahun.Kata kunci: Yellow Cake, Thorium, Radiokronometri.

OPTIMASI PARAMETER METODE PEMISAHAN RADIONUKLIDA 95Zr DALAM LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al TERIRADIASI Yanlinastuti Yanlinastuti; Noviarty Noviarty; Iis Haryati; Ariyanti Saputri; Boybul Boybul; Supardjo Supardjo; Erlina Noerpitasari; Aslina Br. Ginting
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 3 (2021): Oktober, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.3.6535

OPTIMASI PARAMETER METODE PEMISAHAN RADIONUKLIDA 95Zr DALAM LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al TERIRADIASI. Radionuklida 95Zr adalah salah satu radionuklida hasil belah pemancar radiasi-γ dan berumur paruh pendek sehingga dapat digunakan sebagai indikator burn up. Dalam pelat elemen bakar U3Si2/Al teriradiasi terdapat beberapa radionuklida hasil belah yang memancarkan radiasi α, β dan γ sehingga pada saat pengukuran menggunakan spektrometri-γ, radionuklida ini saling mengganggu mengakibatkan hasil pengukuran tidak akurat. Oleh sebab itu, perlu dilakukan pemisahan 95Zr sehingga pada saat pengukuran dengan spektrometer-γ diperoleh hasil yang akurat. Tujuan penelitian ini untuk mendapatkan parameter yang optimum terhadap pemisahan 95Zr dalam larutan pelat elemen bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 teriradiasi dengan metode kolom penukar ion menggunakan resin Dowex 1x-8Cl- diameter 100-200 mesh. Parameter optimum yang diperoleh selanjutnya digunakan untuk pemisahan 95Zr dalam larutan pelat elemen bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 teriradiasi. Dari hasil penelitian diperoleh parameter optimum keasaman H2SO4 pada umpan dengan konsentrasi 0,5 M, keasaman H2SO4 untuk elusi konsentrasi 1,0 M dengan recovery 98,20%. Berat resin untuk mengikat radionuklida 95Zr sebanyak 2,0 g dengan recovery 78,76%; volum umpan yang dibutuhkan sebanyak 50 µL dengan recovery 96,90% dan kecepatan alir sebesar 0,1 mL/menit dengan recovery 96,72%. Parameter optimum tersebut digunakan untuk pemisahan larutan pelat elemen bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 teriradiasi dengan kode Bottom (B), Middle (M) dan Top (T). Hasil pengukuran didapat rerata recovery pemisahan 95Zr masing-masing untuk kode B-1= 75,078%; B-2= 81,401%; M1=76,850%; M-2=83,806%; T-1=84,433%; dan T-2=81,728% dengan keberterimaan nilai CV repeatability lebih kecil dibandingkan dengan nilai CV Horwitz. Kata kunci: kolom penukar ion, U3Si2/Al teriradiasi, radionuklida 95Zr, spektrometer-γ, uji Horwitz.

ANALISIS ISOTOP 137Cs DALAM PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE DAN KOLOM PENUKAR KATION RESIN DOWEX Arif Nugroho; Boybul Boybul; Sutri Indaryati; Iis Haryati; Rosika Kriswarini; Erlina Noerpitasari
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 26, No 3 (2020): Oktober, 2020
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2020.26.3.6055

PEMISAHAN CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE DAN KOLOM PENUKAR KATION RESIN DOWEX. Pelarutan PEB U3Si2/Al dilakukan di dalam hot cell 109 menggunakan larutan HCl 6 M dan HNO3 6 M. Pemisahan cesium dengan uranium dalam larutan uranil nitrat dilakukan menggunakan metode pengendapan chloroplatinate dan kolom penukar kation. Pada metode pengendapan chloroplatinate, terlebih dahulu dilakukan proses penghilangan unsur-unsur yang akan mengganggu dalam proses pengendapan, selanjutnya dilakukan pemisahan heavy element seperti uranium atau plutonium dengan cara mengendapkan isotop 137Cs dalam bentuk Cs2PtCl6. Kandungan isotop 137Cs di dalam endapan Cs2PtCl6 diukur menggunakan menggunakan spektrometer-γ. Pada metode kolom penukar kation resin Dowex, larutan uranil nitrat dipipet sebanyak 150 μL dan ditambah 2 mL aquadest kemudian ditambahkan Cs carrier sebanyak 20 μL dan 1 mL HCl 12 M. Campuran larutan tersebut digunakan sebagai umpan dimasukkan ke dalam kolom penukar anion yang berisi resin R-Cl-. Efluen yang keluar dari kolom penukar anion dimasukkan ke dalam kolom penukar kation yang berisi resin R-NH4+. Isotop 137Cs yang terikat resin R-NH4+ di dalam kolom kemudian dielusi menggunakan HCI 1 M. Efluen kemudian dikisatkan sampai diperoleh volume ± 2 mL. Kandungan isotop 137Cs dalam PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 hasil pemisahan menggunakan metode chloroplatinate untuk potongan Middle kode M diperoleh rerata sebesar 0,000557 g/gPEB dan 0,000652 g/gPEB untuk potongan Bottom kode B, sedangkan dengan menggunakan metode kolom penukar kation resin Dowex diperoleh sebesar 0,000747 g/gPEB untuk potongan Middle kode M, dan 0,000934 g/gPEB untuk potongan Bottom kode B. Rekoveri pemisahan 137Cs dengan metode kolom penukar anion lebih besar dibandingkan dengan metode pengendapan Cs2PtCl6.Kata kunci: U3Si2/Al, chloroplatinate, resin Dowex, 137Cs

PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 BURN UP 60% POTONGAN BOTTOM Ariyanti Saputri; Sutri Indaryati; Iis Haryati; Yanlinastuti Yanlinastuti; Hanifah Rifaatul Mahmudah; Aslina Br. Ginting
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 27, No 3 (2021): Oktober, 2021
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.3.6571

PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 BURN UP 60% POTONGAN BOTTOM. Telah dilakukan pemisahan cesium dalam bahan bakar U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 burn up 60% menggunakan bahan zeolit Lampung pada metode penukar kation. Burn up bahan bakar pasca iradiasi dapat ditentukan dengan indikator burn up menggunakan isotop cesium. Pemisahan bertujuan untuk mendapatkan berat cesium yang akurat sehingga perhitungan nilai burn up secara merusak juga dapat dilakukan secara tepat. PEB U3Si2/Al dipotong pada bagian Bottom secara duplo lalu ditambahkan pelarut HCl 6 N dan HNO3 6N. Satu mL larutan bahan bakar U3Si2/Al dimasukkan ke dalam botol vial dan ditransfer dari hotcell 109 ke laboratorium radiasi aktivitas sedang (R.135). Larutan bahan bakar U3Si2/Al diencerkan menjadi 25 mL dan dipipet 50 µL ke dalam vial secara duplo dan ditambahkan 1000 mg zeolit Lampung, kemudian dilakukan pemisahan 134Cs dan137Cs dari 235U dengan metode penukar kation secara batch selama 60 menit. Hasil pemisahan diperoleh isotop 134Cs dan 137Cs dalam fasa padat, sedangkan uranium (238U, 235U, 234U) dan isotop lainnya dalam fasa cair. Besarnya berat isotop 134Cs dan137Cs selanjutnya diukur menggunakan spektrometer-γ. Hasil pemisahan diperoleh berat isotop 137Cs dan 134Cs dalam larutan PEB U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3 burn up 60% potongan Bottom masing-masing B-1=0,00003283 g/0,036gPEB dan B-1= 0,000000147 g/0,036gPEB, sedangkan untuk potongan B-2=0,00003290 g/0,037gPEB untuk 137Cs dan B-2= 0,000000222 g/0,037gPEB untuk 134Cs. Pemisahan cesium dalam 50 µL larutan PEB U3Si2/Al burn up 60% potongan Bottom dengan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung seberat 1000 mg diperoleh hasil yang baik.Kata kunci: U3Si2/Al densitas 4,8 gU/cm3, burn up 60%, cesium, pemisahan.

OPTIMASI PARAMETER PEMISAHAN Zr DALAM PEB U3Si2/Al PRA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE KROMATOGRAFI PENUKAR ANION Yanlinastuti Yanlinastuti; Noviarty Noviarty; Iis Haryati; Syamsul Fatimah; Boybul Boybul; Aslina Br. Ginting
Urania: Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol. 25 No. 2 (2019): Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Publisher : Badan Riset dan Inovasi Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.2.5508

Determination of optimum parameters in the process of zirconium separation from U3Si2/Al fresh fuel solution by anion exchanger chromatography and analysis with UV-Vis spectrophotometer has been carried out. Zirconium is one of isotopes that can be used in the determination of fuel burn-up. The purpose of this study is to obtain optimal parameters of zirconium separation in standard materials as well as U3Si2/Al fresh fuel solution by anion exchanger chromatography. Optimization of Zr separation parameters was carried out using Dowex 1x-8 resin with a variation in weight of 0.5; 1.0; 1.5; 2.0 and 2.5 g, acidity of H2SO4 at 1; 2; 3; 4; 5 and 6 M, standard feed concentrations of Zr at 50; 100; 150 and 200 ppm and flow rate of 3M H2SO4 elution at 0.1; 0.3; 0.5; 0.7 and 0.9 mL/minute. To the Zr effluent as the result of separation was added Arsenazo III 0.1% as complexing agent, and subsequent analysis with UV-Vis spectrophotometry was done at a wavelength of 665.3 nm. The measurement results show that the optimal parameters of Zr separation are the use of 1.5 g resin with resulting recovery of 70.79%, acidity of 3M H2SO4 with recovery of 83.94%, feed concentration of 150 ppm with recovery of 87.64% at a flow rate of 0.5 mL/minute. When those optimal parameters were used in Zr separation from U3Si2/Al fresh fuel solution, the recovery obtained was 96.23%. These optimized parameters can also be used to separate Zr from U3Si2/Al irradiated fuel solution.

PEMISAHAN DAN ANALISIS CESIUM DALAM PEB U3Si2/Al TMU 2,96 gU/cm3 PASCA IRADIASI DENGAN METODE PENGENDAPAN CHLOROPLATINATE Arif Nugroho; Boybul Boybul; Sutri Indaryati; Iis Haryati; Rosika Kriswarini; Aslina Br. Ginting
Urania: Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol. 25 No. 2 (2019): Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Publisher : Badan Riset dan Inovasi Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2019.25.2.5466

Fuel burnup is an important parameter for determining the quality and integrity of irradiated nuclear fuel. The most important parameters in the calculation of burnup is the separation process and 137Cs content analysis sampled from the irradiated plate fuel. This research has conducted separation and analysis of the 137Cs contained in irradiated U3Si2/Al plate by chloroplatinate precipitation method. This method requires that the sample has to be made free from elements that may interfere with the precipitation process. The separation is done by precipitation of 137Cs isotope in the form of Cs2PtCl6. The precipitation process uses CsNO3 as non-active carrier with varied weight of 0.0263; 0.0501; 0.0754; 0.1036 ; 0.2064; 0.3020, and 0.4017 g. The CsNO3 carrier is added in order to obtain more ammount of precipitate of Cs in the form of Cs2PtCl6 because CsNO3 has similar chemical properties with 137Cs in uranyl nitrate solution. The 137Cs isotope is coprecipitated in Cs2PtCl6, and γ-spectrometry is used in the determination of the content of 137Cs in Cs2PtCl6 precipitate. The separation results show that addition of 0,1036 g CsNO3 has recovered 0.000328 g/g-sample of 137Cs from 0.000465 g/g-sample in irradiated U3Si2/Al solution, or a recovery of 70.4753%. Recovery value by this method is still lower when compared to other 137Cs separation methods due to longer steps of separation process, which may cause many errors in the sample preparation process.

OPTIMASI PARAMETER METODE PEMISAHAN RADIONUKLIDA 95Zr DALAM LARUTAN PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2/Al TERIRADIASI Yanlinastuti Yanlinastuti; Noviarty Noviarty; Iis Haryati; Ariyanti Saputri; Boybul Boybul; Supardjo
Urania: Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol. 27 No. 3 (2021): Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Publisher : Badan Riset dan Inovasi Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.3.6535

Radionuclide of 95Zr is one of the γ-radiation emitter radionuclides which has a short half-life so that it can be used as an indicator of burn up. In the irradiated U3Si2/Al fuel element plate there are several radionuclides of fission products emitting α, β and γ and when measuring radiation using γ-spectrometry, these radionuclides may interfere with each other resulting in inaccurate measurement results. Therefore, it is necessary to separate 95Zr for better accuracy in the measurement of γ-radiation with a γ-spectrometer. The purpose of this study was to obtain the optimum parameters for the separation of 95Zr in U3Si2/Al fuel element plate solution by ion exchange column method using Dowex 1x-8Cl- resin of 100-200 mesh in diameter. The optimum parameters obtained were then used for the separation of 95Zr in a solution of irradiated U3Si2/Al fuel element. It was found that the optimum parameter of acidity of H2SO4 in the feed was a concentration of 0.5 M, and the acidity of H2SO4 for elution was 1.0 M with a recovery of 98.20%. The weight of the resin to bind 95Zr radionuclide was 2.0 g with a recovery of 78.76%. The required feed volume was 50 µL with a recovery of 96.90% and the optimized flow rate was 0.1 mL/minute with a recovery of 96.72%. The optimum values were used for the separation of the U3Si2/Al fuel element plate solution irradiated with the code of Bottom (B), Middle (M) and Top (T). The measurement results show that the mean recovery of separation was 95Zr for code B-1 = 75.078%; B-2= 81.401%; M1=76,850%; M-2=83.806%; T-1=84.433%; and T-2 = 81.728% with the acceptability of the CV repeatability value smaller than the CV Horwitz value.

PEMISAHAN CESIUM DALAM BAHAN BAKAR U3Si2/Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 BURN UP 60% POTONGAN BOTTOM Ariyanti Saputri; Sutri Indaryati; Iis Haryati; Yanlinastuti Yanlinastuti; Hanifah Rifaatul Mahmudah; Aslina Br. Ginting
Urania: Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol. 27 No. 3 (2021): Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Publisher : Badan Riset dan Inovasi Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2021.27.3.6571

The separation of cesium in U3Si2/Al fuel with a density of 4.8 gU/cm3 and 60% burn up by cation exchange using zeolite from Lampung has been carried out. Cesium isotope is used as a burn-up indicator for irradiated nuclear fuel. The separation aims to obtain an accurate cesium weight so that the calculation of burn up by the destructive method can be carried out correctly. The fuel plate of U3Si2/Al was cut in duplicates at the bottom with a weight of B-1=0.036 g and B-2= 0.037g, respectively. The fuel plate of U3Si2/Al with this weight was then dissolved using 6N HCl and 6N HNO3 in 10 mL. The solution of U3Si2/Al was then pipetted 1 mL and transferred from the hot cell to R.135 and diluted to 25 mL. The solution was pipetted 50 µL into a vial in duplicates and 1000 mg of Lampung zeolite was added. Separation process of 134Cs and 137Cs from 235U was done by cation exchange for 60 minutes. The results obtained were isotopes 134Cs and 137Cs in the solid phase while uranium (238U, 235U, 234U) and other isotopes in the liquid phase. The weight of the isotopes of 134Cs and 137Cs was then measured using a spectrometer/g. The weight of the isotopes of 137Cs and 134Cs in solution at Bottom position was B-1=0.00003283 g/0.036g and B-1= 0.000000147 g/0.036 g for 137Cs and 134Cs respectively while another duplicate was B-2=0.00003290 g/0.037g for 137Cs and B-2=0.000000222 g/0.037g for 134Cs. It can be concluded that in the separation of cesium in 50 µL solution of U3Si2/Al at Bottom position by cation exchange using 1000 mg of zeolite from Lampung, good results were obtained.

Title

Found 9 Documents
Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title Search

Found 9 Documents Search

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Title

Found 9 Documents
Search