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 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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (130.094 KB) | DOI: 10.25077/jfu.5.1.47-52.2016

Abstract

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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (674.377 KB) | DOI: 10.25077/jfu.5.1.21-27.2016

Abstract

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 keff  antara 0,95 sampai 1,05 (reaktor berada dalam keadaan kritis) dan untuk volume 20 m3 keff ˃ 1,05 (keadaan superkritis) dengan ayunan reaktivitas ±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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (205.08 KB) | 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 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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (349.021 KB) | DOI: 10.25077/jfu.7.2.151-158.2018

Abstract

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. 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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (262.111 KB) | DOI: 10.25077/jfu.3.1.%p.2014

Abstract

Telah dilakukan penelitian tentang pengaruh beberapa jenis campuran bahan bakar terhadap nilai breeding ratio pada reaktor pembiak cepat.  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  UN-PuN, UC-PuC dan MOX. Pemantauan terhadap hasil simulasi dilakukan selama 5 tahun waktu operasi.  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  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.  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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (407.68 KB) | 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.
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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (923.366 KB) | DOI: 10.25077/jfu.3.2.102-107.2014

Abstract

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       5 jam dengan komposisi Y2O3  dan ZrO2 (4,5:95,5 dan 8,0:92,0) %mol. Setelah itu serbuk paduan dikalsinasi pada temperatur 500°C selama 3 jam,  kemudian dikompaksi pada tekanan 4000 psi dan sintering pada temperatur 1300°C selama 3 jam. Selanjutnya, sampel digerus dan dikalsinasi kembali pada temperatur 500°C selama 3 jam, dikompaksi pada tekanan ~14.600 psi dan sintering pada temperatur 1400°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 XRD  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 yang  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 500°C for 3 hours, compaction at pressure of 4,000 psi and then sintered at temperature of 1,300°C  for 3 hours.Furthermore, samples were grinded again, calcinated at temperature of 500 °C for 3 hours, compaction at  pressure of ~14,600 psi and sintering at temperatures of 1400 ° 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,  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

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (215.966 KB) | DOI: 10.25077/jfu.5.1.28-34.2016

Abstract

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 ≤ 10-6.  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.
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 | Full PDF (1273.279 KB) | 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 | Full PDF (979.57 KB) | 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.
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