cover
Article Per Year (5 Year)
All
Home Page
OAI Link
Editorial Team
Contact
Reviewer
Google Scholar
Contact Name
-
Contact Email
-
Phone
-
Journal Mail Official
-
Editorial Address
-
Location
Kota adm. jakarta selatan,
Dki jakarta
INDONESIA
SIGMA EPSILON - Majalah Ilmiah Teknologi Keselamatan Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Computer Science & IT Energy
SIGMA EPSILON adalah majalah ilmiah yang menyajikan makalah hasil kegiatan riset dan kegiatan teknis penunjang riset lainnya yang dilaksanakan di Pusat Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) Badan Tenaga Nuklir Nasional.
Arjuna Subject : -
Articles 191 Documents
 16   17   18   19   20 
ANALISIS KECELAKAAN STEAM GENERA TOR TUBE RUPTURE (SGTR) DAN PENGISOLASIANNYA PADA PWR Andi Sofrany Ekariansyah
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 12, No 2 (2008): Mei 2008
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2008.12.2.111

Abstract

ANALISIS KECELAKAAN STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE (SGTR) DANPENGISOLASIANNYA PADA PWR. Telah dilakukan analisis kecelakaan SGTR serta pengisolasiannya pada PWR dengan menggunakan program perhitungan RELAP/SCDAP. Dalam analisis ini, digunakan PWR standaryang mengacu pada PLTN Tsuruga Unit 2 sebagai model. Analisis dilakukan pada hasil simulasi SGTR berdasarkan data input RELAP yang dibuat NUPEC, dimana respon sistem kendali reaktor sepenuhnyabergantung pada setting otomatis. Kendali manual hanya dilakukan untuk meneapai pengisolasian kebocoran.Dari hasil simulasi terlihat adanya respon sistem kendali reaktor terhadap kebocoran melalui SGTR sesuai skenario yang diharapkan seperti trip reaktor, aktuasi sistem kendali air umpan, sistem kendali bypass turbin,sistem kendali pembebas uap, dan aktuasi injeksi keselamatan. Dengan asumsi terjadi kegagalan pengisolasian kebocoran pada tahap awal, air umpan di sisi sekunder memenuhi kubah uap di pembangkit uap yang bocor maupun yang utuh sehingga memicu terbukanya katup pembebas uap (MSR V) dan terlepasnya produk fisi secara berlebihan ke lingkungan. Namun pengisolasian kebocoran melalui aktuasi katup pembebas pressurizer (PORV) yang diikuti dengan penghentian injeksi keselamatan secara manual berhasil dilakukan. Skenario yang diperoleh memperlihatkan perlunya modifikasi pada beberapa sistem kendali reaktor di atas agar dapat dijalankan seeara manual sehingga sekuensi kecelakaan yang diperoleh dapat lebih mirip dengan yang ada dalamreferensi.
ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERA KECEPATAN TINGGI Ainur Rosidi; Gregorius Bambang Heru; Kiswanta kiswanta
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 3 (2013): Agustus 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.3.2108

Abstract

ANALISIS VISUAL PENDINGINAN ALIRAN DUA FASA MENGGUNAKAN KAMERAKECEPATAN TINGGI. Fenomena yang terjadi selama proses pendinginan aliran dua fasa padakondisi pasca LOCA telah disimulasikan menggunakan benda uji QUEEN-02 dan divisualisasidengan menggunakan kamera kecepatan tinggi. Kegiatan ini dimaksudkan untuk mengamatiterbentuknya rejim perpindahan panas yang terjadi dan kecepatan pendinginan pada temperatur awal350oC dan 500oC. Hasil visualisasi menggunakan kamera kecepatan tinggi memperlihatkan bahwarejim pendidihan inti untuk pendinginan benda uji QUEEN-02 dengan temperatur awal 350oC dankecepatan pendinginannya 4,17 cm/s, Sedangkan untuk pendinginan benda uji QUEEN-02 dengantemperatur awal 500oC memperlihatkan rejim pendidihan film dan kecepatan pendinginannya 3,43cm/s.Kata Kunci: pendinginan aliran dua fasa, QUEEN-02, rejim pendidihan, kamera kecepatan tinggi
PENGEMBANGAN SISTEM AKUISISI DATA TEKANAN DAN TEMPERATUR PADA FESPeCo MENGGUNAKAN NI cRIO 9074 Kussigit Santosa
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2013): Mei 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.2.1354

Abstract

PENGEMBANGAN SISTEM AKUISISI DATA TEKANAN DAN TEMPERATUR PADA FESPeCo MENGGUNAKAN NI cRIO 9074. Telah dilakukan pembuatan sistem akuisisi data tekanan dan temperatur pada sarana eksperimen pendinginan sungkup reaktor. FESPeCo (Fasilitas Eksperimen Pendingin Containtment) merupakan sarana simulasi untuk mendalami perilaku pembebanan internal yaitu berupa perubahan tekanan dan temperatur didalam sungkup reaktor PLTN jenis PWR yang diakibatkan karena kehilangan pendingin air. Tekanan gas yang berasal proses pelepasan hasil fisi serta uap air direpresentasikan dengan tekanan gas Helium (He) dan disimulasikan dengan mengatur mengatur laju alir gas He kedalam sungkup. Untuk mengamati fenomena ini diperlukan suatu sistem akusisi data untuk mencatat perubahan tekanan dan temperatur yang sangat cepat terjadi. Tujuan dari pembuatan sistem akuisisi data temperatur dan tekanan ini ada lah untuk mempermudah dan membantu pengumpulan data temperatur dan tekanan pada sungkup yang disebabkan karena pendinginan semburan air dengan kondisi tertentu. Dalam kegiatan ini, dilakukan perangkaian modul-modul berupa perangkat keras dan pengembangan perangkat lunak. Perangkat keras utamanya terdiri Modul cRIO 9074, modul Ni 9213 , modul Ni 9203 dan komputer. Perangkat lunak yang digunakan adalah LabVIEW 2011. Sensor yang digunakan pada pengukuran laju alir gas menggunakan digital mass flow meters tipe FMA 6600 dari Omega dan sensor tekanan menggunakan pressure transducer tipe M5100. Dari hasil uji coba dapat disimpulkan bahwa pembuatan sistem akuisisi data temperatur dan tekanan dapat berjalan dengan baik dan dapat dipergunakan untuk keperluan akuisisi data tekanan dan temperatur serta laju alir gas He pada FESPeCo. Kata Kunci : Akuisisi data, Temperatur, Tekanan dan Modul Ni cRIO 9074
EVALUASI SISTEM PROTEKSI REAKTOR DIGITAL PADA REAKTOR DAYA TIPE PWR DENGAN METODA FMEA Deswandri Deswandri
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.1.1327

Abstract

EVALUASI SISTEM PROTEKSI REAKTOR DIGITAL PADA REAKTOR DAYA TIPE PWR DENGAN METODA FMEA. Dari aspek keselamatan, Sistem Proteksi Reaktor (RPS) adalah sistem paling vital dalam reaktor nuklir. Pada reaktor generasi lama sistem tersusun dalam rangkaian komponen-komponen analog. Namun, mengikuti perkembangan teknologi elektronika yang pesat belakangan ini, teknologi analog telah ditinggalkan dan digantikan dengan teknologi digital yang sangat praktis, akurat, andal dan mempunyai respons cepat. Pada beberapa reaktor nuklir generasi lama, sistem I&K terkait keselamatan (khususnya RPS) analog juga telah dimodifikasi dengan menggunakan teknologi digital. Sebagai sebuah sistem yang sangat penting dan vital, RPS harus dievaluasi secara menyeluruh untuk menjamin dan memastikan keandalannya. Evaluasi RPS analog sudah banyak dilakukan pada dengan menggunakan teknik evaluasi keandalan tradisional. Akan tetapi, karena aplikasi teknologi digital dalam RPS modern relatif baru, evaluasi keandalan sistem ini masih terbatas dan pada umumnya dilakukan oleh para pengembang sistem itu sendiri. Dalam makalah ini dilakukan evaluasi sistem RPS digital pada reaktor daya tipe PWR dengan menggunakan metoda evaluasi keandalan tradisional yang bersifat kualitatif, yaitu metoda Failure Mode and Effect Analysis (FMEA). Sebagai objek, diambil Sistem Proteksi Reaktor digital rancangan Korea Selatan. Ada 8 komponen atau modul yang dievaluasi. Evaluasi dilakukan dengan cara mengkaji atau menyelidiki modus kegagalan yang mungkin terjadi pada masing-masing modul. Dari setiap modus kegagalan, diselidiki penyebab potensial kegagalan tersebut. Selanjutnya dipertimbangkan dampak kegagalan (baik secara lokal maupun terhadap sistem), metoda pendeteksian kegagalan dan tindakan mitigasi yang diperlukan. Hasil evaluasi ditabulasikan dalam bentuk format standar FMEA (Tabel 3).Kata Kunci : Evaluasi Keandalan, FMEA, RPS Digital
RANCANG BANGUN PEMANAS SILINDER DENGAN PENGENDALI TEMPERATUR UNTUK PROSES SINTESIS NANOPARTIKEL MAGNETIK Rohmad salam; Eko yudho pramono
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 4 (2013): November 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.4.2113

Abstract

RANCANG BANGUN PEMANAS SILINDER DENGAN PENGENDALI TEMPERATUR UNTUK PROSES SINTESIS NANOPARTIKEL MAGNETIK. Peralatan pemanas berbentuk tabung silinder dan pengendali temperaturnya telah dibuat sebagai sistem pendukung dalam penelitian dan pengembangan nanopartikel magnetik untuk aplikasi diagnostik. Pemanas dirancang untuk beroperasi pada rentang temperatur 30 °C – 250 °C dengan daya 1000 Watt, 220 Volt AC dilengkapi dengan sistem pengendali temperatur tipe Autonics TC4S-14R berjenis Proportional–Integral–Derivative (PID) dengan kemampuan self-tune. Pengendali dilengkapi dengan Solid-State-Relay (SSR) dengan kapasitas 10 Ampere. Termokopel tipe K dengan kemampuan ukur dan ketahanan diatas 1000 °C digunakan sebagai pembaca temperatur. Tabung pemanas silinder dibuat dari baja SS-304, dengan diameter luar 140 mm dan tinggi 160 mm dilengkapi flange untuk penutup atas dan bawah tabung dengan 8 buah baut yang terbuat dari SS-304. Peralatan pengendali temperatur dirancang untuk mengatur temperatur operasi dalam tabung pemanas dengan menggunakan electric -heater sebesar 1 kW. Hasil pengujian menunjukkan peralatan pemanas dan pengendali temperaturbekerja dengan baik dengan perbedaan temperatur antara setting dan temperatur operasi sebenarnya sekitar 5 oC.Kata Kunci : rancang bangun, pemanas silinder, pengendali temperatur
PENENTUAN KAPASITAS PRODUKSI HIDROGEN DARI PERENGKAHAN AIR BERDASARKAN DISTRIBUSI KALOR RGTT-KOGENERASI Nurul Huda
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 17, No 2 (2013): Mei 2013
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2013.17.2.1344

Abstract

PENENTUAN KAPASITAS PRODUKSI HIDROGEN DARI PERENGKAHAN AIR BERDASARKAN DISTRIBUSI KALOR RGTT-KOGENERASI. Hidrogen adalah molekul penting untuk energi dan pangan. Penggunaan hidrogen untuk energi dapat mengatasi sekaligus dua masalah, yaitu susutnya cadangan bahan bakar minyak dan pemanasan global. Di bidang pangan, hidrogen dibutuhkan sebagai bahan baku pembuatan amonia untuk pupuk nitrogen. Senyawa yang mengandung hidrogen dengan kelimpahan tinggi dan murah adalah air. Sumber energi primer diperlukan untuk merengkah molekul air dan menghasilkan hidrogen. Sumber energi potensial untuk tujuan tersebut adalah nuklir. Melalui sistem kogenerasi, reaktor nuklir gen-IV (generasi IV) merupakan sumber kalor strategis untuk produksi hidrogen dari air karena sifat gen-IV yang berkelanjutan dan mampu menghasilkan kalor temperatur tinggi dengan sistem keselamatan melekat yang andal. Tujuan makalah ini adalah menentukan kapasitas produksi hidrogen dari perengkahan air berdasarkan distribusi kalor RGTT (Reaktor berpendingin Gas Temperatur Tinggi) Kogenerasi. Dua teknik termokimia perengkahan air, yaitu siklus-SI (Sulfur-Iodium) dan siklus-I (Iodium) disimulasikankan dengan Aspen HYSYS. Hasil simulasi menunjukkan bahwa kalor 200 MW dari RGTT200K yang teralokasikan untuk produksi hidrogen adalah 59 MW. Daya kalor tersebut setara dengan laju produksi hidrogen 683 kg/jam (siklus-SI) atau 1.054 kg/jam (siklus-I). Siklus-SI dan siklus-I berada pada tahap pengembangan skala laboratorium dan ditujukan untuk produksi hidrogen dari air dengan energi nuklir tanpa pasokan gas alam.Kata Kunci : hidrogen, energi, pangan, reaktor nuklir, kogenerasi
PERHITUNGAN SEL BAHAN BAKAR REAKTOR PWR DENGAN PROGRAM WIMSD-5B Santo Paulus Rajagukguk; Syaiful Bakhri; Tukiran Surbakti
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 24, No 2 (2020): November 2020
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2020.24.2.5971

Abstract

Perhitungan sel bahan bakar teras reaktor PWR telah dilakukan dengan menggunakan  program komputer WIMSD-5B. Perhitungan dilakukan untuk mengetahui karakteristik neutronik bahan bakar teras reaktor PWR dengan variasi daya. Karakteristik neutronik diketahui dengan memperoleh konstanta makroskopik seperti k-inf, koefisien difusi, tampang lintang serapan dan fisi. Generasi sel bahan bakar dilakukan dengan 69 grup energi neutron pada program transport satu dimensi (WIMSD-5B) menggunakan ENDF-BVII.1 data file. Sel satuan diperhitungkan pada perangkat elemen bakar dengan model cluster dengan susunan square pitch, kemudian dihitung dimensi satuan selnya. Satu satuan sel terdiri dari satu satuan bahan bakar dan moderator. Dari satu satuan sel ekivalen tersebut diperoleh data dimensi sel sebagai data masukan program WIMSD-5B yang dikenal dengan annulus. Bahan bakar yang digunakan adalah UO2 dan bentuk geometrinya pin cell bahan bakar. Hasil perhitungan faktor multiplikasi tak terhingga sel teras PWR yang dihitung dengan menggunakan paket program WIMSD-5B adalah 1,302338 dan fraksi bakar 37,12 GWD/TU. Dari hasil perhitungan dapat dinyatakan bahwa nilai faktor multiplikasi tak terhingga, konstanta difusi, tampang lintang serapan dan nu-fisi sangat dipengaruhi oleh bentuk model yang digunakan.Kata kunci: bahan bakar, teras PWR, WIMSD-5B,  energi neutron, konstanta makroskopik 
EVALUASI KESELAMATAN OPERASI REAKTOR RSG-GAS SETELAH 33 TAHUN Pardi Pardi; Purwadi Purwadi
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 24, No 2 (2020): November 2020
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2020.24.2.5995

Abstract

Keselamatan operasi reaktor RSG-GAS merupakan faktor utama yang menjadi pertimbangan dalam mengoperasikan reaktor. Keselamatan operasi reaktor harus menjamin bahwa parameter neutronik dan termohidraulik teras RSG-GAS tidak melebihi batas keselamatan operasi (BKO) yang telah ditetapkan di dalam dokumen Safety Analysys Report (SAR). Setelah 33 tahun beroperasi banyak komponen dan sistem teras RSG-GAS yang sudah diganti namun harus dipastikan bahwa parameter operasi tidak ada yang melanggar batas operasi dan batas keselamatan. Evaluasi keselamatan operasi teras RSG-GAS dilakukan dalam rangka penilaian keselamatan periodik yang merupakan persyaratan untuk mendapat izin operasi dari pihak pengawas yaitu Bapeten. Evaluasi atau penilaian keselamatan dilakukan berdasarkan perhitungan dengan menggunakan program komputer dan eksperimen langsung melihat parameter yang terukur pada panel sensor. Perhitungan parameter neutronik dilakukan dengan program WIMSD-5B/Batan-FUEL. Hasil eksperimen dan perhitungan parameter keselamatan operasi teras reaktor RSG-GAS tidak ada yang melampaui batas operasi dan batas keselamatan namun ada yang sudah berubah dari desain. Hal ini disebabkan oleh faktor umur reaktor yang telah beroperasi 33 tahun, namun masih dalam batas rentang operasi dan keselamatan yang ditetapkan.  Kata kunci : keselamatan operasi, RSG-GAS, Batan-FUEL, WIMSD-5D, teras kerja .
EVALUASI SISA UMUR KOMPONEN SISTEM KESELAMATAN REAKTOR RISET RSG-GAS Mike Susmikanti; Entin Hartini; Abdul Hafid; Geni Rina Sunaryo; Endiah Puji Hastuti; Sriyono Sriyono; Muhammad Subekti; Aep Saefudin; Purwadi Purwadi
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 24, No 2 (2020): November 2020
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2020.24.2.5863

Abstract

Umur komponen merupakan hal terpenting bagi status komponen setelah beroperasi sekian lama dalam kurun waktu tertentu sehingga dapat diketahui apakah masih dapat berfungsi dengan baik dan apakah perlu dilakukan perawatan secara kontinyu. Saat ini umur komponen dalam kaitannya dengan keselamatan dan manajemen penuaan RSG-GAS masih belum dievaluasi khususnya untuk komponen yang mendukung sistim keselamatan. Penelitian ini bertujuan melakukan evaluasi umur komponen pendukung sistim keselamatan dalam kurun waktu tahun 2005-2015. Kegiatan penelitian meliputi pencarian informasi kegagalan, perbaikan dan perawatan komponen pendukung sistim keselamatan RSG-GAS pada teras nomor 55 - 88. Evaluasi umur komponen meliputi uji kecocokan (goodness of fit) dan karakteristik sebaran antara waktu kegagalan dan perbaikan. Selanjutnya dilakukan perhitungan fungsi peluang keandalan dan tingkat resiko yang berkaitan dengan faktor keselamatan, serta peluang komponen akan gagal pada waktu tertentu. Berdasarkan hasil evaluasi ini diperoleh bahwasanya perawatan secara berkala sangat diperlukan.Kata kunci : manajemen penuaan, umur komponen, komponen pendukung sistim keselamatan, kegagalan, perawatan, RSG-GAS
ANALISIS REAKTIVITAS BATANG KENDALI TERAS RSG-GAS DENGAN PENGUKURAN METODE KOMPENSASI Purwadi Purwadi; Pardi Pardi
SIGMA EPSILON - Buletin Ilmiah Teknologi Keselamatan Reaktor Nuklir Vol 24, No 2 (2020): November 2020
Publisher : Badan Tenaga Nuklir Nasional

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/sigma.2020.24.2.5890

Abstract

Pengukuran nilai reaktivitas batang kendali teras Reaktor Serba Guna - G. A. Siwabessy (RSG-GAS) sangat penting karena berhubungan dengan keselamatan. Banyak metode yang dapat digunakan untuk mengukur nilai reaktivitas batang kendali teras RSG-GAS. Dari beberapa metode yang sudah dilakukan, ada yang memiliki kelebihan ada yang masih terdapat kekurangan. Pada penelitian ini akan dilakukan analisis nilai reaktivitas batang kendali teras RSG-GAS dengan metode kompensasi berpasangan individu dan kompensasi bank. Pengukuran reaktivitas batang kendali dilakukan pada awal siklus pada saat teras reaktor dalam keadaan dingin bebas racun Xenon. Nilai reaktivitas yang diperoleh dari hasil penggunaan metode berpasangan individu dibandingkan dengan hasil dari metode kompensasi bank. Hasil yang diperoleh menunjukkan bahwa perbedaan rata rata nilai reaktivitas batang kendali adalah sebesar 9,02 % setiap individu dan memberikan hasil yang akurat. Setelah dibandingkan kedua metode ini maka dari aspek efektivitas metode kompensasi berpasangan individu  jauh lebih cepat.Kata kunci: kompensasi, RSG-GAS, batang kendali, metode berpasangan, metode bank

Page 18 of 20 | Total Record : 191

 16   17   18   19   20 

Filter by Year

2008 2021


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 25, No 2 (2021): November 2021 Vol 25, No 1 (2021): Mei 2021 Vol 24, No 2 (2020): November 2020 Vol 24, No 1 (2020): Mei 2020 Vol 23, No 2 (2019): November 2019 Vol 23, No 1 (2019): Mei 2019 Vol 22, No 2 (2018): November 2018 Vol 22, No 1 (2018): Mei 2018 Vol 21, No 2 (2017): November 2017 Vol 21, No 1 (2017): Februari 2017 Vol 20, No 2 (2016): November 2016 Vol 20, No 1 (2016): Februari 2016 Vol 19, No 2 (2015): Agustus 2015 Vol 19, No 1 (2015): Februari 2015 Vol 18, No 3-4 (2014): Agustus - November 2014 Vol 18, No 2 (2014): Mei 2014 Vol 18, No 1 (2014): Februari 2014 Vol 17, No 4 (2013): November 2013 Vol 17, No 3 (2013): Agustus 2013 Vol 17, No 2 (2013): Mei 2013 Vol 17, No 1 (2013): Februari 2013 Vol 16, No 3-4 (2012): Agustus - November 2012 Vol 16, No 2 (2012): Mei 2012 Vol 16, No 1 (2012): Februari 2012 Vol 15, No 3 (2011): Agustus 2011 Vol 15, No 2 (2011): Mei 2011 Vol 15, No 1 (2011): Februari 2011 Vol 14, No 3 (2010): Agustus 2010 Vol 14, No 2 (2010): Mei 2010 Vol 14, No 1 (2010): Februari 2010 Vol 13, No 4 (2009): November 2009 Vol 13, No 3 (2009): Agustus 2009 Vol 13, No 2 (2009): Mei 2009 Vol 13, No 1 (2009): Februari 2009 Vol 12, No 4 (2008): November 2008 Vol 12, No 3 (2008): Agustus 2008 Vol 12, No 2 (2008): Mei 2008 Vol 12, No 1 (2008): Februari 2008 More Issue