Garuda - Garba Rujukan Digital

Article Per Year (5 Year)

All

Jurnal Forum Nuklir

jfn
Website

Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional

ISSN : - EISSN : - DOI : -

Core Subject : Science,

Materials Science & Nanotechnology

Jurnal Forum Nuklir (JFN) adalah jurnal ilmiah bertaraf nasional dengan ruang lingkup semua aspek yang terkait dengan ilmu pengetahuan nuklir, teknologi nuklir, termasuk pendidikan dan sumber daya manusia nuklir. JFN (ISSN 1978-8738) diterbitkan oleh Sekolah Tinggi Teknologi Nuklir BATAN

Arjuna Subject : -

Articles 208 Documents

10 11 12 13 14

UJI BANDING ANTAR LABORATORIUM DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMA Maskur Maskur; Adang H.G.; Endang Sarmini; Yayan Tahyan; Dede Kurniasih
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 2 November 2014
Publisher : BATAN

UJI BANDING ANTAR LAB0RATORIUM DALAM PENGUKURAN RADIOAKTIVITAS MENGGUNAKAN SPEKTROMETER GAMA. Laboratorium Uji Radioisotop dan Radiofarmaka (LUR2) adalah laboratorium uji milik Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka BATAN yang telah memperoleh akreditasi ISO/JEC 17025 dari KAN (Komite Akreditasi Nasional). Sesuai aturan ISO/IEC tersebut, maka laboratorium secara berkala harus melakukan validasi metode dan salah satu caranya melalui uji banding antar laboratorium. Pada tahun 2012, LUR2 telah mengikuti uji banding antar laboratorium di BATAN yang dikoordinir PTKMR tentang pengukuran radioaktivitas menggunakan spektrometer gama. Sampel berupa radionuklida Eu-152. Uji Banding diikuti oleh 16 peserta yang berasal dari laboratorium di BATAN dan hasil pengukuran menunjukkan mayoritas laboratorium mempunyai penyimpangan <10% dibanding nilai acuan. Pada awalnya LUR2 melakukan pengukuran menggunakan perbandingan net area sampel dan sumber standar Eu-152. Hasil pengukuran ternyata selisih 5 kali lebih besar dari nilai acuan. Untuk pembanding maka dilakukan pengukuran ulang menggunakan sumber standar lain (kombinasi Ba-133, Co-60, dan Cs-137) ternyata hasil pengukuran mempunyai selisih mendekati nilai acuan. Untuk konfirmasi lebih lanjut, maka sumber standar Eu-152 diukur aktivitasnya menggunakan sumber standar lain (kombinasi Ba-133. Co-60, dan Cs-137) dan ternyata hasilnya 1/5 dari aktivitas yang tertera di sertifikat. Hasil ini menunjukkan bahwa sumber penyimpangan besar bukan pada alat melainkan karena radioaktivitas yang tertera di sertifikat sumber standar Eu· 152 tidak sesuai dengan radioaktivitas yang sebenarnya. Dari hasil kegiatan ini, disimpulkan bahwa uji banding antar laboratorium sangat penting karena dapat mengetahui dengan segera jika ada penyimpangan pada alat maupun sertifikat sumber standar.Kata Kunci: Uji banding, pengukuran radioaktivitas, sumber standar, spektrometer gama x-cooler

Innovative Molten Salt Reaktor (IMSR), Pengembangan MSR untuk Memenuhi Semua Persyaratan Reaktor Maju Andang Widi Harto
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 5 No 1 Mei 2011
Publisher : BATAN

Innovative Molten Salt Reaktor (IMSR), Pengembangan MSR untuk Memenuhi Semua Persyaratan Reaktor Maju. Teknologi reaktor nuklir pada masa mendatang mengarah pada peningkatan aspek keselamatan, peningkatan pendayagunaan bahan bakar, reduksi limbah radioaktif, ketahanan terhadap proliferasi bahan bakar nuklir serta peningkatan aspek ekonomi. IMSR adalah reaktor nuklir yang menggunakan bahan bakar cair berupa garam lebur flouride (7LiF-ThF4-UF4- MaFx). IMSR didesain sebagai reaktor pembiak termal, yaitu membiakkan U-232 dari Th-232. Hal ini untuk menjawab permasalahan pendayagunaan bahan bakar dan reduksi limbah radioaktif. Dalam aspek keselamatan, desain IMSR memiliki sifat inherent safe serta memiliki fitur-fitur keselamatan pasif, sistem pendingin pasif pasca shutdown serta sistem pendingin pasif untuk produksi fisi.

KAJlAN TEKNO EKONOMI APLIKASI NITRIDASI PLASMA UNTUK PENGUATAN LAPISAN PERMUKAAN KOMPONEN OTOMOTIF B.A. Tjipto Sujitno; Rill lsaris; Suprapto Suprapto; Wiwien Andriyanti
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 7 No 1 Mei 2013
Publisher : BATAN

KAJIAN TEKNO EKONOMI APLIKASI NITRIDASI PLASMA UNTUK PENGUATAN LAPISAN PERMUKAAN KOMPONEN OTOMOTIF. Telah diselesaikan rancang bangun Perangkat Nitridasi Ion untuk penguatan lapisan permukaan komponen mesin dengan bantuan dana oleh Kementerian Riset dan Teknologi. Pemanfaatan hasil litbangyasa ini di bidang industri perlu didahului dengan kajian ekonomi teknik untuk mendukung kelayakannya. Telah dilakukan kajian tekno-ekonomi pemanfaatan Perangkat Nitridasi Ion untuk perbaikan kualitas permukaan komponen mesin di bidang otomotif. Kajian ekonomi/kelayakan finansial yang meliputi biaya modal tetap, modal kerja, biaya produksi dan analisis Break Event Point, Payback Period dan Rate of Return telah dilakukan. Hasii anal isis ekonomi menunjukkan bahwa aplikasi Perangkat Nitridasi Ion untuk meningkatkan mutu permukaan komponen otomotif cukup potensial dan mempunyai prospek positif, dimana nilai perhitungan BEP untuk estimasi keuntungan dari 10% s/d 75% berkisar antara 52% sampai dengan 12,9% atau Payback Period antara 137 buIan sampai dengan 23,5 bulan. Analisis Rate of Return menunjukkan pencapaian tingkat suku bunga proyek (i*) sebesar 17,75%/tahun jauh lebih besar dari tingkat suku bunga simpanan di Bank sebesar 7,2%/tahun. Jika mengambil tingkat keuntungan bisnis yang wajar (50%), diperoleh nilai BEP 17,9% dan PP = 34,5 bulan, nilai yang sangat bagus. Dengan demikian dapat disimpulkan Teknologi Nitridasi Ion sangat prospektif secara ekonomi dan diharapkan mampu memacu pertumbuhan ekonomi lndustri Kecil Menengah di Indonesia.

PEMISAHAN RENIUM-188 DARI SASARAN WOLFRAM-188 DENGAN METODE EKSTRAKSI MENGGUNAKAN PELARUT METIL ETIL KETON Maria Christina Prihatiningsih; Riftanio N. Hidayat; Duyeh Setiawan
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 10 No 1 Mei 2016
Publisher : BATAN

PEMISAHAN RENIUM-188 DARI SASARAN WOLFRAM-188 DENGAN METODE EKSTRAKSI MENGGUNAKAN PELARUT METIL ETIL KETON. Pemisahan renium-188 dari sasaran wolfram-188 secara ekstraksi dilakukan untuk pengembangan produksi radioisotop renium-188 yang memenuhi kemurnian secara radionuklida dan radiokimia. Pemisahan kedua unsur ini disimulasikan terhadap unsur yang tidak aktif untuk mengurangi risiko paparan radioaktif. Pemisahan renium dari wolfram ini menggunakan metode ekstraksi dengan pelarut metil etil keton (MEK). Parameter yang berpengaruh terhadap pemisahan ini ditentukan melalui kondisi optimum proses ekstraksi berdasarkan pengaruh waktu pengocokan, volume MEK, pH larutan, serta menentukan nilai koefisien distribusi. Penentuan konsentrasi renium dan wolfram hasil ekstraksi dilakukan dengan metode spektrofotometer UV-Vis dengan pengompleks KSCN dalam suasana asam dan pereduktor SnCl2. Hasil percobaan menunjukkan bahwa kondisi optimum proses ektraksi dengan umpan masing-masing 10 ppm yaitu pada waktu pengocokan selama 10 menit, volume MEK sebanyak 20 mL, dan kondisi larutan pada pH 5. Diperoleh konsentrasi maksimum renium yang terambil pada fase organik sebanyak 9,54 ppm dan nilai Kd sebesar 2,75 dan Kd maksimum wolfram sebesar 0,08. Kondisi optimum proses ekstraksi ini selanjutnya dapat di gunakan untuk cara pemisahan renium dari wolfram yang radioaktif.

Kajian Tentang Penentuan Kriteria Penerimaan Pada Analisis Keselamatan INNR untuk Peningkatan Pengawasan Terhadap INNR Sudarto Sudarto; Sulistiyoningsih Sulistiyoningsih; Dedi Hermawan
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 4 No 2 November 2010
Publisher : BATAN

Dalam Perka 10 tahun 2006 tentang pedoman penyusunan LAK INNR bab 13 tentang Analisis Keselamatan Nuklir, belum terdapat penjabaran analisis keselamatan yang meliputi analisis bahaya dan kecelakaan dalam satu alur proses secara komperehensif yaitu pengembangan skenario, analisis suku sumber dan analisis konsekuensi. Pada makalah ini dikaji tentang analisis kecelakaan pada instalasi nuklir non reaktor dengan menggunakan metode analisis kecelakaan berdasarkan referensi US-DOE-3009-94. Hasil kajian menunjukan bahwa analisis kecelakaan dalam metode ini diawali dengan skenario kecelakaan yang dilengkapi dengan pohon kejadian. Semua asumsi utama dalam skenario diidentifikasi dan dijustifikasi. Langkah selanjutnya adalah menentukan suku sumber kecelakaan yang terlepas secara tak sengaja melalui jalur yang dianalisis dengan menentukan semua parameter dan model fenomenologi. Setelah suku sumber ditentukan, konsekwensi akibat dispersi atmosfir atau jalur relevan lain ditentukan yaitu dengan melakukan analisis perhitungan perkiraan dosis yang diterima masyarakat akibat kecelakaan terpostulasi. Dari hasil kajian tersebut dapat disimpulkan bahwa kriteria penerimaan berdasarkan referensi US-DOE-3009-94 yang meliputi pengembangan skenario, analisis suku sumber dan analisis konsekuensi dapat melengkapi Perka BAPETEN No. 10 Tahun 2006 tentang Pedoman Penyusunan Laporan Analisis Keselamatan Instalasi Nuklir Nonreaktor untuk digunakan oleh evaluator atau pemohon untuk melakukan analisis keselamatan nuklir.

ANALISIS RADIONUKLIDA 235U DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRI ALFA Arif Nugroho; Yusuf Nampira; Yanlinastuti Yanlinastuti
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 2 November 2014
Publisher : BATAN

ANALISIS RADIONUKLIDA 235U DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U3Si2-Al PASCA IRADIASI MENGGUNAKAN METODE SPEKTROMETRl ALFA. Telah dilakukan Analisis Radionuklida 235U dalam Pelat Elemen Bakar (Peb) U3Si2-Al Pasca lradiasi. PEB di samping mengandung sisa uranium juga mengandung bahan lain, seperti hasil belah dan hasil biak serta bahan kelongsong elemen bakar nuklir. Kandungan uranium di dalam bahan bakar pasca iradiasi tersebut dianalisis menggunakan metode spektrometri-α . Agar aualisis memberikan hasil yang akurat maka uranium tersebut perlu dipisahkau dari unsur lain yang dapat menyerap radiasi-α dan akan berpengaruh pada pengukuran radioaktivitasnya. Uranium dalam larutau asam kuat HCI membentuk komplek anion sedangkan bahan yang tercampur lainnya bersifat kation. Uranium dapat dipisahkan menggunakan kolom penukar anion dengan menggunakan resin dowex 1x8 Cl-, dan larutan HCI digunakan sebagai eluen. Uranium yang terikat dalam koJom diambil dengan cara mengelusi kolom menggunakan aquadest hangat. Efektifitas pemisahan uranium didasarkan pada parameter berat resin dan volume serta konsentrasi HCl dalam eluen. Berat resin dowex 1x8 Cl- yang digunakan dengan variasi 1; 1,2; 1,5 dan 2 g, sedangkan konsentrasi asam kuat HCI 4; 6; 8; 10 M. Radionuklida 235U yang masih berada dalam resin dielusi menggunakan aquadest hangat suhu 50C. Uranium dalam efluen HCl dan air hangat dianalisis menggunakan spektrometer-α . Hasil analisis menunjukkan bahwa kondisi optimum yang diperoleh untuk konsentrasi HCl adalah 6 M, dan berat resin dowex 1x8 Cl- yang digunakan sebesar 1,2 g. Kandungan radionuklida 235U yang di dalam sampel larutan uranil nitrat bebas isotop Cs diperoleh sebesar 0,1966 μg atau setara dengan 743,4 μg didalam 0,036 g sampel PEB U3Si2-Al densitas 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi.Kata kunci : analisis radionuklida 235U, spektrometer-α, PEB U3Si2-Al

ADSORPSI RADIONUKLIDA AM-241, CS-137 DAN SR-90 MENGGUNAKAN HASIL IMOBILISASI BENTONIT-ASAM HUMAT Kris Tri Basuki
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 3 No 1 Mei 2009
Publisher : BATAN

ADSORPSI RADIONUKLIDA AM-241, CS-137 DAN SR-90MENGGUNAKAN HASIL IMOBILISASI BENTONIT-ASAM HUMAT. Telahdilakukan adsorsi Am-241, Cs-137 dan Sr-90 menggunakan hasil proses imobilisasi asam humat dengan bentonit (bentonit-asam humat). Tujuan penelitian ini adalah (1) melakukan pembuatan bahan adsorben dari hasil imobilsasi asam humat kedalam mineral bentonit, beserta karakterisasinya dengan spektroskopi infra merah dandifraktometer sinar-X dan (2) aplikasi adsorpsi Am-241, Cs-137, dan Sr-90 pada berbagai pH. Hasil percobaan menunjukan bahwa imobilisasi bentonit-asam humat yang dilakukan dengan umpan 100 gr bentonit optimum pada berat asam humat 60 g, kuat ion 0,1 M NaNO3, dan pH 2,5. Pada kondisi optimum bentonit dapat mengikat gugus COOH maksimum sebesar 75,2 %. Berdasarkan data spektroskopi infra merah dan difraktometer sinar-X, asam humat dapat termobilisasi kedalam mineral bentonit membentuk bahan paduan bentonit-asam humat. Aplikasi adsorpsi radionuklida Am-241, Cs-137 dan Sr-90, menunjukan bahwa bentonit-asam humat dapat mengadsorpsi padarentang pH 3 hingga pH 10. Melalui umpan masing-masing0,001 mMol/l, kuat ion 0,1 M NaNO3 dan pH 5 ternyata bentonit-asam humat dapat mengadsorpsi 98,50% - 99,1% radionuklida Am-241, Cs-137 dan Sr-90

SEMI OTOMATISASI KARIOTIPE UNTUK DETEKSI ABERASI KROMOSOM AKIBAT PAPARAN RADIASI Dwi Ramadhani; Yanti Lusiyanti; Zubaidah Alatas; Sofiati Purnami
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 6 No 2 November 2012
Publisher : BATAN

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/jfn.2012.6.2.3448

SEMI OTOMATISASI KARIOTIPE UNTUK DETEKSI ABERASI KROMOSOM AKIBAT PAPARAN RADIASI. Proses analisis citra kromosom dilakukan dengan mengklasifikasikan kromosom berdasarkan panjang dan bentuknya sehingga dihasilkan ideogram. Proses tersebut dinamakan kariotipe. Kariotipe umumnya dilakukan dengan cara mengambil citra sel pada saat metafase sehingga kromosom terlihat jelas terlebih dahulu, kemudian menggunting setiap citra kromosom dan mengidentifikasi masingmasing kromosom untuk dibuat ideogramnya. Proses kariotipe dapat digunakan untuk mendeteksi aberasi kromosom akibat paparan radiasi. Proses pembuatan kariotipe sangat menyita waktu dan tenaga sehingga telah banyak dikembangkan perangkat lunak untuk membantu kariotipe kromosom baik yang otomatis maupun semiotomatis. Salah satu perangkat lunak tersebut adalah Cytovision 3.6. Selain perangkat lunak yang bersifat komersil terdapat perangkat lunak lain yang dapat di unduh dan digunakan secara bebas uotuk membantu proses kariotipe yaitu SmartType Express. Tujuan kegiatan yang dilakukan adalah untuk membandingkan kemampuan perangkat lunak semi otomatis komersil dan yang bersifat bebas dalam membantu proses pembuatan ideogram untuk mendetek si aberasi kromosom akibat paparan radiasi. Metode yang digunakan adalah membandingkan waktu yang dibutuhkan oleh Cytovision 3.6 dan SmartType Express untuk menghilangkan kesepuluh background citra dan meningkatkan intensitas warna gelap pada pita kromosom juga pemisahan citra kromosom tumpang tindih hingga terbentuk citra kromosom yang lebih mudah untuk diklasifikasi dan dibuat ideogramnya. Data yang didapat kemudian diolah secara statistik menggunakan Uji Wilcoxon dengan hipotesis bahwa H0 adalah tidak terdapat perbedaan waktu secara nyata menggunakan kedua perangkat lunak untuk menghasilkan citra kromosom yang lebih baik dan H1 terdapat perbedaan secara nyata menggunakan kedua perangkat lunak untuk menghasilkan citra kromosom yang lebih baik. Taraf nyata yang digunakan (a) adalah 0,05. Hasil pengolahan secara statistik menunjukkan bahwa pengolahan citra kromosom mengunakan SmartType Express cukup baik dan tidak berbeda dengan perangkat lunak komersil Cytovision 3.6.

PREDIKSI PROSES PENDINGINAN BAHAN DI PLTN DENGAN JARINGAN SYARAF DAN ALGORIMA GENETIKA Mike Susmikanti; Ghofir Ghofir
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 8 No 1 Mei 2014
Publisher : BATAN

PREDIKSI PROSES PENDINGINAN BAHAN DI PLTN DENGAN JARINGAN SYARAF DAN ALGORITMA GENETIK. Prediksi proses pendinginan bahan merupakan faktor utama untuk mengetahui sifat mekanik pada bahan yang digunakan di PLTN. Hal ini untuk mencegah korosi dan keretakan. Proses pendinginan mempengaruhi sifat mekanik bahan seperti creep dan fatigue. Tujuan dari penelitian ini adalah membuat suatu pemodelan terhadap proses pendinginan bahan yang digunakan di PLTN menggunkan algoritma genetika dan jaringan syaraf. Pemodelan dengan neural network dalam hal ini dilakukan untuk memperoleh sifat bahan yang digunakan. Neural network merupakan sistem pembelajaran dan pelatihan untuk model non linier. Dalam hal optimasi untuk mengetahui sifat mekanik materiat digunakan algoritma genetik. Data hasil eksperimen digunakan untuk pembelajaran dan pelatihan. Diperoleh nilai tegangan sebenarnya yang optimal dan pemodelan untuk memprediksi proses pendinginan terhadap bahan yang digunakan di PLTN.

METODE ANALISIS FISIKOKIMIA PADA BAHAN BAKAR U3SI2-AL DENSITAS 4,8 GU/CM3 PASCA IRADIASI ARIF NUGROHO; BOYBUL BOYBUL; DIAN ANGGRAINI; ASLINA BR. GINTING
Jurnal Forum Nuklir JFN Vol 9 No 1 Mei 2015
Publisher : BATAN

METODE ANALISIS FISIKOKIMIA PADA BAHAN BAKAR U3Si2-Al DENSITAS 4,8 gU/cm3 PASCA IRADIASI. Untuk melakukan uji PIE (Post Irradiation Examination) khususnya analisis fisikokimia terhadap PEB U3Si2-Al dengan densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi telah dilakukan beberapa pembakuan metode. Pembakuan metode yang dilakukan antara lain metode penentuan distribusi hasil fisi, pemotongan, pelarutan PEB, sedangkan untuk pemisahan dan analisis isotop hasil fisi khususnya 134Cs/137Cs, serta heavy element isotop U dan Pu masih perlu dilakukan pengkajian. Tujuan penelitian ini adalah untuk mendapatkan parameter distribusi isotop hasil fisi, pemisahan dan analisis isotop hasil belah Cs dari isotop U dan Pu di dalam PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi dengan burn up. Pembakuan metode dilakukan berdasarkan metode ASTM dan hasil penelitian terhadap PEB U3Si2-Al dengan densitas 2,96 gU/cm3 pasca iradiasi. Analisis fisikokimia yang dilakukan terhadap PEB U3Si2-Al dengan densitas 2,96 gU/cm3 diperoleh kandungan isotop 137Cs sebesar 0,000753 g/g sampel, isotop 235U sebesar 0,032839 g/g sampel dan 239Pu 0,0000109 g/g sampel. Kandungan isotop di dalam PEB U3Si2-Al densitas 2,96 gU/cm3 digunakan untuk perhitungan burn up. Metode yang diperoleh siap digunakan untuk analisis fisikokimia terhadap PEB U3Si2-Al densitas 4,8 gU/cm3 pasca iradiasi setelah pelaksanaan uji non destructive test, NDT selesai dilakukan di reaktor.

Page 12 of 21 | Total Record : 208

10 11 12 13 14

Filter by Year

2007 2021

Filter By Issues

All Issue JURNAL FORUM NUKLIR VOL 15 NO 2 NOVEMBER 2021 JURNAL FORUM NUKLIR VOL 15 NO 1 MEI 2021 JURNAL FORUM NUKLIR VOL 14 NO 2 NOVEMBER 2020 JURNAL FORUM NUKLIR VOL 14 NO 1 MEI 2020 JFN VOL 13 NO 2 NOVEMBER 2019 JFN VOL 13 NO 1 MEI 2019 JFN VOL 12 NO 2 November 2018 JFN VOL 12 NO 1 MEI 2018 JFN VOL 11 NO 2 NOVEMBER 2017 JFN VOL 11 NO 1 MEI 2017 JFN Vol 10 No 2 November 2016 JFN Vol 10 No 1 Mei 2016 JFN Vol 9 No 1 Mei 2015 JFN Vol 8 No 2 November 2014 JFN Vol 8 No 1 Mei 2014 JFN Vol 7 No 2 November 2013 JFN Vol 7 No 1 Mei 2013 JFN Vol 6 No 2 November 2012 JFN Vol 6 No 1 Mei 2012 JFN Vol 5 No 2 November 2011 JFN Vol 5 No 1 Mei 2011 JFN Vol 4 No 2 November 2010 JFN Vol 4 No 1 Mei 2010 JFN Vol 3 No 2 November 2009 JFN Vol 3 No 1 Mei 2009 JFN Vo 2 No 2 November 2008 JFN Vol 2 No 1 Mei 2008 JFN Vol 1 No 2 November 2007 JFN Vol 1 No 1 Mei 2007 More Issue

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

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

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

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Abstract

Contact Name
-

Contact Email
-

Phone
-

Journal Mail Official
-

Editorial Address
-

Location
Kota adm. jakarta selatan,

Dki jakarta

INDONESIA