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
Urania Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Materials Science & Nanotechnology
Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir URANIA adalah wahana informasi tentang daur bagan bakar nuklir yang berisi hasil penelitian, pengembangan dan tulisan ilmiah terkait. terbitan pertama kali pada tahun 1995 dengan frekuensi terbit sebanyak empat kali dalam setahun yakni pada bulan Januari, April, Juli dan Oktober.
Arjuna Subject : -
Articles 6 Documents
 1 
Search results for , issue "Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013" : 6 Documents clear
PROSES PENGOMPAKAN DAN PENYINTERAN PELET CERMET UO2-Zr Tri Yulianto; Meniek Rachmawati; Etty Mutiara
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2013.19.1.2280

Abstract

ABSTRAKPROSES PENGOMPAKAN DAN PENYINTERAN PELET CERMET UO2-Zr. Bahan bakarinovatif berupa pelet cermet UO2-Zr dikembangkan. Kegiatan ini bertujuan untuk menaikkanderajat bakar bahan bakar PWR melalui perbaikkan konduktivitas panas pelet UO2 denganpenambahan sejumlah kecil logam Zr yang lebih kecil 10 % berat pada matrik UO2. Logam Zrakan membentuk jembatan/struktur jaringan selama proses pengompakan dan mengurangikontak antar partikel UO2. Berdasarkan teori kesetimbangan fasa logam-logam oksida-keramik,teknik fabrikasi ini akan menghasilkan pelet UO2 dengan jaringan/saluran logam kontinyu padabatas butir UO2. Fabrikasi cermet dilakukan dengan variasi parameter pencampuran fraksipenyusun cermet dan pengompakan untuk menghasilkan jaringan/saluran logam kontinyu padamatrik UO2. Selanjutnya dilakukan karakterisasi pelet cermet UO2 yang meliputi pengujian visual,pengukuran dimensi, pengukuran densitas dan uji ceramografi untuk mendapatkan informasistruktur jaringan/saluran logam dalam pelet UO2 dan komposisi pelet cermet yang optimal dalamproses fabrikasi. Metode fabrikasi cermet ini diharapkan mempunyai efektivitas yang lebih tinggidibandingkan jalur fabrikasi pelet UO2.Kata kunci: fabrikasi, cermet, pelet UO2 - Zr, PWR.ABSTRACTTHE COMPACTION AND SINTERING OF UO2-Zr CERMET PELLETS. An innovative fuel pelletof UO2–Zr cermet has been developed to improve thermal conductivity of UO2 pellet by addingsmall amount Zr metal in to UO2 matrix below 10 % weight. Zirconium powder will serve for thecreation of bridges or web structure during compaction and will effectively reduce contactbetween of UO2 particels. Based on the theory of phase equillibrium of metals–metal oxides–ceramic, this fabrication technique may produce UO2 pellets containing continuous metal channelon the grain boundary of UO2 through sintering in a reduction atmosphere. The fabrication wasdone by varying process parameters of mixing and compaction. Characterisation of UO2-Zrcermet pellet involved visual test, dimensional and density measurement, and ceramography test.This advanced cermet fabrication technology may address common issue with cermet fuels suchas microstructure with continuous metal channel structure in the UO2 matrix, which is moreeffectively than the commonly accepted microstructure involving fraction of UO2 pellet by standardfabrication route.Keywords: fabrication, cermet, UO2-Zr pellet, PWR.
PENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 PADA ANALISIS KOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK Yusuf Nampira
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2013.19.1.2281

Abstract

ABSTRAKPENGGUNAAN SINAR-X KARAKTERISTIK U-Ka2 DAN Th-Ka1 DALAM ANALISISKOMPOSISI ISOTOPIK URANIUM SECARA TIDAK MERUSAK. Uranium merupakan bahanradioaktif yang meluruh dengan memancarkan radiasi α dan Peluruhan uranium tersebutdiikuti dengan pemancaran sinar-X karakteristik sebagai hasil efek fotolistrik dari interaksi radiasiyang dipancarkan oleh radionuklida hasil proses peluruhan uranium. Intensitas sinar-Xkarakteristik yang dipancarkan oleh atom-atom uranium dan atom-atom dari hasil peluruhanuranium sesuai dengan kandungan atom tersebut dalam sampel, maka dilakukan pemanfaatanradiasi sinar-X tersebut sebagai indikator analisis isotop uranium. Analisis dilakukan dengan caratidak merusak, melalui pengamatan pola spektrum pada daerah antara 93 keV sampai 95 keVdan pengukuran intensitas (net area) sinar-X karakteristik yang merupakan puncak spektrumsinar-X dari uranium dan thorium. Berdasarkan pola spektrum tersebut dapat menunjukkanbahwa komposisi isotop 235U dalam sampel lebih besar atau lebih kecil dari 10 % berat.Kandungan isotop 235U ditentukan dengan cara relatif melalui indikator perbandingan intensitassinar-x karakteristik anak luruh uranium dan uranium. Pengukuran isotop dengan indikatortersebut mempunyai bias pengukuran lebih kecil dari 3% dengan relatif standar deviasi lebihkecil dari 2%.Kata kunci: Sinar-X karakteristik, isotop uranium.ABSTRACTTHE USE OF X-RAY CHARACTERISTICS OF U-Ka2 AND Th-Ka1 IN NON DESTRUCTIVEANALYSIS OF URANIUM ISOTOPIC COMPOSITION. Uranium is a radioactive material whichdecays by emitting radiation of α and The uranium decay is followed by characteristic X-raysemission as a result of the photoelectric effect. The intensity of characteristic X-rays emitted byuranium atoms and the uranium decay product atoms are used as indicators of uranium isotopecomposition analysis. The analysis was done undestructively through observation of spectralpatterns in the region between 93 keV to 95 keV and intensity measurement (net area) of thecharacteristic X-rays, i.e. the top X-ray spectrum of uranium and thorium. This spectrum patternmay indicate isotope composition 235U in a given sample whether it is bigger or smaller than 10 %weight. The isotope composition of 235U is determined by relative intensity ratio of characteristic X-rays from uranium and uranium decay product. In this experimet the measurement of relativeintensity has a bias less than 3% .Keywords: characteristic X-ray, isotope, uranium.
ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GAS MENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D Endiah Puji Hastuti; Muhammad Subekti
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2013.19.1.2277

Abstract

ANALISIS TERMOHIDROLIKA ELEMEN BAKAR UJI U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al di RSG-GASMENGGUNAKAN COOLOD-N2, NATCON dan CFD-3D. Pusat Teknologi Bahan Bakar NuklirPTBN-BATAN melalui litbang bahan bakar densitas tinggi menggunakan uranium pengayaanrendah (<20% U235), merencanakan uji iradiasi elemen bakar uji (EBU) U-7Mo dan U-6Zr/Al diRSG-GAS. Posisi iradiasi G-7 dipilih dengan pertimbangan akan memberikan dampak perubahanreaktivitas minimum. Analisis keselamatan termohidrolika pada kondisi tunak (steady state) dankonveksi alam dilakukan pada daya 30 MW dan daya operasional 15 MW. Program komputasisatu dimensi COOLOD-N2 dan NATCON masing masing digunakan untuk menghitung parametertermohidrolika pada kondisi konveksi paksa dan konveksi alam, sedangkan program komputasidinamika fluida tiga dimensi (CFD-3D) FLUENT untuk memberikan visualisasi parametertermohidrolika. Hasil verifikasi perhitungan FLUENT dengan COOLOD-N2 diperoleh deviasiantara 2,78% hingga 13,92%. Batas keselamatan EBU U-7Mo/Al dan U-6Zr/Al yang diiradiasipada daya 15 MW maupun 30 MW memenuhi batas keselamatan sesuai dengan yangdipersyaratkan di dalam Laporan Analisis Keselamatan RSG-GAS.Kata kunci: elemen bakar uji, pelat elemen bakar U-7Mo/Al, pelat elemen bakar U-6Zr/Al,COOLOD-N2,NATCON, CFD-3D FLUENT.THERMALHYDRAULIC ANALYSIS of U-7Mo/Al and U-6Zr/Al EXPERIMENTAL FUELELEMENT in RSG-GAS BY USING COOLOD-N2, NATCON and CFD-3D.The Center forNuclear Fuel Technology BATAN through research and development of low-enriched uraniumfuel (<20% U235) has a plan for irradiating experimental fuel element plates of U-7Mo andU-6Zr/Al in RSG-GAS. G-7 irradiation position is therefore selected with a consideration to giveminimum reactivity changes. Thermal hydraulics safety analysis at steady state and freeconvection is performed on the power of 30 MW and 15 MW. One-dimensional computationalprograms, COOLOD-N2 and NATCON, are used to calculate thermal hydraulics parameters inconditions of forced and free convection, while three-dimensional computational fluid dynamicFLUENT is used to provide visualization of thermal hydraulics parameters. The comparison of COOLOD-N2 and FLUENT calculation results shows a deviation between 2.78% to 13.92%.Safety margin of U-7Mo and U-6Zr/Al irradiated at 15 MW and 30 MW meet the safety marginrequired in the RSG-GAS Safety Analysis Report.Keywords: experimental fuel element, U-7Mo/Al fuel element plate, U-6Zr/Al fuel element plate,COOLOD-N2, NATCON, CFD-3D FLUENT.
PENAMBAHAN OKSIDATOR NaOCl UNTUK PENINGKATAN EFISIENSI PEMISAHAN 99mTc DARI KOLOM GENERATOR 99Mo/99mTc BERBASIS PBZ-TEOS Kadarisman Kadarisman; Herlina Herlina; Umi Nur Sholikha
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2013.19.1.2282

Abstract

ABSTRAKPENAMBAHAN OKSIDATOR NaOCl UNTUK PENINGKATAN EFISIENSI PEMISAHAN 99mTcDARI KOLOM GENERATOR 99Mo/99mTc BERBASIS PBZ-TEOS. Generator 99Mo/99mTc sangatdibutuhkan oleh rumah sakit di Indonesia dan digunakan untuk penyiapan sediaan radiofarmakaberbasis 99mTc secara rutin bagi keperluan diagnosa berbagai penyakit infeksi, inflamasi dankanker. Badan Tenaga Nuklir Nasional, khususnya Pusat Radioisotop dan Radiofarmaka (PRR)yang bekerja sama dengan Chiyoda Co. dan Japan Atomic Energy Agency (JAEA) dari Jepangtelah berhasil melakukan percobaan pembuatan kolom generator radioisotop 99Mo/99mTc berbasisPZC dengan tingkat radioaktivitas sebesar 5000 mCi. Saat ini, PRR sedang melakukan penelitiandan pengembangan generator radioisotop 99Mo/99mTc dengan menggunakan bahan penyerapPolimer Berbasis Zirkonium terlapis Tetra Etil Orto Silikon (PBZ-TEOS) yang disintesis PRR.Dalam penelitian ini menggunakan induk radioisotop 99Mo dengan radioaktivitas 22,41 mCi dan123,3 mCi. Untuk melihat yield radioisotop 99mTc yang dihasilkan telah dilakukan penggunaanoksidator NaOCl dengan variasi konsentrasi 0,25%, 0,5%, 0,75% dan 1,00%. Pengamatan yangdilakukan adalah menetapkan efisiensi penyerapan PBZ-TEOS terhadap radioisotop 99Mo danyield 99mTc. Penetapan efisiensi penyerapan 99Mo ke dalam PBZ-TEOS produk PRR sebesar99,76%, Yield 99mTc maksimum 14,37% pada konsentrasi NaOCl 1,00%.Kata kunci: Generator 99Mo/99mTc, NaOCl, 99Mo, PBZ-TEOS, yield 99mTc.ABSTRACTNaOCl OXIDANT ADDITION TO INCREASE THE SEPARATION EFFICIENCY OF PZCBASED99Mo/99mTc GENERATOR COLUMN. 99Mo/99mTc generatoris needed by hospitalsinIndonesia and used for the preparation of99mTc based radiopharmaceutical preparation forroutine diagnostic purposes of infectious diseases, inflammation and cancer. The NationalNuclear Energy Agency, particularly Center for Radioisotope and Radiopharmaceutical (CRR), incollaboration with Chiyoda Co. and the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) of Japan havesuccessfully experimented the manufacture of PZC-based 99Mo/99mTc radioisotope generatorcolumn to a radioactivity level of 5000 mCi. Currently, the CRR is conducting research anddevelopment on the synthesis of 99Mo/99mTc radioisotope generator using an absorbent materialof Polymer Based Zirconium coated with Tetra Ethyl Ortho Silicate (PBZ-TEOS). In this study, the experiment uses 99Mo parent radioisotope of 22.41 mCi and 123.3 mCi. To studythe resultingyield of 99mTc radioisotope, the experiment was done with variations of NaOCl oxidantconcentration of 0.25%, 0.5%, 0.75% and 1.00%. Observations performed in the experimentincludes the PBZ-TEOS absorption efficiency of the99Mo radioisotope and the 99mTc yield. It wasfound that the absorption efficiency of 99Mo by PBZ-TEOS of CRR products was 99.76% at aNaOCl concentration of 1.00% and the maximum 99mTc yield at a NaOCl concentration of 1.00%was 14.37%.Keywords: 99Mo/99mTc generator, NaOCl, 99Mo, PBZ-TEOS, 99mTc yield.
PROSES SIKLUS REDUKSI (U3O8 + 18 HASIL FISI) UNTUK BAHAN BAKAR DUPIC Sigit Sigit; Ghaib Widodo
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2013.19.1.2278

Abstract

ABSTRAKPROSES SIKLUS REDUKSI (U3O8 + 18 HASIL FISI) UNTUK BAHAN BAKAR DUPIC. Telahdilakukan proses reduksi ke-1 bahan bakar nuklir yaitu (U3O8 + 18 hasil fisi) di dalam tungkureduksi yang dialiri gas hidrogen pada temperatur yang bervariasi dari 600 – 900 oC selama 3jam. Hasil reduksi berupa serbuk (UO2 + 18 hasil fisi) yang kemudian ditentukan densitas curah,ketuk dan sejati serta rasio O/U dan dipelajari pula efek penggerusan serbuk. Serbuk yang tidakmengalami penggerusan, mempunyai densitas yang lebih kecil dibandingkan dengan serbukyang mengalami penggerusan sehingga penentuan densitas dilakukan melalui tahappenggerusan terlebih dahulu. Besarnya temperatur di atas mempengaruhi densitas yangdiperoleh, semakin tinggi temperatur, semakin tinggi pula densitas serbuk, sedangkan rasio O/Umendekati 2. Setelah diperoleh serbuk (UO2 + 18 hasil fisi) dari hasil reduksi ke-1, maka serbuktersebut dioksidasi pada temperatur 500 oC selama 2 jam hingga diperoleh lagi serbuk (U3O8 + 18hasil fisi) yang merupakan bahan untuk proses reduksi ke-2. Proses reduksi ke-2 dilakukansebagaimana proses reduksi ke-1, demikian diulangi sampai pengulangan (siklus) ke-4. Hasilproses reduksi berupa serbuk (UO2 + 18 hasil fisi) yang dikarakterisasi densitas dan rasio O/U.Proses pengulangan reduksi tersebut memperbesar densitas serbuk dan rasio O/U. Daripercobaan yang dilakukan diperoleh hasil kondisi proses yang relatif baik yaitu pada siklus yangke-3, dan temperatur proses reduksi 800 oC dengan waktu pemanasan selama 3 jam. Padakondisi tersebut diperoleh densitas curah, ketuk dan sejati masing-masing 2,4594; 3,2096 dan10,2866 g/cm3 (93,77% TD) serta rasio O/U sebesar 2,0192.Kata kunci: Siklus reduksi, UO2, U3O8, hasil fisi, bahan bakar DUPIC.ABSTRACTREDUCTION CYCLE PROCESS OF (UO2 + 18 FISSION PRODUCTS) FOR DUPIC FUEL. Firstreduction process of nuclear fuel (U3O8+18 fission products) has been done in a reduction furnaceflowed with hydrogen gas at varying temperatures from 600 – 900 °C for 3 hours. The reductionproduct was UO2 + 18 fission products, of which bulk, tap and true density, O/U ratio, and effect ofpowder crushing were to be determined. Powder that was not crushed has smaller densities than that under going crushing, so that the determination of densities was conducted through crushingstage. It is indicated that the temperature affects the obtained densities, the higher thetemperature the higher the densities of the powder with O/U ratio approaching to 2. Afterobtaining powder of (UO2 + 18 fission) from the first reduction process, the powder was oxidizedat a temperature of 500 oC for 2 hours until the powder (U3O8 + 18 fission) were obtained againand to be used for the second reduction process. The second reduction process was carried outin a way similar to the first reduction process and was repeated up to four cycles.The product ofthe four-cycle reduction process was in the form of (UO2 + 18 fission products) powder, of whichcharacterization was done for its densities and O/U ratio. The reduction process repetitionappears to have enhanced the powder densities and resulted in better O/U ratio. The experimentshows that the relatively good process condition is the third reduction, where the reductiontemperature is 800 oC with heating time for 3 hours. In that condition, the bulkr, tap and truedensity obtained are 2,4594; 3,2096 and 10,2866 g/cm3 (93,77% TD) respectively and the O/Uratio is 2,0192.Key words: Reduction cycle, UO2,U3O8, fission products, DUPIC fuel.
SENSITIVITAS PENGAYAAN URANIUM DAN FRAKSI PACKING PARTIKEL TRISO DALAM BAHAN BAKAR PEBBLE TERHADAP k∞ SEBAGAI DASAR DESAIN KONSEPTUAL RGTT200K Sudarmono Sudarmono; Suwoto Suwoto; Hery Adrial
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2013.19.1.2279

Abstract

ABSTRAKSENSITIVITAS PENGAYAAN URANIUM DAN FRAKSI PACKING PARTIKEL TRISO DALAMBAHAN BAKAR PEBBLE TERHADAP k∞ SEBAGAI DASAR DESAIN KONSEPTUALRGTT200K. Desain RGTT200K merupakan pengembangan desain konseptual reaktorkogenerasi dengan tingkat daya menengah yang berpendingin gas helium. Sensitivitaspengayaan uranium dan fraksi packing partikel TRISO berbasis kernel (3Th,U)O2 dalam bahanbakar pebble terhadap faktor perlipatan tak hingga (k∞) merupakan tahap awal yang harusdilakukan untuk pengembangan desain konseptual teras RGTT200K. Hal ini dilakukan denganpemodelan simple cubic (SC), face centered cubic (FCC) dan body centered cubic (BCC)menggunakan perangkat lunak program transport Monte Carlo MCNPX pada berbagaipengayaan uranium dan fraksi packing partikel TRISO berbasis kernel (3Th,U)O2 dalam bahanbakar pebble dengan input data nuklir energi kontinyu ENDF/B-VI. Hasil perhitungan nilai k∞partikel TRISO dengan model kisi SC, FCC dan BCC memberikan nilai k∞ >1 tercapai denganpengkayaan di atas 8% dengan fraksi packing 5% hingga 15%. Model SC merupakan modelyang relatif terbaik dari ketiga model kisi. Hasil perhitungan nilai k∞ bahan bakar pebble denganmodel SC, FCC dan BCC memberikan hasil yang konsisten dengan partikel TRISO. Nilai k∞ >1tercapai dengan fraksi packing yang jauh lebih tinggi dibandingkan dengan model partikel TRISO.Kata kunci: sensitivitas, pengayaan, fraksi packing, k∞, triso, pebble, MCNPX.ABSTRACTSENSITIVITY OF (3Th,U)O2 URANIUM ENRICHMENT ANDPACKING FRACTION DUE TO K∞AS BASED ON RGTT200K CONCEPTUAL DESIGN. RGTT200K design is a development ofconceptual cogeneration reactor with medium power level that cooled by helium gas. Sensitivityof fuel element (3Th,U)O2uraniumenrichment andpacking fraction due to infinite multiplicationfactor (k∞) is a beginning phase that must be done for RGTT200K conceptual design of reactorcore. Those analysiswas done by simple cubic (SC), face centered cubic (FCC) and bodycentered cubic (BCC) modeling by using Monte Carlo MCNPX software, on various uraniumenriched and packing fraction of TRISO and pebble fuel element, with continue energy nucleardata input of ENDF/B-VI. The calculation results of TRISO under SC, FCC and BCC models show that k∞ >1 reached up 8% enrichment with packing fraction from 5% to 15%. SC model thatobtain lowest k∞>1, is the best model comparing with the others. The k∞ calculation results ofpebble fuel under SSC, FCC and BCC models show there is consistency between TRISO andPebble fuel. Pebble fuel reached higher packing fraction of k∞>1, comparing with TRISO.Keywords: sensitivity, enrichment, packing fraction, k∞, triso, pebble, MCNPX.

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2013 2013


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 29, No 2 (2023): OKTOBER, 2023 Vol 29, No 1 (2023): APRIL, 2023 Vol 28, No 3 (2022): OKTOBER, 2022 Vol 28, No 2 (2022): JUNI, 2022 Vol 28, No 1 (2022): Februari, 2022 Vol 27, No 3 (2021): Oktober, 2021 Vol 27, No 2 (2021): Juni, 2021 Vol 27, No 1 (2021): Februari, 2021 Vol 26, No 3 (2020): Oktober, 2020 Vol 26, No 2 (2020): Juni 2020 Vol 26, No 1 (2020): Februari, 2020 Vol 25, No 3 (2019): Oktober, 2019 Vol 25, No 2 (2019): Juni, 2019 Vol 25, No 1 (2019): Februari, 2019 Vol 24, No 3 (2018): Oktober, 2018 Vol 24, No 2 (2018): Juni, 2018 Vol 24, No 1 (2018): Februari, 2018 Vol 23, No 3 (2017): Oktober 2017 Vol 23, No 2 (2017): Juni 2017 Vol 23, No 1 (2017): Februari 2017 Vol 22, No 3 (2016): Oktober 2016 Vol 22, No 2 (2016): Juni 2016 Vol 22, No 1 (2016): Februari 2016 Vol 21, No 3 (2015): Oktober 2015 Vol 21, No 2 (2015): Juni 2015 Vol 21, No 1 (2015): Februari 2015 Vol 20, No 3 (2014): Oktober 2014 Vol 20, No 2 (2014): Juni 2014 Vol 20, No 1 (2014): Februari 2014 Vol 19, No 3 (2013): Oktober 2013 Vol 19, No 2 (2013): JUNI 2013 Vol 19, No 1 (2013): Februari 2013 Vol 18, No 3 (2012): Oktober 2012 Vol 18, No 2 (2012): Juni 2012 Vol 18, No 1 (2012): Februari 2012 Vol 17, No 3 (2011): Oktober 2011 Vol 17, No 2 (2011): Juni 2011 Vol 17, No 1 (2011): Februari 2011 Vol 16, No 4 (2010): Oktober 2010 Vol 16, No 3 (2010): Juli 2010 Vol 16, No 2 (2010): April 2010 Vol 16, No 1 (2010): Januari 2010 Vol 15, No 4 (2009): Oktober 2009 Vol 15, No 2 (2009): April 2009 Vol 15, No 1 (2009): Januari 2009 Vol 14, No 4 (2008): Oktober 2008 Vol 14, No 3 (2008): Juli 2008 Vol 14, No 2 (2008): April 2008 Vol 14, No 1 (2008): Januari 2008 More Issue