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
Buletin Limbah
Published by Badan Tenaga Nuklir Nasional
ISSN : -     EISSN : -     DOI : -
Core Subject : Science,
Computer Science & IT Earth & Planetary Sciences
Buletin LIMBAH terdiri dari rubrik atrikel dan info limbah. Rubrik artikel memuat makalah tentang Iptek Limbah meliputi tren teknologi pengolahan limbah serta aspek keselamatan lingkungan. Sedangkan info limbah berisi informasi mutakhir tentang Iptek limbah dari dalam dan luar negeri, serta aktifitas PTLR-BATAN.
Arjuna Subject : -
Articles 60 Documents
 1   2   3   4   5 
PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT Herlan Martono; Aisyah Aisyah
Buletin Limbah Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PENGOLAHAN LIMBAH AKTIVITAS TINGGI DENGAN GELAS FOSFAT. Limbah cair pelarut bekas bahan bakar nuklir teriradiasi dari Instalasi Radiometalurgi mempunyai tingkat aktivitas dan panas radiasi yang ditimbulkan tidak setinggi limbah cair aktivitas tinggi (LCAT) dari ekstraksi siklus I proses olah ulang. Umur limbah cair pelarut bekas bahan bakar nuklir lebih pendek dibandingkan LCAT dari proses olah ulang tersebut. Berdasarkan atas karakteristik limbah pelarut bekas bahan bakar nuklir, maka pengolahan atau imobilisasi limbah cair tersebut dapat dilakukan dengan gelas fosfat, walaupun gelas fosfat lebih korosif dan mengalami devitrifikasi pada suhu yang lebih rendah. Keuntungan gelas fosfat adalah dapat bercampur dengan unsur Mo dan titik leburnya lebih rendah dibanding gelas borosilikat. Campuran limbah simulasi berturut-turut 0, 15, 20, 25, dan 30 % berat dengan bahan pembentuk gelas fosfat 100, 85, 80, 75, dan 70 % berat dilakukan dalam crucibel porselin. Masing-masing campuran dipanaskan pada suhu 950 °C dalam crucibel platina selama 2,5 jam, kemudian lelehan gelas-limbah dituang kedalam crucibel grafit. Annealing dilakukan pada suhu 510 °C selama 2jam, kemudian didinginkan dengan laju 16,7 °C/jam sampai suhu kamar sehingga terbentuk gelas-limbah. Contoh gelas-limbah diuji lindih dengan alat Soxhlet pada 100 °C dan 1 atm selama 6 jam. Makin tinggi kandungan limbah makin tinggi laju pelindihannya. Hasil yang dipertimbangkan untuk imobilisasi adalah gelas-limbah dengan kandungan limbah 30 % berat. Kata kunci : limbah aktivitas tinggi, pelarut bekas, gelas-fosfat. TREATMENT OF HIGH LEVEL WASTE BY PHOSPHATE GLASS. Activity and radiation heat of liquid waste of irradiated nuclear fuel spent solvent from Radiometallurgy Installation is lower than high level liquid waste from the first cycle extraction of spent fuel reprocessing. The life time of spent solvent liquid waste is shorter than high level liquid waste from the reprocessing. Based on those characteristics of nuclear fuel spent solvent, so that treatment or immobilization of liquid waste can be conducted by phosphate glass, although phosphate glass more corrosive and lower in temperature devitrification. The advantage of phosphate glass are that it can be mixed with Mo element and it’s melting temperature is lower than borosilicate glass. The mixture of simulated waste with fraction are 0, 15, 20, 25, and 30 % weight and phosphate glass material are 100, 85, 80, 75, and 70 % weight respectively are conducted in the porcelain crucible. Each of the mixtures are heated at 950 °C in the platinum crucible for 2.5 hours. The molted waste-glass are poured in the graphite crucible, and then annealing are conducted at 510 °C for 2 hours, and then cooling rate are conducted with 16,7 °C/hour until room temperature, so that waste-glass are occured. The leaching of the waste-glasses sample are tested for with Soxhlet apparatus at 100 °C and 1 atm for 6 hours. The higher of waste loading, the higher of it’s leaching rate. The consideration for immobilization is the waste-glass with waste loading 30 % weight.
STUDI DAN DESAIN SISTEM PENDINGIN UNTUK INSTALASI DEKONTAMINASI ELEKTROLITIK BERSKALA LAB Ratiko Ratiko
Buletin Limbah Vol 12, No 2 (2008): Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

STUDI DAN DESAIN SISTEM PENDINGIN UNTUK INSTALASI DEKONTAMINASI ELEKTROLITIK BERSKALA LAB. Telah dilakukan penelitian, kalkulasi serta desain beberapa sistem pendingin untuk instalasi dekontaminasi elektrolitik. Sistem pendingin diperlukan karena efisiensi optimal instalasi bisa dicapai pada temperatur tertentu. Dari kalkulasi dan desain instalasi dekontaminasi elektrolitik berskala laboratorium di PTLR BATAN Serpong diperoleh kapasitas pendingin yang diperlukan instalasi adalah 308,45 Watt, debit masa fluida pendingin (R22) pada temperature evaporasi 20C sebesar 7,45 kg/h, dan debit masa air pendingin pada ΔT = 200C sebesar 12,86 kg/h. Dari berbagai konsep sistem pendingin yang ada, sistem refrigerasi absorpsi dan sistem refrigerasi kompresi uap merupakan sistem pendingin yang sesuai untuk instalasi dekontaminasi elektrolitik. Biaya investasi sistem pendingin absorpsi memang 1,5 hingga 2 kali lebih besar disbanding sistem refrigerasi kompresi uap, namun sistem refrigerasi absorpsi untuk instalasi dekontaminasi elektrolitik berskala 227 liter (dapat mengolah limbah 120 m3 per tahun) mampu menghemat sebesar 13,2 kW tiap satu jam operasi. STUDY AND DESIGN OF COOLING SYSTEM FOR ELECTROTILYTIC DECONTAMINATION INSTALLATION ON LAB SCALE. Some cooling concepts for the electrolytic decontamination plant have been investigated and designed. Cooling system is needed, due to the fact that the optimally efficiency will be reached in the certain anolyte temperature. From the calculation and simulation (based on the lab scale electrolytic decontamination plant in PTLR-BATAN Serpong), it obtained that the cooling capacity of evaporator is 308,45 Watt, the mass flow of refrigerant (R22) at the evaporating temperature of 20C is 7,45 kg/h, the mass flow of chilled water at ΔT = 20 K is 12,86 kg/h. The absorption refrigeration and compression refrigeration system are favorable for the electrolytic decontamination plant. The installed cost for absorption system is 1.5 - 2 times higher than compression system, but the absorption system of 227 litre electrolytic decontamination plant (for 120 m3 waste capacity) could save operating cost of 13,2 kW per hour.
SEKILAS TENTANG LABORATORIUM PEMROSESAN DOSIS PERORANGAN P2PLR - BATAN Sri Widayati
Buletin Limbah Vol 9, No 1 (2005): Tahun 2005
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Laboratorium Pemrosesan Dosis Perorangan (PDP) yang merupakan salah satu laboratorium di Bidang Keselamatan dan Lingkungan (BKL), Pusat Pengembangan Pengelolaan Limbah Radioaktif (P2PLR)-BATAN, berdasarkan SK Ka Batan No. 77/KA/II/2003 mempunyai tugas melakukan pemantauan penerimaan dosis perorangan untuk kawasan Pusat Penelitian Tenaga Nuklir (PPTN) – Serpong. Tujuan melakukan pemantauan dosis perorangan adalah untuk memenuhi Peraturan Pemerintah No. 63 tahun 2000 tentang Keselamatan dan Kesehatan Terhadap Pemanfaatan Radiasi Pengion serta sebagai sarana untuk mengetahui tingkat penerimaan dosis oleh pekerja dari tiap kegiatan/praktek yang dilakukan di tiap unit kerja.
EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF TAHUN 2004 -2008 Lucia Kwin Pudjiastuti; Arie Budianti; Muhamad Cecep Cepi Hikmat
Buletin Limbah Vol 13, No 1 (2009): Tahun 2009
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (314.326 KB)

Abstract

EVALUASI PENGENDALIAN KESELAMATAN RADIASI DAN NON RADIASI DALAM PENGOLAHAN LIMBAH RADIOATIF TAHUN 2004-2008. Pengendalian keselamatan radiasi dan non radiasi dalam pengolahan limbah radioaktif di PTLR selama tahun 2004-2008 perlu dilakukan evaluasi. Tujuan evaluasi pemantauan adalah untuk dapat memperkirakan penerimaan dosis pada pekerja, masyarakat dan lingkungan, serta memberikan perlindungan kepada pekerja dan meyakinkan kepada pekerja agar dapat bekerja dengan aman dan terkendali. Pengendalian dilakukan dengan pemantauan terhadapa potensi bahaya radiasi yang meliputi pemantauan laju dosis dan kontaminasi baik udara maupun permukaan secara rutin dan pada saat proses, serta pemantauan dosis kumulatif di daerah kerja. Pengendalian non radiasi dilakukan dengan melakukan pemantauan terhadap kondisi lingkungan, penerangan, serta akses personel.. Hasil pemantauan diperoleh data laju dosis daerah kerja antara 0,15 µSv/jam - 0,64 µSv/jam dan rata-rata 0,23 µSv/jam, Laju dosis tertinggi di Interm Storage (IS) rata-rata sebesar 4,65 µSv/jam atau sebesar 6,20 % dari nilai batas, kontaminasi permukaan gross α berkisar antara 0-0,0191 Bq/cm2 atau rata-rata 0,0038 Bq/cm2, sedangkan tingkat kontaminasi gross β/γ berkisar antara 0 – 0,0913 Bq/cm2 atau rata-rata 0,0409 Bq/cm2, kontaminasi udara 0 – 0,0105 Bq/m3 atau 0 – 0,86 % untuk gross α dan antara 0 – 0,0032 Bq/m3 atau 0 – 0,28 % untuk gross β/γ, dosis kumulatif antara 0,21 – 2,02 mSv/tahun. Hasil pemantauan masih jauh dibawah nilai batas yang telah ditentukan. EVALUATION OF RADIATION AND NON RADIATION SAFETY ON RADIOACTIVE WASTE TREATMENT PERIOD 2004-2008. Control of radiation and non radiation safety on radioactive waste treatment has been done during 2004-2008. The aim of this activities are to estimate radiation dose in worker, society and the environment, also to give the protection for the worker and convince the worker to work peaceful. This activities to do with measurement dose-rate, airborne contamination, surface contamination routine and during process, also measurement of cumulative dose in the working area.. Non radiation control to do with control environment situation, enlightenment also aces personal. The results of these activities for dose-rate were between 0.15 µSv/h – 0.64 µSv/h and average is 0.23 µSv/h. Dose rate higher in Interim storage is 4,65 µSv/h average or 6.20% from limited dose. Surface contamination gross α were 0-0.0191 Bq/cm2, or average were 0,0038 Bq/cm2 and 0 – 0.0913 Bq/cm2 or average were 0,0409 Bq/cm2 for gross β/γ. Airborne contamination were 0 – 1.05E-02 Bq/m3 or 0 – 0,86 % for gross α and 0 ~ 0.32E-02 Bq/m3 or 0 – 0,28 % for gross β/γ. The cumulative-dose is 0.21 – 2.02 mSv/year. The results of working area control are under limitation dose for the worker.
METODA CEPAT UNTUK PENENTUAN CESIUM-137 DALAM AIR LAUT Murdahayu Makmur
Buletin Limbah Vol 8, No 2 (2004): 2004
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | Full PDF (158.438 KB)

Abstract

METODA CEPAT UNTUK PENENTUAN CESIUM-137 DALAM AIR LAUT. Telah dilakukan pengembangan metoda untuk penentuan cesium-137 dalam air laut. Penentuan cesium-137 dalam air laut dilakukan dengan menggunakan resin heksasianoferat sebagai penukar ion dari sejumlah besar air laut secara batch dan kolom, yang kemudian diukur dengan menggunakan spektrometri gama. Matrik penukar ion heksasianoferat dibuat dengan mereaksikan silika gel dengan kalium heksasianoferat dan tembaga klorida. Didapatkan bahwa rasio komposisi molar optimal antara heksasianoferat dan tembaga klorida adalah 0,5 untuk setiap 10 gram silika gel. Uji kinerja matrik heksasianoferat dilakukan secara batch, dimana air laut diberikan perunut 137Cs dan kemudian diserap menggunakan resin heksasianoferat. Pengukuran aktifitas 137Cs dilakukan dengan mencacah resin yang telah dipisahkan dari larutan sampel untuk mengetahui jumlah 137Cs yang terikat pada matrik penukar ion. Didapatkan bahwa matrik heksasinaoferat dapat memisahkan cesium-137 sebanyak 58% sampai dengan 82%. Sedangkan waktu yang diperlukan untuk pemisahan cesium-137 adalah 77 – 96% untuk rentang waktu dari 0.5 menit – 60 menit dengan presentase tertinggi pada waktu kontak 60 menit. Matrik heksasianoferat kemudian digunakan untuk memisahkan Cs-137 dari 6 liter air laut yang dilakukan dengan menggunakan kolom. Berdasarkan hasil analisis pada tiga titik sampel di Semenanjung Lemahabang Jepara, didapatkan bahwa konsentrasi cesium-137 pada air permukaannya berkisar dari 1.37 Bq/m3 – 2.76 Bq/m3. Determination of cesium-137 in seawater had been done using the hexacyanoferrate resin as ion exchanger from 3 point sampling of surface seawater. The hexacyanoferrate ion exchanger matrix had been prepared by performing the reaction of silica gel supported with potassium hexacyanoferrate and copper (II) chloride. In order to test the performance of the ion exchanger, a batch experiment was performed. A known activity of cesium-137 was used to spike of seawater then added the hexacyanoferrate resin. The separated hexacyanoferrate resin then counted with gamma spectrometer. The cesium-137 concentration used in the work varies between 0.5 Bq – 20 Bq results the adsorbing efficiency varies between 58- 96%. In time variation between 0.5 – 20 minutes, the adsorbing efficiency varies between 77 – 96% with highest efficiency at contact time 60 minutes. The hexacyanoferrate ion exchange columns were used to process the Jepara’s seawater. The calculated cesium-137 activities were 1.37 Bq/m3 – 2.76 Bq/m3.
PERANCANGAN PEMBUATAN ALAT PENGANGKAT DRUM LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI Sagino Sagino
Buletin Limbah Vol 12, No 1 (2008): Tahun 2008
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PERANCANGAN DAN PEMBUATAN ALAT PENGANGKAT DRUM LIMBAH RADIOAKTIF AKTIVITAS TINGGI. Rancangan alat pengangkat drum 60 liter dari bahan stainless steel di maksudkan untuk mengangkat atau memindahkan kemasan limbah dalam drum 60 liter/100 liter. Crane digunakan untuk alat menaikkan dan menurunkan paket limbah tersebut. Alat pengangkat drum ini terletak di atas tutup drum sebelum drum dimasukan ke dalam transfer cask. Kemudian diangkut dengan Forklift dari penimbul limbah menuju IPLR untuk menunggu proses. Pengolahan yang selanjutnya dimasukan ke dalam sumuran sedalam 4 meter di tempat Penyimpanan Sementara Limbah Radioaktif Aktivitas Tinggi (PSLAT). Dalam gedung penyimpanan ini alat pengangkat berfungsi untuk menurunkan limbah radioaktif aktivitas tinggi dalam drum 60 liter/100 liter ke dalam sumuran gedung PSLAT dan diatur sampai 6 susun. DESIGN AND MANUFACTURE OF HIGH LEVEL WASTE DRUM GRIP. The objective of the grip for 60 liter SS drum is to lift and handle the drum. This drum grip would attached on the drum before the drum placed in transfer cask. After that transfer cask tranported by forklift from waste generation facility put to the waste management for HLW interim storage. In this storage the function is of grip have to 60/100 liter waste package in 4 m deep drum. The capacity of the grip is 60 kg and could lifting and lovering waste into transfer cask also at the well storage with assited by the crane. The drum grip contruction was made from thin of metal sheet.
PERBANDINGAN METODA ANALITIK Cs-137 DALAM CONTOH AIR LINGKUNGAN Sudiyati Sudiyati
Buletin Limbah Vol 11, No 1 (2007): Tahun 2007
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PERBANDINGAN METODA ANALITIK Cs-137 DALAM CONTOH AIR LINGKUNGAN. Telah dipelajari perbandingan metoda analitik Cs-137 dalam contoh air lingkungan. Penelitian ini bertujuan untuk memilih suatu metoda analisis Cs-137 dalam contoh air yang mempunyai akurasi dan presisi tinggi. Ada tiga macam metoda pengendapan yang akan dibandingkan, yaitu pengendapan dengan menggunakan: K4Fe(CN)6 (Kalium Ferro Cianida), AMP: (NH4)3PO4.12MoO3.H2O (Amonium Phospo Molibdat), dan H2C2O4 (Asam Oksalat), dengan parameter perubahan adalah variasi pH dan variasi konsentrasi bahan pengendap. Dari percobaan diperoleh hasil bahwa dengan menggunakan ion Ferro Sianida dan ion Phospo Molibdat 97,7% Cs-137 dapat terekoveri pada kondisi pH 9, sedangkan bila digunakan ion oksalat Cs-137 akan terekoveri 64,06 % pada kondisi pH 4,5. Dengan demikian metoda pengendapan dengan ion Ferro Sianida dan ion Phospo Molibdat baik untuk analisis Cs-137 dalam contoh air lingkungan. COMPARATIVE OF ANALYZING METHODS OF Cs-137 IN ENVIRONMENTS WATER SAMPLES. The analyzing method of the Cs-137 in environments water samples has been studied comparatively. The am of this research is to determine on analyzing methode of Cs-137 in enveronment water samples which have a high accuracy and precision result. Three kinds of precipitated method have been compared on various pH conditions and various concetration of precipitated substances concentration of such as K4Fe(CN)6 (Potasium Ferro Cianida), AMP: (NH4)3PO4.12MoO3.H2O (Amonium Phospo Molibdat), and H2C2O4 (oxalic acid). The result of the experiment showed that by using cianide and AMP substance, 97,7 % at Cs-137 precipitated at pH 9 that Cs-137 was highly precipitated with 97.7 % recovery on pH 9. When the oxalic acid was use 64.06 % at Cs-137 precipitated at pH 4,5. So precipitateien method by using cianide and phospo molibdate can be used for Cs-137 analyzing at ervironment water samples.
PENGOPERASIAN SISTEM TATA UDARA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF Budiyono Budiyono
Buletin Limbah Vol 9, No 2 (2005): Tahun 2005
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

PENGOPERASIAN SISTEM TATA UDARA INSTALASI PENGOLAHAN LIMBAH RADIOAKTIF. Telah dilakukan pengoperasian tata udara untuk mendukung proses pengolahan limbah radioaktif di Instalasi Pengolahan Limbah Radioaktif (IPLR). Kegiatan operasi bertujuan menjaga agar ruangan IPLR berada pada keadaan hampa parsial terhadap tekanan udara luar (negative pressure), membatasi kemungkinan adanya kontaminasi di dalam ruang dengan cara menghembuskan udara segar, dan pengolahan udara sebelum dibuang keluar IPLR. Kegiatan dilakukan dengan cara mengoperasikan dan merawat peralatan serta pengukuran paramater operasi. Hasil kegiatan diperoleh suhu daerah tipe A dibawah 25 oC, daerah tipe B dibawah 28 oC dan daerah tipe C dibawah 50 oC. Nilai kelembaman relatif daerah tipe A dan tipeB kurang dari 60 % dan tipe C lebih besar dari 60 %. Tekanan negatif sesuai standar persyaratan kecuali zona 4. Delapan HEPA filter mempunyai pressure drop diatas 105 daPa. OPERATION FOR ARRAGEMENT ATMOSPHERE RADIOACTIVE WASTE TREATMEN INSTALATION. Operation to arrange atmosphere to support radioactive waste treatment process in Radioactive Waste treatment installation. The activity for keeping in order room in partial vacuum condition to external atmosphere pressure, limits possibility that existence of contamination in space by the way with supply fresh air and processing of atmosphere before exit from Radioactive Waste Instalation. Activity is done by operating and maintenance equipments and measurement of operation parameter. Result of activity is obtained A type region temperature under 25 oC, B type region under 28 oC and C type region less than 50 oC. Relative humidity value of A type and B type region under 60 % and C type more than 60 %. Pressure drop 8 HEPA filter are more than 105 daPa PENDAHULUAN
AN INTRODUCTION TO RADIOACTIVITY IN THE MARINE ENVIRONMENT Wahyu Retno Prihatiningsih
Buletin Limbah Vol 13, No 2 (2009): Tahun 2009
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

1. Introduction Awareness of exposure to natural radioactivity and its technological enhancement in marine systems is growing. However, common misconceptions are the association of radioactive discharges only with the nuclear industry and that radioactivity is somehow unnatural. Environmental radioactivity is a natural occurrence, it was the combination of nuclear reactions and radioactivity that created all matter and variations in the stability of nuclides determined which elements are abundant and which are rare in the universe. Of the more than 5000 atoms (nuclides) known, about 95% are radioactive - they are the norm rather than the exception. Virtually all materials and environments on our planet are both radioactive and naturally exposed to ionising radiation. The energy from nuclear decay powers major geological changes on the Earth, such as internal convection cycles, earthquakes, volcanic activity and continental drift. Natural radioactivity triggers and catalyses key stages in the evolution of life and fusion reactors, such as our sun, provide the essential energy to our planet in the form of light and heat which regulates climate.
DOSIMETER FILM DAN TLD SEBAGAI DOSIMETER PERORANGAN Elfida Elfida
Buletin Limbah Vol 9, No 1 (2005): Tahun 2005
Publisher : Buletin Limbah

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar

Abstract

Paparan kerja dari sumber radiasi eksterna dapat terjadi akibat dari ber¬bagai kegiatan antara lain dari berbagai tahapan daur bahan bakar nuklir serta penggunaan sumber radioaktif di bidang kedokteran, penelitian ilmiah, pertanian dan industri. Rekomendasi International Commission for Radiation Protection (ICRP) tahun 1990 dan ketentuan Badan Pengawas Tenaga Nuklir (BAPETEN) mensyarat¬kan bahwa pekerja yang diduga men¬dapat dosis radiasi harus mendapat layanan pemantauan penerimaan dosis radiasi perorangan. Sistem dosimeter perorangan yang digunakan untuk memantau dosis radiasi yang diterima oleh pekerja disesuaikan jenis instalasi dan sumber radiasi yang digunakan, sedangkan alat pemantauan dosis perorangan biasanya disebut dosimeter perorangan. Dosimeter perorangan yang ada saat ini banyak jenisnya antara lain : dosimeter film fotografi, dosimeter termoluminesens (TLD), dosimeter radiofoto¬luminesens (RPL), dosimeter gelem¬bung, dosimeter jejak, dosimeter luminesens stimulasi optik (OSL) dan lain-lain.

Page 1 of 6 | Total Record : 60

 1   2   3   4   5 

Filter by Year

2004 2009


Reset
Filter By Issues
All Issue Vol 13, No 2 (2009): Tahun 2009 Vol 13, No 1 (2009): Tahun 2009 Vol 12, No 2 (2008): Tahun 2008 Vol 12, No 1 (2008): Tahun 2008 Vol 11, No 1 (2007): Tahun 2007 Vol 10, No 1 (2006): Tahun 2006 Vol 9, No 2 (2005): Tahun 2005 Vol 9, No 1 (2005): Tahun 2005 Vol 8, No 2 (2004): 2004 Vol 8, No 1 (2004): 2004