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 17, No 3 (2011): Oktober 2011" : 6 Documents clear
KOMPARASI HASIL ANALISIS KOMPOSISI KIMIA DI DALAM PADUAN U-Zr-Nb DENGAN MENGGUNAKAN TEKNIK XRF DAN AAS Masrukan Masrukan; Tri Yulianto; Anwar Muchsin
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 3 (2011): Oktober 2011
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2011.17.3.687

Abstract

Analisis komposisi kimia paduan U-Zr-Nb dengan menggunakan teknik Fluorosesi Sinar X (XRF)  dan Sepektroskopi Serapan Atom  (AAS)   telah dilakukan. Analisis komposisi perlu dilakukan   untuk menentukan  karakteristik bahan bakar  selama proses fabrikasi maupun di dalam  reaktor.  Penggunaan dua macam teknik analisis  agar diperoleh hasil analisis yang akurat.   Percobaan  ini dilakukan  untuk menentukan komposisi unsur utama dan pengotor di dalam paduan U-Zr-Nb.  Mula-mula paduan U-Zr-Nb yang bervariasi komposisi Nb berturut-turut 1%, 4%, 7% ( U-10%Zr-1%Nb, U-10%Zr-4%Nb dan U-10%-7%Nb) dipotong-potong untuk dilakukan analisis komposisinya.   Dari hasil analisis dengan menggunakan teknik  XRF diperoleh komposisi kimia paduan U-10%Zr-1%Nb, U-10%Zr-4%Nb dan U-10%Zr-7%Nb)   masing-masing mempunyai kandungan  unsur  sebagai berikut: U(87,8858%), Zr(2,6097%) dan Nb (0,2206%) ;  U (87,8556%), Zr (2,6302%), dan Nb (0,6573%); U (84,6334%), Zr (2,5773%) , dan Nb (1,0940 %) berat.  Hasil analisis dengan menggunakan teknik AAS  pada  ketiga sampel  diperoleh   kadar Zr berturut turut  : 9,25 %; 8,90% dan  9,80 % sedangkan kadar Nb tidak terdeteksi. Sementara itu, hasil analisis  unsur pengotor pada ketiga sampel diperoleh  hampir semua unsur yang ada masih memenuhi persyaratan bahan bakar kecuali unsur Zn. Unsur Zn yang ada pada  ketiga sampel  paduan U-10%-Zr1%Nb, U-10%Zr-4%Nb dan U-10%-7%Nb adalah 1,3266%; 3,2756 %, dan 1,0927 % berat.  Dapat disimpulkan bahwa hasil analisis  kandungan unsur dan pengotor di dalam paduan U-Zr-Nb  dengan menggunakan kedua teknik XRF dan AAS  terlihat bahwa hasil analisis yang lebih mendekati dengan  komposisi paduan UZrNb yang direncanakan adalah dengan menggunakan teknik AAS. Kata kunci : Analisis komposisi, U-Zr-Nb, XRF, dan AAS.   U-Zr-Nb alloy chemical composition analysis using X Ray Flourecency (XRF)  and Atomic Absorption Spectroscopy (AAS) techniques hade been conducted, where U-Zr- Nb alloy was chosen as candidates for new high-density fuel for future research reactors . Composition analysis is necessary because the composition of elements in the fuel will determine the characteristics of fuel during the fabrication process and in the reactor. The use of two kinds of analysis techniques were designed to obtain accurate analysis results. The experiment was conducted to determine the major element composition and impurities in the alloy U-Zr-Nb. First U-Zr-Nb varying alloy composition Nb were  respectively 1%, 4%, 7% (U10% Zr1% Nb, U10% Zr4% Nb and U10% 7% Nb)  as results of the melting process of measuring the diameter of 120 mm crushed on the surface bottom. Once on the bottom surface is smooth, then analyzed using XRF techniques. To analyze the elements using AAS techniques, alloy U-Zr-Nb cut into 10 mm x 5 mm then dissolved using HF and nitric acid. Solution that occurred were analyzed using AAS technique. From the analysis using the XRF technique is obtained the alloy U-10% Zr-1% Nb, U-10% Zr-4% Nb and Zr-10% U-7% Nb) had a content of each element as follows: U (87.8858%), Zr (2.6097%) and Nb (0.2206%), U (87.8556%), Zr (2.6302%), and Nb (0.6573%);  U (84.6334%), Zr (2.5773%), and Nb (1.0940) weight. Results of analysis using AAS techniques on samples obtained third consecutive Zr content of 9.25%, 8.90% and 9.80% while the content of  Nb was not detected. Meanwhile, the results of elemental analysis of impurities in all three samples showed that almost all the elements are still qualify as  fuel except Zn element. Element Zn   at the three samples of each alloys  U-10% Zr-1% Nb, U-10% Zr-4% Nb and U-10% Zr-7%Nb is 1.3266%, 3.2756% and 1.0927% weight. It could be concluded that the results of analysis of elemental content and impurities in the alloy U-Nb-Zr using both  XRF and AAS visible that  results of the analysis technique which is was approach   composition of U-Zr-Nb alloy  that planned  by using AAS technique. Keyword : Composition analysis, U-Zr-Nb, XRF, and AAS.
CORROSION EXPERIMENT ON NON STANDARD AUSTENITIC STEEL A1, IN REACTOR COOLANT WATER Nurdin Effendi; Aziz K Jahja; Tri Darwinto
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 3 (2011): Oktober 2011
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2011.17.3.693

Abstract

Experimental corrosion studies on non standar austenitic SS, A1, have been carried out. The samples were immersed in reactor coolant water medium with pH variation of  5.95, 6.0, 6.l5, and 6.31. The experiments were carried out using a type of M-273 EG&G potentiostate /galvanometer test instrument. The post-corrosion samples' microstructure were analyzed with the aid of EDS (energy dispersive spectroscopy) equipped SEM instrument to detect the presence of any viable corrosion products. For further verification x-ray diffraction method was also used to detect any possible emerging corrosion products type on the samples' surfaces. Experimental results confirm that non standar austenitic SS immersed in reactor coolant water corrosion medium with a variation of concentration experience very little or almost no corrosion, and that according to the so-called Fontana’s criteria these test-materials turn out to have an excellent resistance toward reactor coolant water corrosion medium.  This is also evidenced by the very low corrosion rate value measured in this study. EDS study and X-ray diffraction results indicate that the possible ensuing corrosion byproducts are chrome oxides and iron oxides. Keywords: Corrosion, non standard austenitic stainless steel, reactor coolant water Telah dilakukan percobaan korosi dari bahan austenitic baru yang non standar, A1, dalam medium air pendingin reaktor, dengan variasi pH, yaitu 5,95, 6,00, 6,15, dan 6,31. Experimen dilakukan dengan alat uji potensiostat-galvanometer tipe M-273 EG & G. Dilanjutkan dengan karakterisasi pada sampel yang telah dikorosikan, yaitu pemeriksaan struktur mikro yang dilakukan dengan SEM dilengkapi EDS (energy dispersive spectroscopy) untuk mendeteksi adanya produk korosi yang mungkin ada pada permukaan sampel. Juga dilakukan percobaan difraksi sinar-X untuk konfirmasi hasil produk korosi tersebut. Hasil eksperimen menunjukkan bahwa baja austenite non standar yang dibuat ini sangat tahan korosi terhadap air pendingin reaktor, dan hanya terjadi sedikit korosi sehingga menurut kriteria Fontana, baja austenit non standar A1 ini memiliki ketahanan korosi yang sangat baik dalam medium air pendingin reaktor. Hasil pemeriksaan dengan EDS dan difraksi sinar-X juga menunjukkan bahwa produk korosi yang paling mungkin ada adalah oksida besi dan oksida chrom. Kata kunci: Korosi, baja tahan karat austenite non standar, air pendingin reaktor
PENGARUH PEMADU Mo PADA KEKUATAN MEKANIK DAN KETAHANAN KOROSI PADUAN Zr-1% Sn-1% Nb-1% Fe . Sugondo
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 3 (2011): Oktober 2011
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2011.17.3.678

Abstract

PENGARUH PEMADU Mo PADA KEKUATAN MEKANIK DAN KETAHANAN KOROSI PADUAN Zr-1% Sn-1% Nb-1% Fe. Penelitian paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo telah dilakukan. Ingot disiapkan dengan teknik busur listrik. Analisis kimia dilakukan dengan XRF, metalografi dengan mikroskop optik, uji kekerasan dengan kekerasan mikro vickers, dan uji korosi dengan autoclave.  Tujuan penelitian ini membuat paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo  dengan memvariasikan penambahan Mo dengan berbagai komposisi, membandingkan pengaruh kandungan Mo terhadap karakteristik logam paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe meliputi mikrostuktur, homogenitas komposisi, kekuatan mekanik dan ketahanan korosi uap air, dan menentukan kandungan Mo yang paling optimal pada paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo  untuk pembuatan kelongsong bahan bakar nuklir yang memiliki ketahanan korosi dan kekerasan yang tinggi. Hasil yang diperoleh adalah sebagai berikut: Pemadu Mo dapat memperhalus butir pada konsentrasi 0,1%-0,3% dan lebih besar dari pada konsentrasi itu dapat memperbesar butir. Kekerasan paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo  dikendalikan oleh flaw atau dislokasi, interstisi unsur pemadu yang lebih keras, kelarutan padat unsur pemadu, dan terbentuknya fasa kedua ZrMo2. Laju korosi paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo dikendalikan oleh adanya fasa kedua ZrMo2. Konsentrasi Mo 0,3 % pada paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo ini paling baik untuk pembentukan fasa kedua. Konsentrasi Mo antara 0,3-0,5 % pada paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo baik untuk pembentukan presipitat dan kelarutan padat. Kata Kunci: paduan Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo, ketahanan korosi, kekuatan mekanik.   EFFECT OF ALLOYING MO ON MECHANICAL STRENGTH AND CORROSION RESISTANCE OF Zr-1% Sn-1% Nb-1% Fe alloy. It had been done research on Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy. The ingot was prepared by means of electrical electrode technique.  The chemical analysis was identified by XRF, the metallography examination was perform by a optical microscope,  the hardness test was done by Vickers microhardness, and the corrosion test was done in autoclave.  The obyective of this research were  making Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy with Mo concentration; comparing effect of Mo concentration to metal characteristics of Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe which covered microstructure; composition homogeneity, mechanical strength; and corrosion resistance in steam, and determining the optimal Mo concentration in Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)% Mo alloy for nuclear fuel cladding which had corrosion resistance and high hardness. The results were as follow: The alloying Mo refined grains at concentration in between0,1%-0,3% and the concentration more than that could coarsened grains. The hardness of the Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy was controlled either by the flaw or the dislocation, the interstition of the harder alloying element, the solid solution of the alloying element and the second phase formation of ZrMo2.  The corrosion rate of the Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy was controlled by the second phase of ZrMo2. The 0.3% Mo consentration in Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy was the best for second phase formation. The Mo concentration in between 0,3-0,5 % in Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy was good for the second phase formation and the solid solution. Keywords: Zr-1%Sn-1%Nb-1%Fe-(x)%Mo alloy, mechanical strength, corrosion resistance,
RADIOGRAPHIC EXAMINATION OF PRESSURED PARTS FOR HEAT RECOVERY STEAM GENERATOR Amiral Aziz
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 3 (2011): Oktober 2011
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2011.17.3.695

Abstract

A larger Nuclear Power Generation and Non Nuclear  Power Generation are shipped to the job sites in various stages of fabrication and subassembly. Welding and welding related processes are central to Power Generation component fabrication and assembly in the site. This papers presents some results of the investigation that was carried out to examine the welding results of the site construction of Heat Recovery Steam Generator Piping of  Tanjung Priok Gas Fired Power Plant Extension Project (740 MW) using the Radiography Test Method based on the ASME Standard.  From this investigation it could be concluded that there was no crack founded in the selected specimens of the piping. The rejectable Incomplete Penetration was found in the Hot Reheat Steam Piping HRSG1. Some Porosities and Slag Inclusion are rejected because their size and length are longer than acceptable value limits, therefore should be repaired. However some of the results are accepted and no need to be repaired. The rejected Worm Holes is found on IP Super Heater Inlet Piping of HRSG1 whereas the undercut occurred on HP Steam Drum of HRSG. Keywords: Welding, radiographic examination, steam piping, HRSG  Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir dan Pembangkit Listrik Non Tenaga Nuklir yang berkapasitas besar dikirim ke lokasi pekerjaan dalam berbagai tahap fabrikasi dan sub perakitan. Pengelasan dan proses pengelasan yang berhubungan dengan komponen pembangkit merupakan inti dari fabrikasi dan perakitan di lokasi pembangkit. Tulisan ini menampilkan beberapa hasil pengkajian yang dilakukan untuk mengevaluasi hasil pengelasan pipa HRSG yang dikonstruksi dilokasi dari ”Tanjung Priok Gas Fired Power Plant Extension Project (740 MW)” dengan menggunakan Metoda pengetesan Radiografi yang didasarkan pada Standar ASME. Dari investigasi ini dapat disimpulkan bahwa tidak ditemukan adanya “crack” pada benda-benda uji yang terpilih. Ditemukan Incompele Penetration yang ditolak pada Hot Reheat Steam Piping HRSG1. Beberapa Porositi dan Slag Inclusion ditolak karena besar dan panjangnya lebih panjang dari batasan-batasan nilai yang  diijinkan oleh karena itu harus diperbaiki. Akan tetapi beberapa hasil pengkajian diterima dan tidak perlu diperbaiki. Pada IP Super Heater Inlet Piping dari  HRSG1ditemukan beberapa Worm Hole yang tidak memenuhi kriteria sedangkan Undercut yang ditolak terjadi pada HP Steam Drum dari  HRSG. Kata Kunci : Las,  pengkajian, radiografi, pipa uap , HRSG
PENGARUH KANDUNGAN Fe DAN Mo TERHADAP KETAHANAN KOROSI INGOT PADUAN ZIRLO-Mo DALAM MEDIA UAP AIR JENUH . Sungkono; . Futichah
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 3 (2011): Oktober 2011
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2011.17.3.682

Abstract

PENGARUH KANDUNGAN Fe dan Mo TERHADAP KETAHANAN KOROSI INGOT PADUAN ZIRLO-Mo DALAM MEDIA UAP AIR JENUH. Salah satu cara untuk meningkatkan efisiensi reaktor PWR maju adalah menaikkan fraksi bakar dari bahan bakarnya. Hal ini menyebabkan waktu pemakaian elemen bakar di dalam teras reaktor nuklir semakin lama, sehingga memungkinkan terjadinya penurunan sifat mekanik dan ketahanan korosi material kelongsongnya. Oleh karena itu perlu dikembangkan material baru yang mempunyai ketahanan korosi dan ketangguhan lebih tinggi dibandingkan zircaloy-4, diantaranya Zirlo. Pada penelitian ini telah dibuat ingot paduan Zirlo-Mo dengan bahan baku sponge Zr, serta serbuk Nb, Sn, Fe, dan Mo, menggunakan tungku peleburan vakum. Tujuan penelitian adalah mempelajari ketahanan korosi ingot paduan Zirlo-Mo dalam media uap air jenuh. Metoda yang digunakan adalah uji korosi dengan metoda gravimetri dan pengamatan lapisan oksida dengan mikroskop optik. Hasil penelitian menunjukkan bahwa ketahanan korosi terbaik untuk ingot paduan Zirlo-Mo dengan 1,0% berat Fe adalah paduan Zirlo-1,0% Mo, sedangkan untuk ingot paduan Zirlo-Mo dengan 0,1% berat Fe adalah paduan Zirlo-0,5% Mo. Ketahanan korosi paduan Zirlo-Mo dengan 0,1% dan 1,0% berat Fe dipengaruhi oleh unsur Mo dan Fe. Kata kunci : ketahanan korosi, lapisan oksida, ingot, paduan Zirlo-Mo.   EFFECT OF Fe AND Mo CONTENTS OF CORROSION RESISTANCE ON INGOT OF ZIRLO-Mo ALLOYS IN SATURATED STEAM. One way to improve the efficiency of fuel element for advanced PWR reactor is to increase burnup of the fuel. Increasing the burnup causes the fuel life time will be longer in the nuclear reactor core, thus allowing the reduction of mechanical properties and corrosion resistance of cladding materials. It is therefore necessary to develop new materials that have a corrosion resistance and toughness higher than Zircaloy-4, including Zirlo. In this research ingot of Zirlo – Mo alloys with raw materials of Zr sponge, and Nb, Sn, Fe, and Mo powders has been made using vacuum melting furnace. The objective of this research is to study corrosion resistance on ingot of Zirlo-Mo alloys in saturated steam. The methods employed was corrosion test using the gravimetric method and the observation of the oxide layer using an optical microscope. The results of the study show that the best corrosion resistance for ingot of Zirlo-Mo alloys with     1.0 wt% Fe is Zirlo-1.0% Mo alloy, while for ingot Zirlo-Mo alloys with 0.1 wt% Fe is Zirlo-0.5% Mo alloy. The corrosion resistance of ingot of Zr-Mo alloys with 0.1% and 1.0 wt% Fe influenced by Mo and Fe elements. Key word : corrosion resistance, oxide layer, ingot, Zirlo-Mo alloy.
PEMBUATAN INGOT PADUAN U-7Mo-xZr DENGAN MENGGUNAKAN TEKNIK PELEBURAN DAN KARAKTERISASINYA . Supardjo; Agoeng K; . Boybul
Urania : Jurnal Ilmiah Daur Bahan Bakar Nuklir Vol 17, No 3 (2011): Oktober 2011
Publisher : website

Show Abstract | Download Original | Original Source | Check in Google Scholar | DOI: 10.17146/urania.2011.17.3.685

Abstract

PEMBUATAN INGOT PADUAN  U-7Mo-xZr DENGAN MENGGUNAKAN TEKNIK PELEBURAN DAN KARAKTERISASINYA. Percobaan pembuatan ingot paduan U-7Mo-xZr dilakukan dalam rangka pengembangan material baru untuk bahan bakar reaktor riset dengan densitas uranium tinggi. Ingot paduan U-7Mo-xZr dibuat dengan menggunakan teknik peleburan dalam tungku busur listrik dengan arus 150 A dan bermedia gas argon. Peleburan dilakukan dengan 5 kali pengulangan dan ingot paduan U-7Mo-xZr hasil peleburan dikenai pengujian/analisis meliputi: analisis kadar uranium,  berat jenis, strukturmikro, kekerasan, sifat termal dan komposisi fasa. Pengamatan secara visual terhadap ingot paduan U-7Mo-xZr hasil peleburan tidak terlihat adanya retak, pori atau lapisan oksida dipermukaan dan dari pemeriksaan strukturmikro terlihat cukup homogen. Kenaikan kadar Zr dalam paduan  U-7Mo-xZr menyebabkan kekerasan meningkat sedangkan densitasnya menurun. Data pengujian kekerasan paduan U-7Mo, U-7Mo-1Zr, U-7Mo-2Zr dan U-7Mo-Zr berturut-turut adalah240,4; 294,6; 314,6; dan 333,2 VHN, sedangkan densitasnya 17,8628; 17,3517; 17,0335; dan 16,8721 g/cm3. Data uji dengan menggunakan DTA menunjukkan bahwa terjadi reaksi indotermik dengan entalpi 3,2461 cal/g mulai pada temperatur 1.180,76oC dan puncaknya pada temperatur 1.205,15oC, sedangkan pola difraksi sinar-X menunjukkan bahwa ingot hasil peleburan dalam fasa γ. Dari hasil uji paduan U-7Mo-xZr menunjukkan bahwa paduan tersebut cocok untuk dinominasikan sebagai bahan bakar reaktor riset dimasa mendatang. Kata kunci: Proses peleburan, paduan U-7Mo-xZr, bahan bakar dispersi, densitas uranium tinggi.  THE MANUFACTURE OF U-7Mo-xZr ALLOYS WITH USING SMELTING TECHNICAL AND CHARACTERIZATION. The experiment of U-7Mo-xZr alloys manufacture done in order to develop new materials for research reactor fuel with a high uranium density. The U-7Mo-xZr alloy made ​​by smelting technique in electric arc furnace with a current of 150 A and argon gas as mediated. Melting performed with 5 time repetitions and U-7Mo-xZr alloy produced are testing / analysis include: analysis of uranium content, specific gravity, micostructure, hardness, thermal properties and phase composition. Visual observation of the U-7Mo-xZr alloys remelting produced no visible cracks, pores or oxide layer on the surface and from it’s micostructure looks quite homogeneous. Increased of Zr content in the U-7Mo -xZr alloy cause hardness increased while the density decreases. Hardness testing data of U-7Mo, U-7Mo-1Zr, U-7Mo-2Zr and U-7Mo-3Zr alloys consecutive 240.4: 294.6: 314.6, and 333.2 VHN, while the density of 17.8628; 17.3517; 17.0335, and 16.8721 g/cm3. The data result with the DTA showed that the reaction occurs with enthalpy indotermik 3.2461 cal/g starts at a temperature of 1180.76°C and a peak at a temperature of 1205.15°C, whereas the X-ray diffraction pattern showed that the ingot remelting in γ phase. From the test results of U-7Mo-xZr alloy showed that the alloy is suitable to be nominated as a research reactor fuel in future. Key words: The process of smelting, U-7Mo-xZr alloy, dispersion fuel, high uranium density

Page 1 of 1 | Total Record : 6

 1 

Filter by Year

2011 2011


Reset
Filter By Issues
All Issue 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