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論文

東海再処理施設の廃止措置計画の概要

岡野 正紀; 秋山 和樹; 田口 克也; 永里 良彦; 大森 栄一

デコミッショニング技報, (57), p.53 - 64, 2018/03

東海再処理施設は1971年6月に建設が開始され、使用済燃料を用いたホット試験を1977年9月に開始した。電気事業者との再処理役務契約を無事完遂した。それ以来2007年5月までの約30年間にわたり約1,140トンの使用済燃料を再処理した。東海再処理施設については、2014年9月の「日本原子力研究開発機構改革報告書」において、費用対効果を勘案して廃止措置へ移行する方針を示した。これらを踏まえ、2017年6月に東海再処理施設の廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出した。本廃止措置計画では、廃止措置の進め方、リスク低減の取組み、廃止措置の実施区分等を含む廃止措置の基本方針、使用済燃料と放射性廃棄物の管理、廃止措置に要する資金、廃止措置の工程を定めている。そのうち、廃止措置工程として、約30施設の管理区域解除までの計画を取りまとめ、約70年の期間が必要となることを示している。

論文

MOX燃料再処理における溶媒劣化; Pu精製工程における溶媒劣化とその影響

川口 芳仁; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 大森 栄一

日本原子力学会和文論文誌, 8(3), p.221 - 229, 2009/09

東海再処理施設では、30% TBP/n-ドデカンを用いるピューレックス法を用いて、使用済燃料からウランやプルトニウムを抽出している。TBPはおもに、放射線,抽出されている元素,酸による加水分解によりDBP, MBPに劣化する。本研究では、DBP生成速度式の算出,MOX燃料再処理時の工程内DBP濃度の調査,20日間工程停止時の工程内DBP濃度の調査を実施した。その結果、DBP生成速度式(T=47.3W+0.05[Pu]+0.1)が算出され、また、MOX燃料処理時の工程内のDBP濃度は91ppm、20日間工程停止時のDBP濃度は2000ppmであったが、その後の工程運転には影響がなかった。

論文

使用済プルサーマル燃料の再処理

野村 茂雄; 菊池 孝; 大森 栄一; 稲野 昌利

エネルギー, 38(6), p.59 - 62, 2005/00

プルサーマル燃料の利用については様々な声があるが、その使用済燃料の再処理に関しては、世界的に見ても現在の軽水炉使用済ウラン燃料の再処理技術で十分対応可能である。しかしながら、燃料の特徴を勘案し、より効率的な処理を行うために必要な再処理データの取得・蓄積を進めていく必要がある。そのためにもホットフィールドとして既存の東海再処理施設を、今後とも最大限に有効活用していくことを提案したい。

報告書

東海再処理施設におけるC-14の挙動

永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一

JNC-TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09

JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB

原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.1$$sim$$6.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.4$$sim$$9.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.9$$sim$$15.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 $$sim$$22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。

論文

A Development and an application of MIXSET-X computer code for simulating the purex solvent extraction system

石田 倫彦; 須藤 俊幸; 大森 栄一; 野尻 一郎

GLOBAL2001, 1(40), 0 Pages, 2001/00

核燃料サイクル開発機構では、1970代より東海再処理施設の溶媒抽出工程における核種の挙動を解析すべく計算コードMIXSETの整備を行ってきた。本報告では、最新版のMIXSET-Xに至るMIXSET開発の経緯及びMIXSET-Xの特徴、さらにはMIXSET-Xを応用して行った東海再処理施設の安全性確認作業について報告する。

論文

Safety evaluation of Tokai Reprocessing Plant(TRP)

中村 博文; 大森 栄一

燃料サイクル安全性国際ワークショップ, 0 Pages, 2000/00

アスファルト火災爆発事故の反省を受けて東海再処理施設の安全性を確認するために、事故の発生防止策、拡大防止策及び影響緩和策の検討を再処理施設全てに対し、幾つかの改善を施した上で東海再処理施設が安全であることを確認した。本資料はこれらの結果をOECD/NEAの燃料サイクル安全性国際ワークショップで発表するために投稿するフルペーパーである。

報告書

アスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明結果について(技術報告)

小山 智造; 藤田 秀人; 大森 栄一; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 柴田 淳広; 重留 義明

JNC-TN8410 99-027, 423 Pages, 1999/12

JNC-TN8410-99-027.pdf:22.46MB

東海再処理施設のアスファルト固化処理施設において、平成9年3月11日に火災爆発事故が発生した。事故直後から、現場の状況把握・閉じこめ機能の回復・事故の拡大防止に努めるとともに、事故原因の究明のため精力的に調査検討を行ってきた。事故発生後2年間に及ぶ原因究明作業により、事故の原因をほぼ特定するに至った。主たる火災発生原因は、エクストルーダにおける物理的な発熱によりアスファルト混合物がドラムに充てんされる際の温度が異常に高温となったことである。この結果、充てん後の固化体中で緩やかな化学反応が継続し蓄熱発火に至った。エクストルーダ内における物理的な発熱は、エクストルーダに廃液を供給する速度を通常より低速にしたことにより発生した。爆発原因は、火災により換気機能が停止したアスファルト充てん室(R152)内にアスファルト固化体から放出された可燃性ガスが充満し、そこでアスファルト固化体の発火が起きたことによる。本報告ではこれらの事故原因を中心に、事故前・後の施設の状況、事故により放出された放射性物質の量、及び究明活動の結果得られた教訓を示す。

報告書

東海再処理施設の安全性確認に係る基本データの確認-放射線分解により発生する水素の検討-

大森 栄一; 駿河谷 直樹; 高谷 暁和; 中村 博文; 槇 彰; 山内 孝道

JNC-TN8410 2000-003, 93 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-2000-003.pdf:4.92MB

核燃料再処理施設に設置される各機器内では、プロセス液中に内蔵する放射性核種の崩壊に伴う放射線分解に起因し、水素を含むガスが発生することで知られている。水素は機器内空間で爆発下限界濃度に達し、かつ着火源が存在すると爆発を生じる可能性がある。こうした施設では、基本的に機器内から着火源を排除するよう考慮がなされているが、爆発事故防止の観点から機器内の水素濃度を爆発下限界に達しないよう管理することが重要である。今回、東海再処理施設の安全性を上記の観点で確認するため、本施設に設置される各機器の水素濃度を機器に供給される気体量を考慮して評価した。また、誤操作等が原因で機器内に供給される気体量が減少する場合も想定して、水素濃度が爆発下限界濃度を超えないように管理する方法についても検討した。その結果、運転管理を適正に行うことにより、殆どの機器において水素濃度が爆発下限界未満に抑制されることが確認できた。水素濃度が爆発下限界に達する可能性がある機器については、設備の改善等が必要であることが示された。

報告書

アスファルト固化処理施設火災爆発事故の中期的課題の対応; 原因究明のための施設状況調査その2

鈴木 弘; 加藤 良幸; 大森 栄一

JNC-TN8410 99-038, 76 Pages, 1999/09

JNC-TN8410-99-038.pdf:55.02MB

本報告書は、先に公開されたPNCTN8410-98-013「原因究明のための施設状況調査」を補完するため、平成9年9月以降に得られた知見および記録についてまとめたものである。アスファルト充てん室(R152)及びエクストルーダ室を除く各レッドセルは当初立入が制限されており調査が行えなかった。復旧作業の進捗に伴い全てのセルの調査を行ったが、爆発による被害は、セル換気ダクトを通って煤がセル内に流入した程度であり、破壊などの直接的な被害は認められなかった。アスファルト充てん室(R152)においても充てんドラムの施設外への搬出に引き続き、室内の片づけ・除染作業が行われ詳細な状況観察が可能となった。このため、今までの入域調査および観察カメラで確認できなかった細部や死角となっていた箇所について観察および写真撮影などの記録を行った。また、潰れた重量検量用ドラムの肉厚測定結果から、ドラムが潰れた際の圧力推定を行い今まで行ってきたアスファルト充てん室(R152)内機器等の破壊圧力と同等であることを確認した。さらに、エクストルーダについても、排出管(ゾーン8)の状況やエクストルーダに施されている保温材の状況などの調査を行った。この結果、排出管にシールディングウォール(M502)飛散時の損傷が見られたが機器本体には損傷がないことを確認した。

報告書

再処理工程におけるヒドラジンの分解反応の検討

佐野 雄一; 佐藤 宗一; 久野 剛彦; 大森 栄一; 中村 博文; 槇 彰

JNC-TN8410 99-049, 94 Pages, 1999/08

JNC-TN8410-99-049.pdf:2.64MB

東海再処理施設の安全性確認作業の一環として、工程で使用されている化学物質であるヒドラジンの化学反応に関する検討を行った。検討の内容は、コールドビーカー試験による高温硝酸溶液中でのヒドラジン分解反応生成物や反応速度の検討、東海再処理工場におけるプルトニウム製品溶液の分析、海外再処理施設におけるアンモニアに関する事例の調査検討、抽出工程におけるヒドラジン分解反応の検討である。検討の結果、コールドの条件ではヒドラジンの分解反応式、反応速度をほぼ解明できた。しかし硝酸プルトニウムとの共存系である実溶液の測定結果と整合しないことから、ホット試験による確認が必要であることが判った。また、抽出工程におけるヒドラジン分解反応の検討においても、生成物があるアジ化水素、アンモニアのいずれも安全上問題となることはないことが判ったが、計算値と実測値との整合性の観点から、今後実工程での実測調査により挙動の解明を行うことが望ましい。

報告書

東海再処理施設の事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討

大森 栄一; 須藤 俊幸; 清水 武彦; 小坂 一郎; 駿河谷 直樹; 清水 義雄; 角 洋貴

JNC-TN8410 99-005, 274 Pages, 1999/02

JNC-TN8410-99-005.pdf:19.02MB

アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明活動の結果、過去の施設についても最新の知見を取り入れて火災爆発等に対する安全性を確保すべきとの反省点が摘出された。そこで東海再処理施設についての最新の知見やこれまでに蓄積した運転経験等を基に、火災爆発を中心とした施設の安全性を確認した。本報告書は、上記の安全性確認作業のうち、東海再処理施設の事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討並びに仮想的事故の評価についてまとめたものである。事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討では、有機溶媒火災、ヒドラジンの急激な分解反応、放射性物質の漏洩、短時間の全動力電源の喪失を想定した検討を行い、火災、爆発に対するフィルタの有効性や漏洩に対する回収系の有効性等を確認し、一部漏洩に伴う事故拡大防止に係る改善項目を摘出し、設備改善や運転要領書の改訂などの対応をとることとした。また、仮想的事故の評価では、溶解槽の臨界事故、抽出器の有機溶媒火災事故を想定した評価を行い、東海再処理施設と一般公衆との離隔が適切に確保されていることを確認した。

報告書

東海再処理施設の安全性確認に係る基本データの確認

大森 栄一; 須藤 俊幸; 清水 武彦; 駿河谷 直樹; 高谷 暁和; 中村 博文; 槇 彰

JNC-TN8410 99-002, 205 Pages, 1998/11

JNC-TN8410-99-002.pdf:38.89MB

アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明活動の結果、過去の施設についても最新の知見を取り入れて火災爆発等に対する安全性を確保すべきとの反省点が摘出された。そこで東海再処理施設について最新の知見やこれまでに蓄積した運転経験等を基に、火災爆発を中心とした施設の安全性を確認した。本報告書は、上記の安全性確認に使用した基本データの確認についてまとめたものである。設計基準燃料、放射能収支、機器内臓放射能量、実効線量当量の計算方法などについて、最新のコードやこれまでに得られた実データなどを使用して整理し、公衆の被ばく評価上重要な機器を洗い出した。また、整理されたデータを使用して放射線分解発生水素の検討を行い、火災爆発防止に係る改善項目を摘出し設備改善や運転要領書の改訂などの対応をとることとした。

報告書

原因究明のための施設状況調査; アスファルト個化処理施設火災爆発事故原因究明・再発防止に関する報告(3/7)

アスファルト固化処理施設火災爆発事故原因究明・再発防止対策班; 大森 栄一; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 下山田 哲也; 富山 祐弘; 下倉 光春; 桜庭 輝美; 森本 恭一; 萩原 正義; et al.

PNC-TN8410 98-013, 1028 Pages, 1998/01

PNC-TN8410-98-013.pdf:143.04MB

アスファルト固化処理施設で発生した火災爆発事故の発生原因を究明するため、事故発生後の施設内において詳細な被害状況の調査を実施した。調査の結果、施設内の被害は、アスファルト充てん室(R152)付近を中心として1階および2階に集中していた。アスファルト充てん室(R152)では、遮へい扉などの部屋境界部分が破損しており、シールディングウォールが充てん室内に飛ばされているのを除いて充てん室から外に向かって破壊されている。天井にあるハッチなどの落下によりドラムの変形や破損がみられるものの、多くのドラムは比較的整然と並んでおり、室内の被害はさほど多くはない。アスファルト充てん室(R152)周辺の部屋では各室内にあった備品などが飛散している。エクストルーダについては、ドーム内部を含めて調査したが破損した様子は無く、異常はみつけられなかった。換気系については、セル換気系および建屋換気系給気の系統に被害が集中しているが、建屋換気系排気および槽類換気系には、ほとんど被害がみられなかった。

論文

アスファルト固化処理施設の火災爆発事故に関する検討

小山 智造; 柴田 淳広; 佐野 雄一; 大森 栄一; 鈴木 弘; 加藤 良幸; 北谷 文人; 小杉 一正; 須藤 俊幸; 菊地 直樹; et al.

日本原子力学会誌, 40(10), p.740 - 766, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.28(Nuclear Science & Technology)

アスファルト固化処理施設の火災爆発事故について、科技庁の事故調査委員会及びフォローアップ委員会に報告してきた内容を紹介する。火災原因は現在も検討を続けており完全に究明できた状況ではないが、エクストルーダ内での物理的発熱と、ハイドロパーオキサイドやパーオキサイドを経由した空気中の酸素を取り込んでの酸化反応等による化学的発熱の可能性が高いと考えられる。爆発原因は加熱されたドラムから発生した可燃性混合ガスが、換気系フィルタの閉塞により滞留し、槽類換気系の逆流空気により酸素濃度が上昇し爆発範囲内の予混合気体を生成し、自然発火したドラムにより着火したものと考えられる。事故による放射性物質放出量は$$beta$$核種で1$$sim$$4GBq、$$alpha$$核種で6$$times$$10-4$$sim$$9$$times$$10-3GBq、これらによる公衆の預託実効線量当量は最大で1$$times$$10-3$$sim$$2$$times$$10-2mSvと評価した。

報告書

アスファルト固化処理施設爆発時の各部屋境界部等の圧力評価-設備等の破壊強度解析--アスファルト固化処理施設施設 火災爆発事故の原因究明・再発防止に関する調査・検討-

菊地 直樹; 山内 孝道; 大森 栄一

PNC-TN8410 98-040, 68 Pages, 1997/11

PNC-TN8410-98-040.pdf:4.92MB

本報告書は、アスファルト固化処理施設で発生した火災・爆発事故の原因究明に係る各種解析評価作業の一環として実施した、爆発時の各部屋境界部等の破壊圧力の評価結果をまとめたものである。本評価では、爆発規模の推定を目的に、施設内各部屋間の境界部となる遮へい扉、ハッチ、ドアなどの建具類について、その破壊に必要な圧力を推定し、これら評価結果を施設各階毎に圧力評価図として取りまとめた。今回の解析評価結果は、爆発事故時の施設内の被害状況を定量的に説明し得るものであり、また、これにより爆発時に各部屋に発生した圧力を推定することが可能となった。

報告書

アスファルト固化処理施設セル換気系排気ダクトの圧力評価-アスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明・再発防止に関する調査・検討-

菊地 直樹; 高橋 有紀*; 山内 孝道*; 飯村 理人*; 大森 栄一

PNC-TN8410 97-310, 1 Pages, 1997/09

PNC-TN8410-97-310.pdf:5.43MB

本報告書は、アスファルト固化処理施設で発生した火災・爆発事故の原因究明に係わる各種解析評価作業の一環として実施したセル換気系排気ダクトにおける圧力伝播解析の結果と、本解析に使用する換気系爆発解析コードEVENT84による解析の信頼性の確認を目的として実施した検証計算の結果をまとめたものである。検証計算では、原研で実施したセル換気系実証試験の試験データとEVENT84による解析結果との比較・検証を実施し、安全側の解析結果が得られたことでEVENT84の信頼性を確認した。アスファルト固化処理施設のセル換気系排気ダクトにおける圧力伝播解析では、事故時の爆発規模の推定を目的として、当該ダクトの破損状況とダクト各部の圧力解析結果の照合を実施した。その結果、ダクトの破損状況を定量的に説明するには至らなかったが、一番損傷の大きいダクト下流側での局所的な圧力上昇は起こり得ることが分かった。

報告書

ASP施設クレーンレールの熱変形解析; アスファルト固化処理施設内クレーンレールの受梁の熱変形に係る弾塑性解析

大森 栄一

PNC-TJ8124 97-011, 62 Pages, 1997/08

PNC-TJ8124-97-011.pdf:1.66MB

アスファルト固化処理施設内のクレーンレール受梁は火災・爆発事故に伴い変形(残留歪)を生じており、爆発後のドラム火災による熱影響と推定している。クレーンレール受梁の残留熱変形解析を行い、現場の変形状態と比較することによって燃焼したアスファルト固化体本数を推定する。本解析作業では、火災想定ドラム本数、火災想定ドラム位置、除熱条件、クレーンレール支持条件をパラメータとした熱過渡解析及び熱弾塑性解析を行った。以下に、解析により得られた知見を示す。(1)熱過渡解析・火災想定ドラムとして同時に2本を想定した熱流束を設定すると、金属温度は約1250度Cに達し鉄の融点(約1300度C)ほぼ等しい温度となる為、2本同時の火災は発生していないと判断する。また、受梁の熱伝達率として5kcal/m2度Cと10kcal/m2度Cの結果を比較すると、最高温度で約8%の差異を生ずるが、熱伝達率を2倍にしても最高温度に与える影響は少ないことが分かった。(2)熱弾塑性解析・北側クレーンレールについては、実測値(上方へ変位)が60mm変形しているのに対して、解析では最小35.6mm、最大186.6mmの解析結果が得られており、残留変形の傾向もほぼ一致する。一方、南側クレーンレールについては、実測値(水平方向へ変位)が約100mm変形しているのに対して76.4mmの解析結果が得られたが、同時に上方へ251.8mm変形する結果となっており実現象を解析では十分模擬出来なかった。

論文

Study for the applicability of interface level gauge with ultrasonic sensor for the mixer-settler at the reprocessing plant

大森 栄一; 菊池 孝; 清水 甫

Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00

東海再処理工場では、抽出器(ミキサ・セトラ)の有機相・水相界面の検出として、静電容量式の界面計を現在使用している。この方式による界面検出は、溶液中のスケールや第三相等による伝導性のエマルジョンの発生によって正確な界面検知が困難となる場合がある。このため、伝導性のエマルジョンの影響を受けない超音波界面計について東海工場への適用性の検討を行っている。超音波界面計の部分モデルを製作し、性能確認試験と照射試験を行った。性能確認試験では所定の性能を有していることを確認できた。照射試験では1$$times$$109red(1$$times$$107Gy)の耐放射線性を有することを確認した。

論文

再処理施設安全評価用基礎データの調査・検討・分析・評価

野村 靖; 岡田 幸衛*; 小幡 祐司*; 中山 忠和*; 田辺 安雄*; 西尾 軍治; 三谷 鉄二郎*; 倉重 哲雄*; 鈴木 賢一*; 杉山 俊英*; et al.

日本原子力学会誌, 33(4), p.318 - 328, 1991/04

再処理施設の事故時安全性評価を行うために必要となる、火災、爆発、臨界事故等の事故時における放射性物質の放出率、フィルタ透過率等の移行挙動に関する各種基礎データを調査し、安全裕度を分析・評価した。調査対称としては、米国及びわが国において標準的に用いられているANSI推薦の基礎データとし、これらの値の導出根拠を元の文献に立ち返って調査することとした。また、これに関連して最近公開されたデータを記載した報告書もできるだけ調査対象とした。これにより、従来、安全側の評価を与えるとされてきたANSI推薦値の安全の度合を明らかにし、より適切な安全裕度を有する基礎データの提案を行うようにした。本資料は、原研が(財)原子力安全研究協会に委託して「再処理施設安全評価用基礎データの調査」専門委員会の下に設置したワーキンググループによる2年間にわたる調査・検討の成果をまとめたものである。

報告書

ガラス固化体パッケージ評価試験成果報告書

樫原 英千世*; 安藤 久隆*; 大森 栄一; 河津 和人*; 佐々木 憲明

PNC-TN841 85-43, 88 Pages, 1985/10

PNC-TN841-85-43.pdf:1.82MB

高レベル廃液ガラス固化プラントにて製造するガラス固化体パッケージの諸特性を評価する。 ガラス固化体パッケージの仕様の概説,基本特性の解析及び諸特性の実験結果をとりまとめた。内容は,1)固化体の基本特性計算,2)固化体の諸特性評価試験である。 1)では固化体の発熱量,$$gamma$$線強度,中性子線強度を計算している。2)ではガラスの注入実験による実測値を参考にし,実ガラスの温度変化を計算し,さらに,クラックによるガラス固化体実効熱伝導率の変化を実測により評価している。ガラス注入時のキャニスター変形量及び残留応力についても実測を行った。更に落下試験により落下時の挙動を把握した結果もまとめた。ガラス中のクラックについては,冷却条件や落下条件による相違を実験を通して把握した。また,キャップ溶接についても実験を通じて健全性を確認した。

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