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論文

Development of laser beam injection system for the Edge Thomson Scattering (ETS) in ITER

谷塚 英一; 波多江 仰紀; 水藤 哲*; 小原 美由紀*; 萩田 浩二*; 井上 和典*; Bassan, M.*; Walsh, M.*; 伊丹 潔

Journal of Instrumentation (Internet), 11(1), p.C01006_1 - C01006_12, 2016/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:66.58(Instruments & Instrumentation)

In the ITER Edge Thomson Scattering, the penetration in the port plug allows the laser beams to be injected into the plasma. The penetration has to be as small as possible to reduce neutron streaming from the plasma-side. In ITER, multiple laser systems are needed for high availability of Thomson scattering diagnostics. A new type of beam combiner was developed to obtain collinear, i.e. smallest footprint because of the common path, and fixed polarization from multiple laser beams using a rotating half-wave-plate. The rotating half-wave-plate method does not induce misalignment even if the rotating mechanism defects. The combined beam is injected into plasma and is absorbed at the beam dump. The beam alignment system was designed to hit the laser beam onto the center of the beam dump. The beam position at the beam dump head is monitored by multiple alignment laser beams which are collinear with the diagnostic YAG laser beam and an imaging system installed outside the diagnostic port.

報告書

ITER用真空容器の製作技術開発と成果

中平 昌隆; 柴沼 清; 梶浦 宗次*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 武田 信和; 角舘 聡; 田口 浩*; 岡 潔; 小原 建治郎; et al.

JAERI-Tech 2002-029, 27 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-029.pdf:2.04MB

ITER工学設計活動(EDA)において、日本,ロシア,アメリカによる国際協力の下、真空容器製作技術の開発を進めた。開発では、実規模の真空容器セクタモデル及びポート延長部の製作・試験により、真空容器製作・組立技術に関する重要な情報として、製作時及び現地組立時の溶接変形量,寸法精度と許容公差を得た。特に、真空容器セクタの製作時及びセクタ間の現地溶接時における寸法公差$$pm$$3mmと$$pm$$10mmを達成し、要求値である$$pm$$5mmと$$pm$$20mmをそれぞれ満足した。また、遠隔溶接ロボットによる作業性の確認を行った。本報告では、厚板で変形を抑えるための溶接方法や、セクター間現地溶接部の溶接技術及び遠隔溶接技術など真空容器製作技術開発のプロジェクトを通じて得られた製作,組立技術の開発成果について報告する。

報告書

アルコール廃液処理装置の製作・試験に係る研究

藤沢 盛夫*; 小原 潔*; 新田 和彦*; 市井 爾郎*; 中田 栄寿*

JNC-TJ9410 2001-003, 432 Pages, 2001/08

JNC-TJ9410-2001-003.pdf:80.1MB

本成果報告書は、核燃料サイクル開発機構殿が御計画中のアルコール廃液処理試験装置の製作・試験に係る研究の成果についてまとめたものである。高速実験炉「常陽」では、放射性物質を含むアルコール廃液がタンクに貯留されている。このアルコール廃液は、現在の設備では処理して排出することができないことから、現状で約5m3貯留されており、その貯留量が年々増加していることからこれを分解等の方法で処理する必要がある。本年度は、昨年度の概念設計で実施した触媒酸化法による検討結果に基づき実機を模擬した試験装置を製作し確証試験を行った。また、他の要素技術に関して調査試験を行い、実機へ適用可能な処理方法を検討した。その結果、下記を明らかにした。(1)アルコール廃液処の処理装試験装置での確証試験1.アルコール濃度80%の模擬廃液では目標である1.25l/hの処理能力を得られたが、アルコール濃度20%の模擬廃液では目標の処理能力は得られなかった。2.実機装置の規模で必要となる最高温度350$$^{circ}C$$を維持する高温配管を配置すると、装置をアルコール廃液タンク室(A-106)に配置することは困難であった。(2)要素技術の調査試験1.廃液中のナトリウムは、炭酸塩として分離、除去可能であることを確認した。2.薄膜乾燥機により廃液中の固形分を除去可能であり、実機に適用可能である見通しが得られた。(3)アルコール廃液処理装置に係わる基本設計基本設計では、薄膜乾燥機による蒸発・乾燥処理を基本として以下内容を検討し、既設のアルコール処理装置の一部を改造することによって処理が可能となる見通しを得た。・構成機器、系統・処理能力・発生廃棄物の性状・化学処理工程火災・爆発に係る安全性・機器配置

論文

Mechanical characteristics and position control of vehicle/manipulator for ITER blanket remote maintenance

角舘 聡; 岡 潔; 吉見 卓*; 田口 浩*; 中平 昌隆; 武田 信和; 柴沼 清; 小原 建治郎; 多田 栄介; 松本 泰弘*; et al.

Fusion Engineering and Design, 51-52(1-4), p.993 - 999, 2000/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:43.49(Nuclear Science & Technology)

ブランケットを保守する遠隔機器は、高い放射線環境下で大重量・大型の炉内機器を安定にかつ、高い位置・姿勢精度でハンドリングする遠隔技術が要求される。これまで、4トンの可搬性能を有する実規模ブランケット遠隔保守システムの構造・機構設計及び製作・試験を実施し、重量物を安定に、かつ高い設置精度で取り扱う基本要件を満足するブランケット交換を実証した。本報では、ブランケット(4トン)の着脱動作時に生じる衝撃力を抑制する新しい制御手法を明示すると共に、本制御手法を実機に適用し、プランケット着脱動作時の急激な荷重変動をほとんどゼロに制御することが実験的に実証されたので報告する。

報告書

High $$gamma$$-rays irradiation tests of critical components for ITER (International Thermonulear Experimental Reactor) in-vessel remote handling system

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 田口 浩*; 伊藤 彰*; 小泉 興一; 柴沼 清; 八木 敏明; 森田 洋右; 金沢 孝夫; et al.

JAERI-Tech 99-003, 312 Pages, 1999/02

【本報告書は、諸般の事情により、全文ファイルの公開を取りやめています。】ITER(国際熱核融合実験炉)の工学R&Dにおいて、日本ホームチームが分担し、進めてきた遠隔保守装置用機器・部品の$$gamma$$線照射試験の結果と耐放射線性機器の現状について述べる。試験された機器・部品の総数は約70品目で、その仕様は市販品、市販品を改良・改質した機器、及び新規に開発した機器に分類され、高崎研究所の$$gamma$$線照射施設を使用して実施された。その結果、セラミック被覆電線によるACサーボモータ、耐放射線性ペリスコープ、CCDカメラが開発された他、高$$gamma$$線照射下で使用可能なITER用遠隔保守装置用機器・部品の開発が着実に進展した。

論文

Development of 15-m-long radiation hard periscope for ITER in-vessel viewing

小原 建治郎; 伊藤 彰*; 角舘 聡; 岡 潔; 中平 昌隆; 森田 洋右; 田口 浩*; 深津 誠一*; 武田 信和; 高橋 弘行*; et al.

Fusion Engineering and Design, 42, p.501 - 509, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.6(Nuclear Science & Technology)

ITERの炉内観察装置として、耐放性ペリスコープの開発を進めている。ペリスコープを構成する光学部品のガンマ線照射試験の結果、CeO$$_{2}$$を含有するアルカリバリウムガラスと鉛ガラス、合成石英によるレンズを製作し、長さ6mの耐放性ペリスコープを試作、照射試験を実施した。その結果50MGy照射後でも観察性能の低下がきわめて少ないことがわかった。この結果をもとに、ITERの実機サイズとして15m長の耐放性ペリスコープを製作し、長尺化に伴う光学的成立性の検証と、高温下での観察性能について試験した。また、ペリスコープの先端に取付ける走査用ミラー駆動機構の製作も進めており、単体試験終了後ペリスコープに取り付け総合試験を行う予定である。

論文

Development of radiation hardness components for ITER remote maintenance

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 伊藤 彰*; 八木 敏明; 森田 洋右

J. Robot. Mechatron., 10(2), p.121 - 132, 1998/00

国際熱核融合実験炉(ITER)の炉内環境は、強度な$$gamma$$線(~30kGy/h)環境にあり、ブランケット及びダイバータ等の保守・交換を行う遠隔保守機器には、高い耐放射線性が要求される。このため、ITER工学R&Dでは、10MGy~100MGyの耐放射線性を持つ遠隔保守装置用機器・部品の開発を目標に、$$gamma$$線照射試験を進めてきた。本件では、ITER計画の中で日本ホームチームが分担して進めてきた$$gamma$$線照射試験結果について報告する。

論文

Development of bore tools for blanket cooling pipe connection in ITER

伊藤 彰*; 岡 潔; 角舘 聡; 小原 建治郎; 田口 浩*; 多田 栄介; A.Tesini*; 柴沼 清; R.Haange*

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.921 - 924, 1998/00

原研では、ITER工学R&Dプログラムにしたがって、配管内アクセス型ブランケット冷却配管用溶接・切断ツール及び非破壊検査ツールの開発を実施している。各ツールにはITER特有の高耐放射線性及び曲がり配管内走行性が要求され、これらを満足するために、溶接・切断ツールには光ファイバを使用したYAGレーザー伝送、また非破壊検査ツールには電磁超音波探触子(EMAT)をそれぞれ適用している。現在までに、製作したそれぞれのツールを使用した配管内での動作・位置決め性能実証試験を実施し、その性能を確認することができた。また、非破壊検査ツール用に耐放射線性超音波探触子(UT)及びリークディテクタの試験も併せて開始した。本発表は現在までに行ったツール設計の概略並びに溶接・切断ツール及び非破壊検査ツールの試験結果について報告するものである。

論文

耐放射線性機器の開発

岡 潔; 小原 建治郎; 角舘 聡; 富永 竜一郎*; 赤田 民生*; 森田 洋右

プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.69 - 82, 1997/01

核融合炉の炉内保守システム、観察装置及び遠隔操作ツールなどは、ITER炉内機器の遠隔保守に用いられるもので、30kGy/hという強度なガンマ線環境に対して従来の技術ベースを大きく上回る耐久性が求められる。このため、ITER工学R&Dでは、これらの遠隔保守装置を構成する部品要素を対象に、10kGy/hの環境下で10MGy~100MGyを満足する耐放射線性を目標に、ガンマ線照射試験並びに機器開発を進めてきた。本件は、この内ACサーボモータ、計測素子、光学素子、潤滑剤及び絶縁材料についての開発の現状と今後の計画について述べる。

論文

Development of radiation hard CCD camera and camera control unit

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 中平 昌隆; 伊藤 彰*; 森田 洋右; 木村 正信*; 佐々木 奈美*; 荻野 修司*; 坂田 重義*; et al.

Proc. of 1997 RADECS Conf. Data Workshop (RADECS 97), 0, p.69 - 74, 1997/00

核融合実験炉(ITER)の炉内・炉外観察装置への適用を目的に耐放射線性CCDカメラの開発を進めている。第1段階の照射試験の結果では、標準型カメラの耐放性は約2kGyで、レンズの透過率減少とカメラヘッドの電気的特性の劣化が確認された。これらの結果を基に、第2段階では耐放性を高めるための方策として、(1)耐放性レンズ (2)電気的特性の劣化を補償するための機能(感度アップ、黒基準レベルと波形補正)をカメラヘッドをカメラコントロールユニットに取り付けた。本カメラは、現在高崎研の照射施設でガンマ線照射中であり、その効果の一部が確認されている。本会議では、これらの結果について報告する。

報告書

ITER真空容器用耐放射線性超音波探傷素子の開発

小泉 興一; 中平 昌隆; 岡 潔; 小原 建治郎; 伊藤 裕*; 森田 洋右; 多田 栄介

JAERI-Tech 96-041, 66 Pages, 1996/10

JAERI-Tech-96-041.pdf:2.6MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器はトリチウム閉じ込めの第1隔壁としての安全機能を要求される。このため炉の運転開始後も定期的に非破壊検査を行い隔壁の健全性を担保する必要があるが、10$$^{6}$$R/h以上の高放射線環境下が条件となるため、高放射線環境下で高い検出精度、安定性、耐久性を有する耐放射線検査素子の開発が必須である。この要請に基づき原研では10$$^{6}$$R/hの線量率条件下で10$$^{9}$$rad(10MGy)以上の耐久性を有する検査素子の設計・試作並びに性能評価試験を進めている。これらの開発作業の結果、上記条件下で10$$^{9}$$radまで安定した検出特性を有する2種類の超音波探傷素子の開発に成功した。本報告は、新規に開発した2種類の耐放射線性超音波探傷素子の構造設計の特徴とガンマ線環境下での性能評価試験結果を報告するものである。

報告書

Development of remote bore tools for pipe welding/cutting by YAG laser

岡 潔; 中平 昌隆; 角舘 聡; 多田 栄介; 小原 建治郎; 田口 浩*; 金森 直和*

JAERI-Tech 96-035, 47 Pages, 1996/07

JAERI-Tech-96-035.pdf:3.17MB

核融合炉実験炉において、炉内機器を交換保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。本報告では、従来までの一般的な手法であった配管の外側からのアクセスによる溶接・切断装置によらず、配管内からのアクセスによる溶接・切断を光ファイバー導光が可能なYAGレーザを用いることによて、曲率を持つ配管内を通過後、枝管を溶接・切断するシステムを提案し、要素開発を行った。まず、溶接・切断用加工ヘッドを製作し、基本パラメータの取得を行い、加えて、YAGレーザの基礎的な溶接・切断試験を行い、有効なデータベースを構築した。さらに本システムの有効性を炉内機器の1つであるブランケット冷却配管の溶接・切断に適用することで実証した。

報告書

Irradiation tests of critical components for remote handling system in gamma radiation environment

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 古谷 一幸; 田口 浩*; 多田 栄介; 柴沼 清; 小泉 興一; 大川 慶直; 森田 洋右; et al.

JAERI-Tech 96-011, 111 Pages, 1996/03

JAERI-Tech-96-011.pdf:5.9MB

核融合実験炉の炉内遠隔保守システムは、高ガンマ線照射下(平均3$$times$$10$$^{6}$$R/h)で使用される。このため遠隔保守システムを構成する多くの機器、部屋には、従来の原子力機器、部屋の持つ耐久性を大きく超えた強度(10MGy照射、100MGyを目標)が要求され、新たな耐放射線性機器、部屋の開発が求められている。本試験では、高崎研のガンマ線照射施設を利用し、平均1$$times$$10$$^{6}$$R/hの線量率下で10MGy照射の照射試験を実施した。その結果、新規に開発したモータやペリスコープ、高温下(250$$^{circ}$$C)で照射した電気絶縁材料としてのポリイミドに10MGy照射の耐久性が確認された。

報告書

Conceptual design studies of in-vessel viewing equipment for ITER

小原 建治郎; 岡 潔; 田口 浩*; 伊藤 彰*; 多田 栄介; 柴沼 清

JAERI-Tech 96-010, 29 Pages, 1996/03

JAERI-Tech-96-010.pdf:1.15MB

核融合実験炉(ITER)の炉内観察装置として、屈折式光学ペリスコープ方式と多関節マニピュレータによって走査されるイメージングファイバ方式について、その概要とITERへ適用する際の問題点について検討した。観察装置使用時の炉内環境は、高温、高放射線、真空あるいは不活性ガス雰囲気となるため、いずれの方式にも観察能力はもとより、極限環境下での耐久性が求められる。イメージファイバは対象への接近が可能であり、またペリスコープは構造が簡単で大きな視野が確保できるなど、それぞれに特徴を有するが、検討の結果、先端部にミラー駆動機構と照明装置を組み込んだ全長27m、外径約200mmのペリスコープが、当面、ITERの炉内観察装置として最適であると考えられる。

論文

Mockup test of rail-mounted vehicle type maintenance system for fusion experimental reactor

角舘 聡; 多田 栄介; 岡 潔; 村上 伸*; 田口 浩*; 堀江 誠; 小原 建治郎; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘

Fusion Technology 1994, Vol.2, 0, p.1411 - 1414, 1995/00

核融合実験炉では、DT燃焼時に発生する中性子によって炉内構造物は放射化させる。このため、炉内構造物の保守/交換は、遠隔操作で高精度/信頼性高く行われなければならない。これまで、ダイバータ保守用遠隔機器としてビークル型遠隔について縮小モデルによる設計概念の妥当性および収納展開機構の検証を行ってきた。実規模での保守性を検討するために本機器の基本構造体である1/1マニピュレータを試作し、機器のもつ機械的な特性試験およびダイバータ把持位置のセンシング試験を行い、各機構部位の剛性や固有振動数および繰り返し位置決め精度、センシング精度を明らかにした。本報では、試作した1/1ビークル型マニピュレータについて各機構部位の設計概念と機械的特性試験およびダイバータ把持位置のセンシング試験を行ったので、その結果について報告する。

報告書

Critical element development of standard components for pipe welding/cutting by CO$$_{2}$$ laser

岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 多田 栄介; 小原 建治郎; 金森 直和*; 田口 浩*; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘

JAERI-Tech 94-033, 20 Pages, 1994/11

JAERI-Tech-94-033.pdf:1.25MB

核融合実験炉での炉内機器を交換・保守する作業ではあらかじめそれらに付属する冷却配管を切断しなければならない。また、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業も必要である。これらの作業は、遮へい領域の確保と狭小なポートからのアクセスという観点から、新しい作業概念の適用が要求されている。本報告では、従来までの一般的な手法ではなく、配管内からのアクセスによる溶接・切断をCO$$_{2}$$レーザを使用することによって可能となったシステムを提案し、要素開発を行った。まず、溶接切断用加工ヘッドを製作し、基本パラメータの取得を行い加えてガンマ線環境下でのレーザ伝送実験を行った。さらに本システムの有効性を炉内機器の一つであるダイバータに付属する冷却配管に適用することで実証した。

報告書

Critical element study on autonomous position control of articulated-arm type manipulator

岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 多田 栄介; 小原 建治郎; 田口 浩*; 金森 直和*; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘

JAERI-Tech 94-022, 20 Pages, 1994/10

JAERI-Tech-94-022.pdf:0.87MB

核融合実験炉での炉内保守作業には、多関節型マニピュレータが、多目的に利用される。このマニピュレータを炉内全域にアクセスさせるためには、長い腕と多くの関節が必要となる。通常、マニピュレータを剛体とみなすことによって、位置制御を行うが、この場合、自重等のたわみによって、先端位置誤差が無視できない一種の柔軟体モデルとなる。本報告では、従来までの柔軟マニピュレータの位置制御に必要であった複雑な数字モデルを使用せず、通常の剛体モデルを基本とし、マニピュレータのたわみと関節のガタによる先端位置の誤差情報をニューラルネットワークによってあらかじめ学習しておき、補正を行うシステムを提案し、また、マニピュレータの縮小モデルに本制御法を適用することで有効性を実証した。

報告書

Critical element development of double seal door for tritium containment

金森 直和*; 角舘 聡; 岡 潔; 中平 昌隆; 田口 浩*; 小原 建治郎; 多田 栄介; 柴沼 清; 関 昌弘

JAERI-Tech 94-012, 17 Pages, 1994/08

JAERI-Tech-94-012.pdf:1.14MB

核融合実験炉においては、D-T運転に伴いブランケットなどの炉内構造物が放射化され、これらの構造物は真空容器のポートを利用して遠隔操作により分解組立や保守を行わなければならない。炉内構造物の保守時にトリチウムや放射化ダストの漏洩を防ぐめに、メンテナンスキャスクと真空容器のポートとの間に二重シール扉が不可欠である。二重シール扉の概念として、放物線軌道を有する新しい開閉機構を考案し、扉の開閉時におけるデッドスペースを従来のスライド式やヒンジ式に比べて飛躍的に縮小する設計を提案した。この設計概念に基づき、台形断面形状で面積約0.2m$$^{2}$$の縮小モデルを作成し、開閉動作及び放物線軌道の動作確認を行い、機構が正常に作動することを実証した。シール性については、ポリイミド製Oリングの照射効果を把握するために、10MGyまで照射したOリングのシール特性試験を実施した。

報告書

Irradiation tests of critical components for remote handling in gamma radiation environment

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 古谷 一幸; 田口 浩*; 多田 栄介; 柴沼 清; 大川 慶直; 森田 洋右; 横尾 典子*; et al.

JAERI-Tech 94-003, 73 Pages, 1994/08

【本報告書は、諸般の事情により、全文ファイルの公開を取りやめています。】最大10$$^{7}$$R/hと推定される、放射化された核融合実験炉の炉内機器の組立/保守作業は、すべて遠隔操作装置を用いて行われる。従って、遠隔装置を構成する各種機器、部品の耐放射線性の向上は、核融合実験炉用遠隔保守システム開発の主要な課題である。炉構造研では、高崎研のガンマ線照射施設を利用して、遠隔操作装置の主要構成機器であるACサーボモータ、ペリスコープ、潤滑剤、各種センサ、電線他について、~10$$^{6}$$R/hの照射線量率下で10$$^{9}$$rad以上の照射試験を実施するとともに、それら機器の耐放射線性の開発を進めている。本作業はITER工学R&Dの一環として行われたもので、本報告は、その途中経過についてまとめたものである。

報告書

Critical element development of standard pipe connector for remote handling

田口 浩*; 角舘 聡; 金森 直和*; 岡 潔; 中平 昌隆; 小原 建治郎; 多田 栄介; 柴沼 清; 関 昌弘

JAERI-Tech 94-002, 19 Pages, 1994/08

JAERI-Tech-94-002.pdf:1.17MB

核融合実験炉内の大型構造物であるブランケットモジュール、ダイバータモジュールの交換保守に際して、配管系を容易にかつ、迅速、さらに高い信頼性で着脱する手法の確立は重要な課題である。放射線環境下においてこれら作業は遠隔操作で行われる必要がある。この要請に応えるため配管継手方式には数々あるが、その中でクランプチェーン型継手に着目し、改良を加える方向で開発を進めてきた。配管呼び径80Aパイプに適応する継手を試作し、リーク試験、耐圧試験、着脱試験、着脱作業の再現性試験を実施し、実機適用性の見通しを得た。本報告書では、クランプチェーン型配管継手の詳細な設計及び基本特性試験の結果について記述する。

論文

Development of optical components for in-vessel viewing systems use for fusion experimental reactor

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 多田 栄介; 森田 洋右; 関 昌弘

Proceedings of SPIE, Vol.2425, 0, p.115 - 122, 1994/00

核融合実験炉用炉内観察装置の主要構成部品であるイメージファイバー、ペリスコープ、光学ガラス、反射鏡及び接着剤のガンマ線照射試験を行った。平均線量率1$$times$$10$$^{6}$$R/h、集積線量100MGyの照射は、実験炉の炉内線量率と一作業あたりの集積線量を想定したものである。試験の結果、試作した耐放射線性イメージファイバーとペリスコープの観察限界は照度8500lxにおいて、それぞれ12MGy及び20MGyであり、ペリスコープについては、標準仕様のものに比べ、2万倍もの耐久性を示した。これを可能にしたのは、先行して試験された光ガラス、反射鏡の結果であり、アルカリバリウムガラス、銅ガラス、石英ガラスそして窒化クロムコーティングした反射鏡の耐放射線性が実証された。接着剤ではポリエステル系に比べエポキシ系の方が耐放射線性に優れていることがわかった。

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