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論文

Development of human resource capacity building assistance for nuclear security

野呂 尚子; 中村 陽; 平井 瑞記; 小林 直樹; 川太 徳夫; 直井 洋介

Modern Environmental Science and Engineering, 3(5), p.309 - 313, 2017/05

核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)の核セキュリティ・トレーニングのカリキュラム開発手法を紹介する。なかでも、2015年にIAEAの輸送セキュリティに関する国際コースをホストしたが、その際のISCNによるコース開発への貢献について紹介する。

論文

Development of human resource capacity building assistance for nuclear security

野呂 尚子; 中村 陽; 平井 瑞記; 小林 直樹; 川太 徳夫; 直井 洋介

Proceedings of 18th International Symposium on the Packaging and Transport of Radioactive Materials (PATRAM 2016) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/09

核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)の核セキュリティトレーニングカリキュラム開発手法を紹介する。ISCNは、米サンディア国立研究所等の国際的なパートナー機関との協力で自身のトレーニング実施能力構築を行ってきた。2015年にはIAEAの輸送セキュリティに関する国際コースをホストしたが、その際のISCNによるコース開発への貢献について紹介する。

論文

原子力安全文化と核セキュリティ文化の対比; 類似性と相違

川太 徳夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 7 Pages, 2015/12

核セキュリティは、9.11(2001)の米国同時多発テロ以降、広く国際社会で取り上げられ、また東日本大震災以来、原子力プラントに対する現実の重大な脅威として議論されるようなった。国際原子力機関(IAEA)は、核セキュリティ・シリーズの中で核セキュリティに係る勧告文書(INFCIRC/225/Rev.5, NSS13)を示し、このなかで核セキュリティ文化醸成の必要性を強調している。核セキュリティ文化については、種々の講演会、イベントで頻繁に議論される。核セキュリティ分野の担当者は、原子力安全分野に関係が深いこともあり、原子力安全文化と核セキュリティ文化との関連性がしばしば議論されることが見られる。本稿では、核セキュリティと原子力安全の関連性を整理し、双方の文化に対する考え方の類似性と相違、原子力事故に対する各の文化への教訓等を考察し、両者のより深い理解に資することを目的とした。

論文

保障措置訓練コース向上のための研修効果評価

奥村 由季子; 中村 陽; 川太 徳夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2015/01

日本原子力研究開発機構の核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)では今までトレーニング毎に受講者へアンケートを求めていたが、明確な評価方法に基づいて研修効果を測定はしてこなかった。そこで、研修効果測定におけるドナルド・カークパトリックの4段階の指標をもとに、ISCN独自の評価手法を作成し、4月から試験的に運用することとなった。本発表は、カークパトリックの4段階に関する一般的な調査をもとに、いかにしてISCN独自の評価手法を作成したか紹介するものである。その上で、2014年にマレーシアで実施した追加議定書に関するセミナー及びワークショップにおいて、得られた定量的な評価から、各コースに関して如何なる結論が導き出され、いかなる改善が必要であるか、浮き彫りとなった点について論じる。

論文

Development of the training tools for nuclear security; Physical Protection Exercise Field (PPEF) and Virtual Reality (VR) training system

川太 徳夫; 若林 修二; 花井 祐; 山口 康雄; 野中 信之; Scharmer, C.*

Proceedings of International Conference on Nuclear Security; Enhancing Global Efforts (CD-ROM), 10 Pages, 2014/03

原子力機構のISCNは、2010年4月にワシントン核セキュリティサミットで示された日本の声明を実現するべく、アジアの新興原子力発電国での核セキュリティを強化するために、効果的なトレーニングを提供している。これらの活動の一環として、ISCNは体験型、インタラクティブなレッスンを実施するトレーニングツールであるPP実習フィールドとVRシステムを開発してきた。これらの二つの施設は相互に補完し、教室での授業に加えて、実際の体験を通じてより深い理解に貢献している。ISCNは2012JFYから、本格的なトレーニングを開始し、これら二つの施設は、国内及び海外の国から450名以上の研修者・見学者を受けいれた。本論文では、これらの2つの施設や核セキュリティを教えるためにそれらを使用する研修プログラムの基本的な概念とアウトラインを示す。

論文

SSACトレーニングコースの実施概要

岩井 尚文; 栗林 敏広; 川太 徳夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第34回年次大会論文集(インターネット), 4 Pages, 2013/10

日本原子力研究開発機構の核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)では、核不拡散に対する日本の取組や経験を活かして、IAEAが実施する国際的な保障措置活動を支援するために、主にアジア諸国を対象とした国内計量管理制度(SSAC)トレーニングコースを国の補助事業として実施している。本コースでは、「保障措置の政策・規制にかかわる政府関係者」、「計量管理にかかわる事業者」等を対象に、SSACの構築・維持に必要な事項につき講義と実習を行うとともに、施設見学や被爆地訪問の機会を提供している。ここでは、ISCNにおけるSSACトレーニングコースの実施概要について述べる。

論文

核物質防護実習フィールドの概要

川太 徳夫; 若林 修二; 内藤 愛策

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 6 Pages, 2012/10

日本原子力研究開発機構の核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)では、アジア地域などの新興の原子力発電利用国における「核セキュリティの政策・規制にかかわる政府関係者」、「核物質防護(PP)設備の計画立案・運営にかかわる事業者」、「PP設備の設計・保守担当者」、「PPにかかわる警備担当者」等がPPにかかわる実習を行える設備を整備した。2012年4月よりISCNの供するPPトレーニングに利用され、国内の原子力事業者,規制当局の研修に期待されている。本設備は、実際のPP設備において使用している「防護フェンス」、「センサー」、「カメラ」などの基本的な防護設備・機器を設置し、効果的かつ実践的な実習を行うことを目的としている。ここでは、核物質防護実習フィールドの概要について述べる。

論文

ロシア余剰核兵器解体プルトニウム処分の現状と日本の協力; バイパックMOX燃料協力の10年を振り返って

舟田 敏雄; 川太 徳夫; 千崎 雅生

日本原子力学会誌, 50(11), p.711 - 715, 2008/11

米露「余剰核兵器解体プルトニウム処分協定」が2000年9月に合意されてから約8年が経過し、ロシアの処分シナリオは、2007年11月の米露共同声明で、従来の軽水炉(VVER-1000)による処分から、原子力機構がロシアと共同研究を進めてきたバイパック燃料高速炉オプション(運転中のBN-600と建設中のBN-800を用いる処分)へと大きく方向を転換した。一方、米国では軽水炉を用いる処分を堅持し、2007年8月、仏アレバの技術を導入してウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料製造施設の建設を開始するなど、ようやく実施への動きが見えてきた。本稿では、米露協議を巡る状況の変化と協議経過を辿るとともに、1999年以来、原子力機構がロシアの研究所と進めてきたバイパックMOX燃料を用いた処分協力の10年を振り返って、高速炉オプションの選択への過程と今後のロシア解体プルトニウム処分協力の行方について述べる。

論文

ロシア解体プルトニウム処分の現状と見通し

川太 徳夫; 矢野 総一郎

核物質管理学会(INMM)日本支部第27回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2006/00

ロシア解体プルトニウムは、米露の核兵器の軍縮により発生した副産物であり、核拡散の重大な脅威となっている。米露は、2000年協定によって両国とも34トンを下回らないプルトニウムの処分に合意した。日本をはじめG7諸国は、これに協力するため処分シナリオとして軽水炉(MOXペレット燃料),高速炉(MOXバイパック燃料)で燃焼処分を行うことを軸に検討を進めてきたが、処分に必要とされるコストがG7諸国が拠出を表明している資金の3倍以上になることから、実際の処分は行き詰っている。原子力機構は解体プルトニウムを原料としたMOXバイパック燃料を高速炉BN600で燃焼するBN600バイパック燃料オプションを実現するためこれまで培ったプルトニウム利用技術,高速炉技術をもとに、この10年間にわたり技術協力を続けてきた。このオプションの技術的成立性については、ロシア研究所との幾つかの共同研究によって確認した。このオプションは低コストでかつ早期処分開始ができる手法であるため、昨今米露は軽水炉オプションに先んじてこれを先行処分として実施の加速を図ろうとしている。この報告ではBN600バイパック燃料オプションの進捗状況とロシア解体プルトニウムの全体処分計画の動向について説明する。

論文

Study of In-Pile Test Facility for Fast Reactor Safety Research: Performance Requirements and Design Features

野中 信之; 川太 徳夫; 丹羽 元; 近藤 悟; 前田 清彦

Proceedings of ENS Class 1 Topical Meeting; Research Facilities for the Future of Nuclear Energy, p.512 - 52, 1996/00

FBR実用化に向けての安全研究課題を解決するための手段としてのSERAPH計画では,施設に関わる主要技術の基礎的な研究開発に基づき,高い試験能力を有する新たな炉内試験施設の概念構築を進めてきた。本報告では,実用化のための安全研究重点3課題の試験目的,炉内試験施設として具備すべき施設性能を示し,これを成立させる施設概念の主な設計上の特徴を述べると共に施設概念の成立性に関わる主要な要素技術についてR&Dの状況を報告する。これにより,原子力開発に参画する各国の専門家のSERAPH計画に対する理解を図るともに,今後の研究開発・検討に対し適切な技術コメントを得る。

論文

Evaluation of neutronic characteristics of in-pile test reactor for fast reactor safety research

宇都 成昭; 大野 修司; 川太 徳夫

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00

動燃では,高速増殖炉(FBR)の実用化を目指した安全研究の一環として,既存の過渡試験炉の試験遂行能力を上回るインパイル試験炉の概念検討を進めている。そこで本研究では,試験ニーズを充足するための駆動炉心核設計への要求条件の整理,広範なサーベイ計算に基づくこれら要求条件を満足する炉心構成材料の適切な取り合わせの選定,及び選定された炉心の核的評価を行った。定常状態から速パルスまで広範な出力運転モードを実現し,大型ピン束試験体を装荷した場合でもFBRの平坦な出力分布特性の模擬性を損なわない炉心構成材料として,燃料にBeO希釈型PuO2-BeO (BeO希釈率95v/o),冷却材に体積率30%程度のD 2Oを用いるが適切であることを示した。この選定された炉心の核的性能評価を行ったところ,燃料,被覆管,冷却材の温度制限,冷却材への熱流速制限の下で,試験燃料の破損・溶融に十分なエネルギー投入が達成され,

報告書

FBR安全性炉内試験計画(SERAH計画)の検討

丹羽 元; 川太 徳夫; 家田 芳明; 佐藤 一憲; 大野 修司; 宇都 成昭; 宮原 信哉; 近藤 悟; 上出 英樹; 山口 彰; et al.

PNC-TN9410 94-154, 317 Pages, 1995/03

PNC-TN9410-94-154.pdf:13.66MB

FBR安全性炉内試験計画(SERAPH計画)の検討は昭和62年後半から開始され、既に、その必要性、及び施設概念の検討結果に関して、原子力安全委員会、FBR安全研究専門委員会などへの報告を通して、内外の専門家から多くの意見や提案を得ている。これらの意見を踏まえて、これまでに、以下のような観点で試験の必要性及び施設概念の検討を行った。(1) SERAPH計画とその他の安全研究を全体的に統合することによって、SERAPH計画がFBRの実用化に対して果たし得る貢献の明確化を図る。(2)炉心損傷防止や影響緩和に関するサクセスシナリオを実証することによって実用化を促進するような安全研究の課題のうち、SERAPH計画に取り込むべきテーマを幅広く検討する。(3)個々の試験の内容や試験施設の仕様の妥当性、十分性を検討する。(4) SERAPH施設の成立性に係わる主要な要素技術について、それぞれが整合性を持つような概念を検討する。(5)各要素技術について、それぞれの性能向上を図ることにより、試験の要求条件を技術的に成立させる上での裕度を確保する一方、それらの性能を保証するための基礎的な研究の計画を具体化する。これまでの検討から、以下の結論が得られた。FBRの実用化段階において高水準の安全性を達成するために求められる安全確保の考え方と目標の設定を行った。その達成に必要な安全研究課題を摘出し、その研究手段のひとつとしてSERAPH計画を位置づけた。受動的安全特性を活用した炉心損傷への拡大防止,炉心損傷の早期終息、再臨界の排除等に重点を置いて幅広く試験の必要性の検討を行い、従来の検討成果を含め、全体的試験計画の形にまとめた。これらの試験研究、及び関連して進められるR&Dなどから取得される知見を総合すれば、上で述べた実用炉における安全性の目標が達成できるものと期待できるが、その達成のためには、特に、本計画で提案した炉内試験計画の推進が不可欠である。施設検討においては、概念設計研究を通じて駆動炉心構成を改良することにより、各要素技術の整合性を考慮したリファレンス炉心の概念が得られた。提案された各試験テーマについて、それぞれの要求条件に対する充足度の評価を行い、施設概念の基本的成立性の見通しを得た。性能保証のための基盤技術開発の端緒として、燃料ペレットの試作を行い、その製造可能性について目途が得られた。

報告書

新型転換炉実証炉核設計コードの計算精度解析,3; SUS制御棒反応度,重水中ボロン反応度及びキセノン反応度

川太 徳夫*; 若林 利男*

PNC-TN9410 89-114, 140 Pages, 1989/08

PNC-TN9410-89-114.pdf:4.99MB

DCA実験データ,「ふげん」起動試験及び運転実績データに基づいてWIMS-ATRコードによるSUS制御棒反応度価値,重水中ボロン反応度及びキセノン反応度の計算精度解析を実施した。本検討で得られた主要な結果を以下に示す。1)WIMS-ATRとLAYMON-2AコードによるDCAPu-U2領域炉心のチャンネル出力分布の計算精度の解析結果より、チャンネル出力分布のRMSは4.8%,径方向ピーキング係数の相対誤差は+2.1%である。2)WIMS-ATRとLAYMON-2AコードによるDCA炉心のSUS制御棒反応度の計算精度の解析結果より、SUS制御棒反応度の計糞誤差は-5.9%であり、計箕誤差である+20-10%(C/E-1)以内である。3)WIMS-ATRとLAYMON-2Aコードによる"ふげん"起動試験実績データに基づく重水中ボロン反応の計箕精度の解析結果より、重水中ボロン反応度の計算誤差は-2.2%$$sim$$+7.9%であり、設計誤差である+-10%以内である。4)WIMS-ATRとLAYMON-2Aコードによる"ふげん"運転実績データに基づくキセノン反応度の計算精度の解析結果より、キセノン反応度の計算誤差は-12.0%$$sim$$+14.7%であり、設計誤差である+-20%以内である。

報告書

新型転換炉実証炉核設計コードの計算精度解析(II); 制御棒反応度価値及びDCA出力分布

川太 徳夫*; 小綿 泰樹*; 若林 利男*

PNC-TN9410 88-109, 171 Pages, 1988/08

PNC-TN9410-88-109.pdf:9.91MB

DCA制御棒挿入炉心実験データ及び「ふげん」起動試験実績データに基づいて、WIMS-ATRコードによる制御棒反応度価値及びチャンネル出力分布の計算精度解析を実施した。本検討で得られた主要な結果を以下に示す。(1)METHUSELAH-2コードと比べWIMS-ATRコードは制御棒反応度価値を4%$$sim$$9%大きく評価する傾向を示す。(2)拡散係数としてセル定数を使用した"新"吸収面積法を使用すればWIMS-ATRコードによる制御棒反応度価値の計算精度は-6%$$sim$$+8%であり、$$pm$$10%の設計誤差で十分と考えられる。(3)マルチセル計算手法は非均質の核定数を使用すれば$$pm$$5%程度の計算精度で制御棒反応度価値を計算することが可能と思われ、設計バックアップ手法として適宜使用することが望ましい。(4)WIMS-ATR/LAYMON-2Aコードによるチャンネル出力分布の計算誤差はRMSで2$$sim$$3%であり、実験値とよく一致している。

報告書

「ふげん」の低出力時における制御棒引抜き解析

小坂 一郎*; 川太 徳夫*; 若林 利男*

PNC-TN9410 88-101, 154 Pages, 1988/07

PNC-TN9410-88-101.pdf:5.33MB

(目的)チェルノブイル事故以降低出力時における原子炉の過渡変化が注目されている。このため「ふげん」の低出力時における制御棒引抜き解析を実施した。(方法)核熱結合一点近似動特性解析コード(EUREKA-2)を用いて、「ふげん」の低出力時での制御棒引抜き解析を行った。(結果)解析から次の事が明らかになった。(1)添+相当事象として観た場合、燃料エンタルピー(非断熱)の最大値は約27Cal/gと小さな値である。(2)スクラム第一信号を無視し、第二信号スクラムとした場合であっても、原子炉は大きなボイド反応度投入前にスクラムされ、過渡変化に与えるボイド反応度の影響は小さい。(結論)解析の結果、設計基準内ではボイド反応度の影響は小さく、反応度投入事象評価指針の判断基準を十分満たす事が確認された。

報告書

新型転換炉核設計コードの計算精度解析

川太 徳夫*; 若林 利男*

PNC-TN9410 88-097, 283 Pages, 1988/07

PNC-TN9410-88-097.pdf:20.37MB

新型転換炉実証炉合理化炉心の炉心設計コードであるWIMS-ATR/LAYMON-2Aコードを用いて「ふげん」第1$$sim$$第8サイクルの実績データに基づく計算精度解析を行った。本研究で得られた主要な結果を以下に要約する。(1)「ふげん」タイプA燃料装荷炉心(第1$$sim$$第3サイクル)の運転実績データに基づく計算精度評価(a) 出力分布の計算誤差はセグメント出力のRMSで3.0%$$sim$$3.9%、チャンネル出力のRMSで1.1%$$sim$$1.9%であり、比較的よく一致する。(b)出力ピーキング係数の計算誤差はチャンネル出力ピーキング係数の相対誤差で-0.9%と0.1%$$sim$$よく一致するが、ホッテストセグメント出力の相対誤差は-4.0%$$sim$$-0.7%と精度が低下する。これは軸方向分布の一致性が悪いためである。(c)臨界固有値は0.982$$sim$$0.992%の範囲にあり、Keff実績値〔1.0〕に対し約1.8%$$Delta$$k過小評価したものとなっている。(d)PCM読み値の計算誤差は相対誤差で3.6%$$sim$$5.2%であり、比較的よく一致する。(e)WIMS-ATRコードはMETHUSELAH-2コードと比較して出力分布RMS(特にチャンネル出力分布RMS)、チャンネル出力ピーキング係数及びPCM読み値の計算精度は向上していると言える。しかし、ホッテストセグメント出力に関しては精度が低下しているこれは軸方向分布の一致性がMETHUSELAH-2コードよりも低下しているためと考えられる。(2)「ふげん」タイプB燃料装荷炉心(第4$$sim$$第8サイクル)の運転実勢データに基づく計算精度評価 (a)出力分布の計算誤差はセグメント出力のRMSで3.6%$$sim$$4.9%、チャンネル出力のRMSで1.1%$$sim$$2.8%であり、タイプA炉心と比べ誤差が1%程大きくなる傾向を示す。

報告書

核計算コードWIMS-ATRの精度向上

福村 信男*; 川太 徳夫*; 小綿 泰樹*

PNC-TN9410 88-072, 162 Pages, 1988/06

PNC-TN9410-88-072.pdf:11.7MB

(目 的)ATR実証炉の核設計に用いられている核計算コードWIMS-ATRの精度向上の一環として冷却材ボイド反応度の解析精度の向上を、拡散係数の導出手法を詳細化することにより達成する。(方 法)WIMS-ATRコードに組み込まれている拡散係数導出手法は、格子内を3領域のみに分割し衝突確率を求めBonalmiの理論にもとずき導出しているが、この場合の衝突確率を定義式にもとずき領域毎に正確に解き拡散係数を導出する。(結 果)正確な手法により求めた拡散係数を用い、DCA臨界実験の結果および「ふげん」起動試験時の結果について検証したところ下記の結果が得られた。(1) 拡散係数の値は従来の手法に比べ大きくなり、特に高ボイド率および高速群で顕著である。(2) 冷却材ボイド反応度の核計算誤差は、DCA体系で0.2%$$Delta$$k、「ふげん」の起動試験体系で、0.07%$$Delta$$kとなり改良前の約1/2となった。(結 論)拡散係数の導出手法を正確に行うことにより、体系からの漏洩効果を精度よく評価することが可能となり、これにより冷却材ボイド反応度の計算精度が大幅に向上した。

報告書

EUREKA-ATRコードの検証 :SPERT-III・E炉心実験の解析

小坂 一郎*; 川太 徳夫*; 若林 利男*

PNC-TN9410 88-057, 167 Pages, 1988/06

PNC-TN9410-88-057.pdf:6.71MB

(目的)核熱水力結合3次元動特性解析コードEUREKA-ATRの解析の妥当性を評価する。(方法)低濃縮酸化ウラン燃料を使用したSPERT-3・E炉心における反応度添加実験(米国アイダホ州で1965$$sim$$68年に実施)の解析を行う。(結果)SPERT-3・E炉心で行われた低温大気圧実験・高温実験・高温出力実験の広範囲に及ぶ初期運転状態における暴走出力実験を解析した。解析の結果、EJREKA-ATRによる計算結果と実験値は、暴走最大出力・暴走エネルギー・フィードバック反応度及び被覆管表面温度データについておおむね実験誤差範囲内で一致した。(結論)SPERT-3実験解析によってEUREKA-ATRコードの妥当性が確認された。これによって本解析コードを様々な解釈に使用していける。

報告書

ATRにおけるGd入り燃料利用特性評価

福村 信男*; 川太 徳夫*; 若林 利男*

PNC-TN9410 88-030, 87 Pages, 1988/02

PNC-TN9410-88-030.pdf:11.3MB

(目的)ATR炉心にガドリニア入り燃料を用いた場合の冷却材ボイド反応度の低減効果を定量的に評価し、その現象解明を行う。(方法)重水臨界実験により精度評価された核特性解析コードシステムWIMS-CITATIONを用い、ATR炉心でのガドリニア入り燃料の最適効果を冷却材ボイド反応度の低減量より評価する。(結果)ガドリニア濃度、ガドリニア入り燃料棒本数およびガドリニア入り燃料棒の集合体内配置をパラメータとして冷却材ボイド反応度の低減量を最大にする最適パラメータを決定した。この結果36本燃料集合体の内・中間層にガドリニア濃度5W/Oのガドリニア入り燃料棒本数各3本を配置すると燃焼末期(24GWD/T)でも冷却材ボイド反応度を負の値にできることが判明した。(結論)冷却材ボイド反応度が正になりやすいATR型炉心でも、バーナブルポイズンとして有効なガドリニア入り燃料棒を効果的に燃料クラスタ内に配列することにより、燃焼期間を通じて冷却材ボイド反応度を常に負の値にする解が得られた。

報告書

Mox fuel utilization in ATR

下村 和生*; 川太 徳夫*

PNC-TN3410 87-010, 60 Pages, 1987/12

PNC-TN3410-87-010.pdf:1.05MB

(目的)ATRにおけるMOX燃料利用実績を海外の原子力開発関係者に対して紹介する際のベース資料とする。(結果の概要)既に公表されている文献のなかから,ATRのMOX燃料利用特性及び原型炉「ふげん」におけるMOX燃料利用実績についてとりまとめた。ATRの役割及びMOX利用特性については,参考文献(動燃職員作成)をベースとして62年6月22日に原子力委員会から出された「原子力開発利用長期計画」の位置付けを加えた。また,「ふげん」のMOX燃料利用実績については,最近の実績データを加えてとりまとめた。(評価)今後,増加すると予想される海外の原子力開発関係者との打合時におけるATRのMOX燃料利用に係る紹介,討議に使用できる。

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