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論文

Current ramp-up scenario with reduced central solenoid magnetic flux consumption in JT-60SA

若月 琢馬; 鈴木 隆博; 林 伸彦; 白石 淳也; 井手 俊介; 高瀬 雄一*

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.144_1 - P5.144_4, 2015/06

We have investigated reduction of the CS flux required in the plasma current ramp-up phase using non-inductive current drive in JT-60SA with an integrated modeling code suite (TOPICS). JT-60SA will be equipped with various types of neutral beams different in the beam trajectories and energies (85 keV and 500 keV). We have made a scenario in which the plasma current is ramped up from 0.6 MA to 2.1 MA in 150 s with no additional CS flux consumption by overdriving the plasma current ($$I_{rm NI} > I_{rm p}$$, $$I_{rm NI}$$ : non-inductively driven current and $$I_{rm p}$$ : plasma current) with neutral-beam-driven and bootstrap current. In order to achieve the current overdrive condition from 0.6 MA, the current drive by the lower energy neutral beam injection (85 keV) is effective. The higher energy neutral beam injection (500 keV) cannot be utilized in this early phase with a low plasma density due to a large shine through loss, while it can effectively be utilized in the later phase. We have also investigated ideal MHD instabilities using a linear ideal MHD stability analysis code (MARG2D). External kink modes can be stabilized in most of the time during the current ramp-up if there is a perfect conducting wall.

論文

Simulation of plasma current ramp-up with reduced magnetic flux consumption in JT-60SA

若月 琢馬; 鈴木 隆博; 林 伸彦; 白石 淳也; 井手 俊介; 高瀬 雄一*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 57(6), p.065005_1 - 065005_12, 2015/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.28(Physics, Fluids & Plasmas)

Current ramp-up with reduced central solenoid (CS) flux consumption in JT-60SA has been investigated using an integrated modeling code suite (TOPICS) with a turbulent model (CDBM). The plasma current can be ramped-up from 0.6 MA to 2.1 MA with no additional CS flux consumption if the plasma current is overdriven by neutral-beam-driven and bootstrap current. The time duration required for the current ramp-up without CS flux consumption becomes as long as 150s. In order to achieve the current overdrive condition from 0.6 MA, the current drive by a lower energy neutral beam (85 keV) is effective. A higher energy neutral beam (500 keV) cannot be utilized in this early phase due to large shine through loss, while it can be effectively utilized in the later phase. Therefore, the main current driver should be switched from the lower energy neutral beam to the higher energy neutral beam during the current ramp-up phase. As a result of an intensive auxiliary heating needed to overdrive the plasma current, plasma beta becomes high. Ideal MHD stabilities of such high beta plasmas have been investigated using a linear ideal MHD stability analysis code (MARG2D). External kink modes can be stabilized in most of the time during the current ramp-up if there is a perfectly conducting wall at the location of the stabilizing plate and the vacuum vessel of JT-60SA and the plasma has a broader pressure profile.

論文

Demonstration of in-situ relative calibration method for a Thomson scattering diagnostic on TST-2

東條 寛; 江尻 晶*; 平塚 淳一*; 山口 隆史*; 高瀬 雄一*; 伊丹 潔; 波多江 仰紀

Journal of Instrumentation (Internet), 7(4), p.P04005_1 - P04005_11, 2012/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:81.78(Instruments & Instrumentation)

This paper presents experimental results of an in-situ calibration method for Thomson scattering diagnostics in the TST-2 spherical tokamak. Usage of a double-pass scattering configuration enables finding the ratio of the output signal from the first (back scattering) pass to that from the second (forward scattering) pass, which can be treated as an independent function of electron temperature. The temperature from this new method shows a good agreement with that obtained by a standard method (single pass). Relative sensitivities among spectral channels can be then obtained from the method without accessing the machines. The sensitivities from this new method correspond to the values obtained from direct measurements within 5% except for a spectral channel with a wide band-pass range. These results demonstrate feasibility of this new in-situ calibration method, which can be applied to Thomson scattering diagnostics in severe radiation condition.

論文

First measurement of electron temperature from signal ratios in a double-pass Thomson scattering system

東條 寛; 江尻 晶*; 平塚 淳一*; 山口 隆史*; 高瀬 雄一*; 伊丹 潔; 波多江 仰紀

Review of Scientific Instruments, 83(2), p.023507_1 - 023507_4, 2012/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:48.08(Instruments & Instrumentation)

This paper presents a experimental demonstration to determine electron temperature ($$T_{rm e}$$) with unknown spectral sensitivity (transmissivity) in a Thomson scattering system. In this method, a double-pass scattering configuration is used and the scattered lights from each pass (with different scattering angles) are measured separately. $$T_{rm e}$$ can be determined from the ratio of the signal intensities without a real chromatic dependence in the sensitivity. This method was applied to the TST-2 Thomson scattering system. As a result, $$T_{rm e}$$ measured from the ratio ($$T_{rm e,r}$$) and $$T_{rm e}$$ measured from a standard method ($$T_{rm e,s}$$) showed a good agreement with $$langle |T_{rm e,r}$-T_${rm e,s}$|/T_${rm e,s}$ rangle = 7.3%.

論文

Generation of initial closed flux surface by ECH at a conventional aspect ratio of $$R$$/$$a$$ $$sim$$ 3; Experiments on the LATE device and JT-60U tokamak

打田 正樹*; 前川 孝*; 田中 仁*; 井手 俊介; 高瀬 雄一*; 渡辺 文武*; 西 誠司*

Nuclear Fusion, 51(6), p.063031_1 - 063031_9, 2011/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:59.42(Physics, Fluids & Plasmas)

Generation of initial closed flux surfaces by electron cyclotron heating at a conventional aspect ratio of $$R$$/$$a$$ $$sim$$ 3 has been investigated on the Low Aspect ratio Torus Experiment (LATE) device and further tested on the Japan Atomic Energy Research Institute Tokamak-60 Upgrade (JT-60U) Tokamak. In both experiments, a plasma current is initiated and increased by ECH under steady external fields composed of a toroidal field and a weak vertical field. In the LATE experiments, a movable inboard limiter is used to change the aspect ratio of plasmas up to $$R$$/$$a$$ $$sim$$ 3. The results show that the formation of closed flux surfaces is still possible up to $$R$$/$$a$$ $$sim$$ 3 while higher decay indexes of vertical field are required as the aspect ratio increases. Similar current start-up discharges have been performed on JT-60U, and a plasma current is initiated and increased up to 20 kA under a vertical field having a high decay index.

論文

Generation of initial closed flux surface by ECH at conventional aspect ratio of R/a $$sim$$ 3; Experiments on the LATE device and JT-60U tokamak

打田 正樹*; 前川 孝*; 田中 仁*; 井手 俊介; 高瀬 雄一*; 渡辺 文武*; 西 誠司*

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

Generation of an initial closed flux surface by electron cyclotron heating at a conventional aspect ratio of R/a $$sim$$ 3 has been investigated on LATE and further tested on the JT-60U tokamak. In both experiments, plasma currents are initiated and increased by ECH under steady external fields composed of a toroidal field and a weak vertical field. In LATE experiments, a movable inboard limiter is used to change the aspect ratio of plasmas up to R/a $$sim$$ 3. The results show that the formation of an initial closed flux surface is still possible up to R/a $$sim$$ 3 while higher decay indices of vertical field are required as the aspect ratio increases. Similar current start-up discharges have been performed on JT-60U and a plasma current is initiated and increased up to 20 kA under a vertical field configuration having a high decay index.

論文

Plasma models for real-time control of advanced tokamak scenarios

Moreau, D.*; Mazon, D.*; Walker, M. L.*; Ferron, J. R.*; Flanagan, S. M.*; Gohil, P.*; Groebner, R. J.*; La Haye, R. J.*; Schuster, E.*; Ou, Y.*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

An integrated plasma profile control strategy is being developed for extrapolating present-day advanced tokamak (AT) scenarios to steady state operation. The approach is based on semi- empirical (grey-box) modeling. It was initially explored on JET, for current profile control only. The present paper deals with the generalization of this strategy to simultaneous magnetic and kinetic control. The system identification algorithms take advantage of the large ratio between the magnetic and thermal diffusion time scales and have been recently applied, in their full version, to both JT-60U and DIII-D data. This provides, for control purposes, a readily available alternative to first-principle plasma modeling.

論文

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,22

竹永 秀信; 小川 雄一*; 滝塚 知典; 矢木 雅敏*; 山田 弘司*; 坂本 宜照; 東井 和夫*; 福田 武司*; 福山 淳*; 藤田 隆明; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 84(7), p.465 - 467, 2008/07

2008年の春季に、ITPAに関する5つの会合が開催された。「閉じ込めデータベースとモデリング」と「輸送物理」の2会合は、オークリッジ国立研究所で行われ、グループ間の合同会合も多数開かれた。「MHD」の会合は日本原子力研究開発機構の那珂核融合研究所で開催され、日本側参加者は30名を超えた。「周辺及びペデスタルの物理」の会合は、サンディエゴのジェネラルアトミックス社で行われた。「定常運転」の会合は、ケンブリッジのマサチューセッツ工科大学で行われた。次回会合は、「輸送物理」「閉じ込めデータベースとモデリング」と「周辺及びペデスタルの物理」が合同で2008年10月20-23日(「周辺及びペデスタルの物理」は10月20-22日)にイタリアのミラノで、「MHD」と「定常運転」が合同で2008年10月20-22日にスイスのローザンヌにて開催される予定である。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,21

川端 一男*; 河野 康則; 草間 義紀; 間瀬 淳*; 笹尾 真実子*; 井手 俊介; 及川 聡洋; 鈴木 隆博; 高瀬 雄一*; 中村 幸男*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 84(5), p.297 - 298, 2008/05

2007年秋季及び2008年冬季に行われたITPA(国際トカマク物理活動)に関する3つの会合の内容を報告する。「計測」グループ会合は2007年10月に中国・成都で開かれ、日本から4名の参加があった。中性子計測及びITER計測装置の設計レビューについて特別セッションが設けられ、それぞれ、中性子計測で高い信号・ノイズ比を得るための検討結果、及び設計変更要求案(測定範囲,分解能,計測装置の追加など)が報告された。「定常運転」グループ会合は2007年12月にドイツ・ガルヒンで開かれ、日本から1名の参加があった。ITERにおけるプラズマ着火,電流立ち上げ及び運転シナリオなどをコードを用いた検討結果の進展について報告があった。「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」グループ会合は2008年1月にスペイン・アビラで開かれ、日本から3名の参加があった。真空容器内部の水素同位体蓄積の測定法と除去,非接触ダイバータプラズマの理解,過渡的な熱負荷の評価と抑制方法などについて進展結果が報告された。

論文

Design optimization for plasma performance and assessment of operation regimes in JT-60SA

藤田 隆明; 玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; Bialek, J.*; 相羽 信行; 土屋 勝彦; 櫻井 真治; 鈴木 優; 濱松 清隆; et al.

Nuclear Fusion, 47(11), p.1512 - 1523, 2007/11

 被引用回数:20 パーセンタイル:33.8(Physics, Fluids & Plasmas)

プラズマ制御の観点から、JT-60U改修装置,JT-60SAの設計を最適化し、運転領域を評価した。弱磁気シアあるいは負磁気シアを得るために、負イオン源NBIのビームラインを下方に移動し中心をはずれた電流駆動を可能とした。安定化板の開口部に沿って設置された帰還制御コイルにより、抵抗性壁モードを抑制し、理想導体壁の安定性限界に近い高いベータ値が維持できることが示された。供給磁束量から誘導電流駆動によるプラズマ電流維持時間を評価した。高パワー加熱の高ベータプラズマ($$beta$$$$_{rm N}$$$$sim$$2.9)では、非誘導電流駆動割合は50%近くに達し、高密度領域でも100秒間維持が可能である。加熱・電流駆動パワーの増強により完全非誘導電流駆動の領域も拡大された。高非円形度,高三角度の低アスペクト比配位において、核融合炉心相当の高い規格化ベータ値($$beta$$$$_{rm N}$$$$sim$$4.4)と自発電流割合($$f$$$$_{rm BS}$$$$sim$$0.7)での100秒間の完全非誘導電流駆動運転が期待される。

論文

Prospective performances in JT-60SA towards the ITER and DEMO relevant plasmas

玉井 広史; 藤田 隆明; 菊池 満; 木津 要; 栗田 源一; 正木 圭; 松川 誠; 三浦 幸俊; 櫻井 真治; 助川 篤彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.541 - 547, 2007/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:37.95(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERサテライトトカマクとして位置づけられ、ITER支援研究とITER補完研究の二つの使命を併せ持ち、日本とEUとが共同で設計・建設・実験を実施する装置である。昨年度実施された基本的な装置仕様にかかわる検討を経て、ITERへの貢献を高める観点から加熱入力が41MW,100秒間に増強された。この加熱入力で実現可能なプラズマ性能を検討するために、プラズマ解析コードを用いて予測評価を行った。その結果、完全非誘導電流駆動の運転シナリオが高密度領域において拡張されるとともに、高い等価エネルギー増倍率と高い規格化ベータ値の同時達成の裕度が拡張されるなど、ITER及び原型炉を指向した研究を展開するにふさわしい装置性能を有することが示された。

論文

In search of zonal flows by using direct density fluctuation measurements

永島 芳彦*; 伊藤 公孝*; 伊藤 早苗*; 藤澤 彰英*; 矢木 雅敏*; 星野 克道; 篠原 孝司; 江尻 晶*; 高瀬 雄一*; 井戸 毅*; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 49(10), p.1611 - 1625, 2007/10

 被引用回数:39 パーセンタイル:14.82(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマクプラズマ中に存在するドリフト波乱流が帯状流により変調されるとドリフト波の包絡線の振動数は帯状流の振動数付近でスペクトルピークを持つことがわかった。これを利用した帯状流の探索についてJFT-2Mにおける静電プローブの実験データに基づき検討した。その結果将来の燃焼プラズマにもマイクロ波反射計などを用いればプラズマ内部の帯状流探索ができる可能性があることを示した。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,19

笹尾 真実子*; 草間 義紀; 河野 康則; 川端 一男*; 間瀬 淳*; 杉江 達夫; 藤田 隆明; 福田 武司*; 福山 淳*; 坂本 宜照; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(9), p.779 - 782, 2007/09

2007年春季に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の7つのトピカルグループ(TG)会合の報告である。各会合では、国際熱核融合実験炉(ITER)等の燃焼プラズマ実験における重要度の高い物理課題に関して、議論・検討が行われた。日本からの参加者数は27人であった。以下に、TGごとの開催日程及び開催地を示す。(1)計測TG:3月26日-30日、プリンストン(米国),(2)輸送物理TG:5月7日-10日、ローザンヌ(スイス),(3)閉じ込めデータベースとモデリングTG:5月7日-10日、ローザンヌ(スイス),(4)周辺及びペデスタルの物理TG:5月7日-10日、ガルヒン(ドイツ),(5)定常運転TG:5月9日-11日、大田(韓国),(6)MHD TG:5月21日-24日、サンディエゴ(米国),(7)スクレイプオフ層及びダイバータ物理TG:5月7日-10日、ガルヒン(ドイツ)。

論文

Intermittent $$beta$$ collapse after NBCD turn-off in JT-60U fully non-inductive reversed shear discharges

武井 奈帆子; 中村 幸治; 牛込 雅裕*; 鈴木 隆博; 相羽 信行; 武智 学; 飛田 健次; 高瀬 雄一*; 福山 淳*; Jardin, S. C.*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 49(3), p.335 - 345, 2007/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:67.72(Physics, Fluids & Plasmas)

NB電流駆動を停止すると間欠的に圧力崩壊を繰り返すJT-60U非誘導・負磁気シア放電について、プラズマの電流拡散と輸送改善を含む磁気流体シミュレーションによってその発生機構を調べた。電流駆動停止の後誘起された「リターン電流」が輸送障壁部に拡散し極小安全係数を低下させる結果、輸送障壁部に局在化したn=1kink-ballooningモードが不安定化し、これによって放電そのものは生き残る小規模なベータ崩壊が発生する。その後、自発電流が増大するにつれて強い輸送障壁構造が回復し、またベータ崩壊が発生する繰り返し現象が起きることを明らかにした。

論文

Measurement and analysis of the fluctuations and poloidal flow on JFT-2M tokamak

星野 克道; 井戸 毅*; 永島 芳彦*; 篠原 孝司; 小川 宏明; 神谷 健作; 川島 寿人; 都筑 和泰*; 草間 義紀; 大麻 和美; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

JFT-2Mトカマクでのプラズマポテンシャルや密度の揺動とポロイダル流の研究について発表する。測地的音波モード(GAM)を同定し、その電場構造を明らかにした。GAMは背景乱流と3波相互作用をし、ドリフト波-帯状流理論と整合することを明らかにした。さらにGAMは背景密度揺動を変調し、揺動抑制は流速の方向や勾配に依存するという動的性質をもち理論と整合する。Hモード中は負電場が形成され、乱流の抑制によるGAMの消滅がある。周辺輸送障壁に帯状流があるかどうかは興味深い。そこで、Hモード中の低周波ポテンシャル揺動に着目しウェーブレット解析を行い、ごく低周波(数百Hz)領域にLモード時やELM時に消滅する特徴的ポテンシャル揺動を見いだした。ポロイダル流と揺動の抑制は強く関係するが、Hモードの径電場は、GAM径電場の約20倍程度でありポロイダル流も強い。定常帯状流はGAMと異なり、周波数がゼロで揺動観測にかからないはずであるが、ポテンシャル構造の不均一性がある場合は流速から、その周波数は数百Hzと近い。この低周波静電揺動が径電場流や帯状流に由来する可能性があると考えられる。

論文

Evolution of bootstrap-sustained discharge in JT-60U

高瀬 雄一*; 井手 俊介; 鎌田 裕; 久保 博孝; 御手洗 修*; 奴賀 秀男*; 坂本 宜照; 鈴木 隆博; 竹永 秀信; JT-60チーム

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

本論文は、JT-60で得られた高自発電流割合のプラズマについて報告するものである。高閉込めの負磁気シア放電をもとに、自発電流割合がほぼ100パーセントのプラズマ(プラズマ電流$$geq$$0.55MA)を約2.5秒維持することに成功した。このようなプラズマでのコラプスによる内部輸送障壁の一時的な崩壊と回復減少の繰り返しを観測した。さらに、自発電流割合が100パーセントを上回ると推定される放電を得た。

論文

Tokamak and spherical tokamak research in Japan

高瀬 雄一*; 菊池 満; 前川 孝*; 松川 誠; 永田 正義*; 西尾 敏; 小野 靖*; 佐藤 浩之助*; 飛田 健次

Fusion Science and Technology, 51(2T), p.46 - 51, 2007/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

本論文は、日本のトカマクと球状トカマク(ST)研究プログラムについて述べるものである。Tokamak研究については、ITERとDEMOを支援するJT-60SA(以前のNCT)の定常高ベータ研究($$beta$$$$_{N}$$=3.5-5.5)に焦点を当てる。JT-60SAは、日本とEUによるブローダアプローチのフレームワークの下で、ITERのサテライト装置としても意義付けられる。他方、我が国のST研究は、超高ベータ及び超長時間放電の研究という創造的で革新的な研究を目指して、「全日本ST研究プログラム」として再編成した。本論文では、プラズマ立ち上げ,RF加熱、及びプラズママージングと再接続実験の結果をまとめて述べる。核融合エネルギー開発に対する、低アスペクト比トカマクの貢献の予想についても言及する。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,18

川端 一男*; 河野 康則; 草間 義紀; 間瀬 淳*; 笹尾 真実子*; 杉江 達夫; 藤田 隆明; 福田 武司*; 福山 淳*; 坂本 宜照; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(2), p.195 - 198, 2007/02

2006年の秋季にITPA(国際トカマク物理活動)に関する7つの会合が開催された。「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」,「周辺及びペデスタルの物理」,「定常運転」,「MHD」の5会合は、中国の成都にて「第21回IAEA核融合エネルギー会議」に引き続いて行われ、トピカルグループ間の合同会合も多数開かれた。国際装置間比較実験の結果報告のほか、国際熱核融合実験炉(ITER)のデザインレビューに関して、現状の設計への問題提起と解決策の検討を整理するためまとめられているITER Issue Cardについて活発な議論が行われた。日本の参加者は27名に上った。また、「計測」の会合は、東北大学で、「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」の会合は、カナダのトロント大学で行われた。

論文

JT-60共同研究の進展

木村 晴行; 犬竹 正明*; 菊池 満; 小川 雄一*; 鎌田 裕; 小関 隆久; 内藤 磨; 高瀬 雄一*; 井手 俊介; 長崎 百伸*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(1), p.81 - 93, 2007/01

JT-60公募型研究協力(以下、共同研究)は平成11年度から開始され、特に、平成15年1月にJT-60がトカマク国内共同研究の中核装置に位置づけられて以来、共同企画・共同研究の運営体制の構築とともに、研究課題数,研究協力者数が顕著に増加した。共同研究の成果の発表件数はJT-60全体の20-30%を占める。ブートストラップ電流による中心ソレノイド無し運転,電子サイクロトロン波によるMHD不安定性制御,プラズマ・壁相互作用,先進レーザー技術のプラズマ計測への応用,トカマクとヘリカルの比較研究などに、顕著な成果が上がっている。これらJT-60共同研究の全体像につき解説する。

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