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報告書

第2期中期計画における原子力施設の廃止措置と技術開発

照沼 章弘; 三村 竜二; 長島 久雄; 青柳 義孝; 廣川 勝規*; 打它 正人; 石森 有; 桑原 潤; 岡本 久人; 木村 泰久; et al.

JAEA-Review 2016-008, 98 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-008.pdf:11.73MB

原子力機構は、平成22年4月から平成27年3月までの期間における中期目標を達成するための計画(以下「第2期中期計画」という。)を作成した。また、上記期間中の各年度の業務運営に関する計画(以下「年度計画」という。)を定めている。バックエンド研究開発部門は、この第2期中期計画及び年度計画に基づいて、廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置を進めてきた。本報告は、バックエンド研究開発部門が第2期中期に実施した廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置の結果についてまとめたものである。

論文

ITER project; Status of procurement activities in domestic agency of Japan and application of HIP technology

高津 英幸; 榎枝 幹男; 鈴木 哲; 廣瀬 貴規; 小泉 徳潔; 高橋 幸司

Proceedings of International Conference on Hot Isostatic Pressing (HIP '11), p.35 - 40, 2011/04

ITER計画は核融合に関する巨大科学プロジェクトであり、7極の国際協力によって、南仏カダラッシュ・サイトにトカマク型核融合実験炉を建設し、その運転と利用を行い、最終的に廃止措置まで行うプロジェクトである。ITERの計画目標は、核融合エネルギーの科学的・技術的な実用性を実証することであり、2007年に技術活動を開始した。現在、ITER計画は本格的な機器の製作・建設活動の段階にあり、調達に責任を有する7極の国内機関が、製作に長い期間を要する機器から製作を開始している。多くのITER機器のうち、幾つかの機器に関しては、その製作手法に、拡散接合の一種である等方熱間接合の技術を適用している。これは本手法が、溶接接合等に比較して、多くの利点を有するからである。本論文では、日本国内機関が行っている調達活動の中で、等方熱間接合技術の適用例を紹介する。

論文

Numerical experiment for strontium-90 and cesium-137 in the Japan Sea

川村 英之; 伊藤 集通; 小林 卓也; 乙坂 重嘉; 広瀬 直毅*; 外川 織彦

Journal of Oceanography, 66(5), p.649 - 662, 2010/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:90.64(Oceanography)

日本海におけるストロンチウム90とセシウム137の濃度分布と全存在量を計算するために数値実験を行った。モデル結果は、日本原子力研究開発機構が1997年から2002年の間に行った日本海海洋調査で得られた観測結果とよく一致した。表層におけるストロンチウム90濃度とセシウム137濃度は、それぞれ1.0-1.5Bq/m$$^{3}$$と2.0-2.5Bq/m$$^{3}$$の範囲であり、これらは北西太平洋における表層濃度と同程度である。しかしながら、中深層における濃度は外洋に比べて高く、このことは日本海において冬季の鉛直混合が活発であることを示唆している。数値実験により見積もられた日本海の海水中に含まれるストロンチウム90とセシウム137の全存在量は1.34PBq(1PBq=10$$^{15}$$Bq)と2.02PBqとなり、これらは日本海海洋調査で得られた観測データから計算された値と同程度であった。また、ストロンチウム90とセシウム137の全存在量の経年変化を計算し、1960年代半ばにそれぞれ4.86PBqと7.33PBqの最大値を示すことがわかった。

論文

Simulation of concentrations of anthropogenic radionuclides in the Japan Sea

川村 英之; 伊藤 集通; 小林 卓也; 乙坂 重嘉; 広瀬 直毅*; 外川 織彦

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2010/10

日本原子力研究開発機構は、1997年から2002年の間に日本海海洋調査を実施して、日本海における人工放射性核種濃度の分布を明らかにした。本研究の目的は、海洋大循環モデルを使用して数値実験を行い、日本海海洋調査で得られたさまざまな知見を確証することである。数値実験は、大気中核実験が主な起源である大気降下量を海面の境界条件とし、東シナ海の平均表層濃度を対馬海峡からの流入境界条件とした。モデル結果は、$$^{90}$$Srと$$^{137}$$Csの濃度に関して、観測結果とよく一致した。表層における$$^{90}$$Srと$$^{137}$$Csの濃度は、それぞれ1.0$$sim$$1.5Bq/m$$^{3}$$と2.0$$sim$$2.5Bq/m$$^{3}$$であり、表層から深層にかけてこれらの濃度は指数関数的に減少する。また、日本海全域における$$^{90}$$Srと$$^{137}$$Csの全存在量は、それぞれ1.34PBq(1PBq=10$$^{15}$$Bq)と2.02PBqとなり、日本海海洋調査で得られた観測データによる見積もりとよく一致した。さらに、1945年から2000年における全存在量を計算して、1964年に$$^{90}$$Srは4.86PBq、$$^{137}$$Csは7.33PBqの最大値を示すことがわかった。

論文

Modeling of the branches of the Tsushima Warm Current in the eastern Japan Sea

川村 英之; 伊藤 集通; 広瀬 直毅*; 滝川 哲太郎*; Yoon, J.-H.*

Journal of Oceanography, 65(4), p.439 - 454, 2009/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:82.38(Oceanography)

本研究では、日本海における汚染物質の移行解明に重要となる沿岸表層流をより正確に推定するために、海洋大循環モデルを使用して対馬暖流の分枝を現実的に再現することを検討・評価した。日本海と外海を結ぶ対馬海峡と津軽海峡の境界条件として、音響ドップラー流向流速分布計(ADCP)観測で得られた流量を使用した。また、人工衛星海面高度計データと沿岸潮位計データを数値モデルに同化した。数値実験の結果、沿岸潮位計データは沿岸域の海況場を修正するのに有効であることが確認された。

論文

Sequential forecasting of the surface and subsurface conditions in the Japan Sea

広瀬 直毅*; 川村 英之; Lee, H. J.*; Yoon, J.-H.*

Journal of Oceanography, 63(3), p.467 - 481, 2007/06

 被引用回数:25 パーセンタイル:40.04(Oceanography)

本研究は、渦解像度海水循環モデルに人工衛星データを同化することにより、日本海の現実的な変動を再現・予測するものである。このシステムでは、近似カルマンフィルターと緩和法によるデータ同化手法が重要な役割を果たしている。また、多数の人工衛星海面高度計データは時空間的に不規則に得られるため、逐次的に誤差共分散を修正した方が誤差共分散の漸近解を用いる場合より精度が高いことがわかった。最も精度が良い実験では、人工衛星海面水温データに対して平均二乗誤差が1.2$$^{circ}$$Cの差となり、海面高度計データの約半分の海面変動を計算できることが確認された。予報実験においては、持続性が予報変数・水深・海域により大きく異なることが示された。

論文

STACYにおける模擬FP付加燃料を用いた運転・管理

井澤 一彦; 関 真和; 広瀬 秀幸; 神永 城太; 青山 康夫; 吉田 博; 曽野 浩樹; 小川 和彦; 桜庭 耕一

UTNL-R-0453, p.9_1 - 9_10, 2006/03

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設(定常臨界実験装置)は、ウラン硝酸水溶液,プルトニウム硝酸水溶液、及びウラン・プルトニウム混合硝酸水溶液を燃料とする臨界実験装置で、溶液燃料体系のベンチマークデータの取得、及び再処理施設における臨界安全裕度の確認を目的としている。STACY施設では、平成7年2月の初臨界以降、平成18年3月までに、炉心タンクの形状や寸法、また燃料の組成を変更しながら533回の運転を実施してきている。平成17年度には、再処理施設の溶解工程を模擬した非均質炉心において核分裂生成物を模擬した可溶性毒物を付加した溶液燃料を用いた運転を行った。本報告では、今回運転を行うにあたって、燃料調製及び臨界液位推定に用いた手法について紹介する。

論文

Oil spill simulation in the Japan Sea

川村 英之; 小林 卓也; 広瀬 直毅*; 伊藤 集通; 外川 織彦

WIT Transactions on Ecology and the Environment, Vol.88, p.273 - 278, 2006/00

日本原子力研究開発機構では、原子力関連施設の事故等によって海洋に放出される環境負荷物質の挙動を再現・予測するための海洋環境評価システムの開発を行っている。このシステムは、海水循環モデル・海洋中物質移行モデル・被ばく線量評価モデルの三つの数値モデルにより構成されている。研究の目的は、1997年1月に日本海で起こった船舶事故により流出した重油の挙動を再現することによって、本システムの有効性を確認することである。特に現実的な海況場を再現するため、データ同化手法の一つである近似カルマンフィルターを適用した。ロシア船「ナホトカ号」の事故は1997年1月2日に島根県隠岐諸島の北100kmの海域で起こった。流出した重油はその後、兵庫県・京都府・福井県・石川県沖に広がったが、一部は21日頃までに能登半島を越えて新潟県の沿岸に漂着した。この海域には、対馬暖流が卓越しており、対馬暖流の変動・中規模渦・海上風等によって、兵庫県から石川県西部における海域に重油が広く分布したものと考えられる。一方で、日本沿岸を強く流れる対馬暖流の本流により、流出重油の一部は能登半島を越えて新潟県沿岸にまで運ばれたものと思われる。数値実験の結果、データ同化を適用して計算した海流場を用いると流出重油の分布をより現実的に再現することが可能であることが確認された。

論文

Comparison of thermal neutron distributions within shield materials obtained by experiments, SN and Monte Carlo code calculations

浅野 芳裕; 杉田 武志*; 須崎 武則; 広瀬 秀幸

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.284 - 289, 2005/12

 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

加速器遮蔽材内の熱中性子分布は放射化分布と密接な関係があり、加速器を更新するうえで重要な考慮点である廃棄物区分上もますます計算精度の重要性は高くなっている。しかしSN法とモンテカルロ法では得られる結果に若干の差が認められ、その原因を探るために、黒鉛パイルや水プールでの実験結果と計算結果とを比較検討した。

論文

Benchmark experiments of thermal neutron and capture $$gamma$$-ray distributions in concrete using $$^{252}$$Cf

浅野 芳裕; 杉田 武志*; 広瀬 秀幸; 須崎 武則

Nuclear Science and Engineering, 151(2), p.251 - 259, 2005/10

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

近年、経済的な観点から加速器などの遮蔽設計にますます厳密さが求められている。また、放射性廃棄物の区分を円滑に進めるために放射化物の強度分布を正確に評価する必要がある。そのためには重遮蔽における中性子及び捕獲$$gamma$$線分布を精度よく評価する必要がある。そこで、最近公開された核データと従来より使用されている核データライブラリーを用いて熱領域で大きく異なる2種類の郡構造を持つ断面積データを作成し、SN法による比較計算を実施した。また、コンクリート内での熱中性子分布測定結果及び$$gamma$$線線量分布測定結果と比較することにより計算手法の確認を行った。

論文

MCD study on materials without magnetic order

宮原 恒あき*; 石井 広義*; 高山 泰弘*; 広瀬 正晃*; 丸山 健一*; 大部 健司*; 篠田 元樹*; 室 隆桂之*; 斎藤 祐児; 松田 達磨*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 70(10), p.2977 - 2981, 2001/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.06(Physics, Multidisciplinary)

磁気秩序の無いPrFe$$_{4}$$P$$_{12}$$とCePd$$_{3}$$について内殻励起磁気円2色性(MCD)の測定を行い、磁化率とMCDの大きさを比較した。PrFe$$_{4}$$P$$_{12}$$の磁化率は6K以上で強磁性振る舞いを示すことが知られている。この物質のMCDは高温側では局在モーメントを持つように振る舞うが、低温側では局在モーメントが消失し、近藤温度(T$$_{k}$$)が10Kより遥かに高い物質で有るかのような振る舞いを示した。一方、CePd$$_{3}$$のMCDはT$$_{k}$$が20K程度の通常の希薄近藤物質のような温度依存性を示したのであるが、これはこの物質のT$$_{K}$$が150Kであることと矛盾し、また以前われわれが測定を行ったCeFe$$_{4}$$P$$_{12}$$とも大きく異なる結果である。このことは、コヒーレント近藤物質のT$$_{K}$$が4fモーメント間の反強磁性的交換相互作用による局所的なスピン揺らぎにより、観測されるT$$_{K}$$よりも高くなりうることを示唆している。

報告書

平成12年度におけるSTACYの運転記録; 2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた中性子相互干渉体系の実験,2(受託研究)

小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 井澤 一彦; 谷野 秀一; 神永 城太*; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; 三好 慶典; 柳澤 宏司; et al.

JAERI-Tech 2001-057, 54 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-057.pdf:4.28MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度に引続き、中性子相互干渉体系の臨界実験を行った。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた。炉心タンクの寸法は、厚さ35cm、幅70cm、高さ150cmである。平成12年度には、2基の炉心タンクの間に設置したコンクリート,ポリエチレンの中性子隔離材やハフニウム,カドミウムの中性子吸収材による反応度効果を測定した。本報告書は、平成12年度に実施した計57回の実験に関する運転管理及び燃料管理データをまとめたものである。

報告書

平成11年度におけるSTACYの運転記録; 平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた2ユニット中性子相互干渉体系の実験,1(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 神永 城太*; 明前 知樹*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; et al.

JAERI-Tech 2000-059, 46 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-059.pdf:2.86MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度後半に2ユニット中性子相互干渉体系に関する新たな一連の実験を開始した。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、計25回の運転を行った。実験では、2基の炉心タンク内の中性子相互干渉による反応度効果を評価するために、炉心タンク間の距離を変えて臨界液位等を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成経時変化、並びに各運転ごとの反応度添加量、臨界量等の運転管理データをとりまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽液位及び燃料組成の変化傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、800$$phi$$円筒炉心での結果から得られた臨界液位-液位反応度フィッティング式にほぼ一致した。

報告書

平成10年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録,2; 800$$phi$$円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 山根 祐一; 大野 秋男

JAERI-Tech 2000-013, p.57 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-013.pdf:2.43MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成10年度後半(10月~2月)に、直径約80cm、高さ約150cmの円筒型炉心タンクを用いた臨界実験を、計41回行った。実験では、炉心タンクの周囲に保温材(ヒータ付)を取付け、おもに溶液燃料昇温時の反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化傾向を直線でフィティングして内挿補間し、その変化量を定量的に把握できた。また運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、実験解析から求められた臨界液位-液位反応度フィティング式にほぼ一致した。

報告書

平成10年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録,1; 280T平板炉心・10%濃縮のウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; 大野 秋男

JAERI-Tech 99-084, p.54 - 0, 1999/12

JAERI-Tech-99-084.pdf:2.7MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に引続き、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料とし、厚さ28cm、幅74cm、高さ1.5mの平板炉心タンクを用いた臨界実験を、計46回行った。実験では、コンクリート、ポリエチレンの固体反射体を用い、おもに反射材の配置や厚さの違いによる反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをもとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化の傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、液位反応度測定値は、平成9年度に得られた臨界液位-液位反応度曲線とほぼ一致した。

報告書

定常臨界実験装置(STACY)の製作

村上 清信; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 曽野 浩樹; 高月 幸男*; 安田 直充*; 桜庭 耕一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭*; et al.

JAERI-Tech 98-033, 70 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-033.pdf:2.25MB

核燃料サイクル技術の臨界安全性に関する研究を行うために燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)が建設され、2つの臨界実験装置(定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY))が設置された。STACYは、ウラン硝酸水溶液、プルトニウム硝酸水溶液及びウランとプルトニウムの混合硝酸水溶液を燃料とする臨界実験装置で、溶液燃料体系のベンチマークデータの提供及び再処理施設の溶液取り扱い系における臨界安全裕度の確認を目的とし、燃料の濃度及び種類、炉心タンクの形状及び寸法、反射体の種類及び大きさ等をパラメーターとする臨界データを取得することのできる装置である。STACYは平成7年2月に初臨界を達成、平成7年5月に科学技術庁の使用前検査に合格し、その後$$^{235}$$U濃縮度10w/oのウラン硝酸水溶液燃料を用いた実験が行われている。

報告書

平成9年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 280T平板炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 長澤 誠*; 村上 清信; 高橋 司; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; et al.

JAERI-Tech 98-023, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-023.pdf:2.89MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料として、厚さ約28cm、幅約74cm、高さ約1.5mの平板型炉心タンクを用いた臨界実験を、計53回行った。実験は、主として、コンクリート、ポリエチレン等の固体反射体を用いて、種類や厚さの違いによる反応度効果を調べる反射体実験を行った。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加、臨界量、炉出力等に関する運転データをまとめたものである。燃料組成のうち、ウラン濃縮は約0.1gU/l/dayの増加傾向を示した。また、液位反応度は、ウラン濃縮の違いや、反射体の種類に依らず、臨界液位のみで決まるとしても運転管理上、信頼性を失わないことが再確認された。

報告書

STACY及びTRACY用燃料サンプリング装置の改良

広瀬 秀幸; 桜庭 耕一; 小野寺 清二; 小川 和彦; 高月 幸男*; 森田 俊夫*; 曽野 浩樹; 有嶋 秀昭; 會澤 栄寿; 宮内 正勝; et al.

JAERI-Tech 98-015, 52 Pages, 1998/05

JAERI-Tech-98-015.pdf:1.68MB

日本原子力研究所燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACY及び過渡臨界実験装置TRACYは溶液燃料を用いており、燃料組成を正確に測定することは、装置の安全運転及び実験精度の向上に必要とされている。サンプリング装置は各々の臨界実験装置で使用する溶液燃料の組成(ウラン濃縮度、ウラン(またはプルトニウム)濃度、遊離硝酸濃度、不純物量及び核分裂生成物の放射能)を把握するために溶液燃料を採取する装置である。従来型のサンプリング装置は、採取した燃料を装置内で希釈する設計で製作したため、ビュレット(分注器)内で硝酸水溶液を用い、シリンジ操作により溶液燃料の計量を実施してきた。ところが、平成8年度後半に、サンプリング時において硝酸水溶液がビュレット内の燃料に混入し、燃料濃度が薄くなる傾向が現れ出した。そこで、平成8年度中にサンプリング装置内での希釈を行わない、定量ポンプによる原液採取方式による新サンプリング装置へ変更した。そして、平成9年度に、改造した新サンプリング装置の性能確認を行った。ウラン濃度の変動量は0.14%であり、目標とする性能$$pm$$0.2%(変動係数)を満足した。

論文

Simplified method to estimate the criticality of uranyl nitrate solutions

曽野 浩樹; 三好 慶典; 菊池 司; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸

Transactions of the American Nuclear Society, 79, p.179 - 180, 1998/00

硝酸ウラニル溶液の臨界性に関する簡易推定法を提案する。この簡易推定法によって、単純形状タンクにおける硝酸ウラニル溶液の臨界液位を簡便かつ正確に推定することが可能となる。この簡易推定法が、低濃縮(9.97wt%)硝酸ウラニル溶液の臨界量を測定する一連の臨界実験に適用され、その臨界液位を予測するために用いられた。この臨界実験は、日本原子力研究所の定常臨界実験装置STACYを用いて行われた。なお、今回の実験で使用したSTACYの炉心タンクは、新たに交換された280T平板型タンクである。簡易推定法による予測値は、この実験で測定された臨界液位と比較され、両者はよい一致を見せた。

報告書

平成7年における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 600$$Phi$$円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液

曽野 浩樹; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 児玉 達也*; 大野 秋男; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 外池 幸太郎; 馬野 琢也*; et al.

JAERI-Tech 97-005, 107 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-005.pdf:3.26MB

日本原子力研究所燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFの定常臨界実験装置STACYは、600$$Phi$$円筒炉心において10%濃縮ウラン溶液燃料を用い、平成7年2月23日に初臨界を達成した。その後燃料のウラン濃度を初期濃度310gU/lから225.5gU/lまで段階的に変化させ、水反射体有り及び裸の2体系において臨界実験を行った。本書は、初回臨界以降平成7年に実施した運転番号R0001からR0056の計56回のSTACYの運転について燃料希釈、燃料サンプリング及びSTACYの運転管理に関するデータをまとめたものである。

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