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論文

Emergent spin-1 Haldane gap and ferroelectricity in a frustrated spin-$$frac{1}{2}$$ ladder

上田 宏*; 小野田 繁樹*; 山口 泰弘*; 木村 剛*; 吉澤 大智*; 森岡 俊晶*; 萩原 政幸*; 萩原 雅人*; 左右田 稔*; 益田 隆嗣*; et al.

Physical Review B, 101(14), p.140408_1 - 140408_6, 2020/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:27.19(Materials Science, Multidisciplinary)

We report experimental and theoretical evidence that Rb$$_2$$Cu$$_2$$Mo$$_3$$O$$_{12}$$ has a nonmagnetic tetramer ground state of a two-leg ladder comprising antiferromagnetically coupled frustrated spin-$$frac{1}{2}$$ chains and exhibits a Haldane spin gap of emergent spin-1 pairs. Three spin excitations split from the spin-1 triplet by a Dzyaloshinskii-Moriya interaction are identified in inelastic neutron-scattering and electron spin resonance spectra. A tiny magnetic field generates ferroelectricity without closing the spin gap, indicating a unique class of ferroelectricity induced by a vector spin chirality order.

報告書

炉外高温高圧水ループ試験装置の性能試験(受託研究)

中野 寛子; 上原 聡明; 武内 伴照; 柴田 裕司; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2015-049, 61 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-049.pdf:14.7MB

日本原子力研究開発機構では、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、炉内の情報を伝送するための無線伝送システムならびに計測線等の高度化に向けた要素技術の基盤整備を進めている。計測線の高度化開発の一環として、高温型MIケーブルの信頼性およびそれらを構成するシース材料の特性を調べるため、PWR及びBWR条件の炉内環境を模擬できる炉外高温高圧水ループ試験装置を整備した。本装置は、圧力容器(オートクレーブ)、水質調整タンク、送水ポンプ、高圧定量ポンプ、予熱器、熱交換器および純水精製装置などから構成されている。本報告書は、炉外高温高圧水ループ試験装置の製作にあたって構成する機器の基本設計及び当該装置を用いた性能試験結果についてまとめたものである。

報告書

花崗岩試料を用いた拡散試験環境の整備と間隙率測定および鉱物試験

山下 理代; 濱 克宏; 竹内 竜史; 森川 佳太*; 細谷 真一*; 中村 敏明*; 田中 由美子*

JAEA-Technology 2014-029, 118 Pages, 2014/09

JAEA-Technology-2014-029.pdf:25.16MB

物質移動に関する調査研究では、岩盤中の物質移動に関わる現象の理解を進めつつ、物質移動に関するパラメータ値の測定技術および物質移動に関わるモデル化・解析・評価技術を体系的に整備することを目標としている。岩石試料を用いた拡散試験は、本研究の一環として割れ目の地質学的特徴と物質移動に関するパラメータ値の関係の把握などを目的として計画したものである。本報告では、これらの拡散試験の開始に先立ち実施した岩石ブロックを用いた拡散試験環境の整備と透過拡散試験に用いる試料の作成について、そして数値解析に用いるパラメータ値の取得のために実施した間隙率測定結果およびX線回析分析結果を取りまとめたものである。

論文

Identified charged hadron production in $$p + p$$ collisions at $$sqrt{s}$$ = 200 and 62.4 GeV

Adare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Armendariz, R.*; et al.

Physical Review C, 83(6), p.064903_1 - 064903_29, 2011/06

 被引用回数:176 パーセンタイル:99.41(Physics, Nuclear)

200GeVと62.4GeVでの陽子陽子の中心衝突からの$$pi, K, p$$の横運動量分布及び収量をRHICのPHENIX実験によって測定した。それぞれエネルギーでの逆スロープパラメーター、平均横運動量及び単位rapidityあたりの収量を求め、異なるエネルギーでの他の測定結果と比較する。また$$m_T$$$$x_T$$スケーリングのようなスケーリングについて示して陽子陽子衝突における粒子生成メカニズムについて議論する。さらに測定したスペクトルを二次の摂動QCDの計算と比較する。

論文

Azimuthal correlations of electrons from heavy-flavor decay with hadrons in $$p+p$$ and Au+Au collisions at $$sqrt{s_{NN}}$$ = 200 GeV

Adare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Aramaki, Y.*; et al.

Physical Review C, 83(4), p.044912_1 - 044912_16, 2011/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.81(Physics, Nuclear)

重いフレーバーのメソンの崩壊からの電子の測定は、このメソンの収量が金金衝突では陽子陽子に比べて抑制されていることを示している。われわれはこの研究をさらに進めて二つの粒子の相関、つまり重いフレーバーメソンの崩壊からの電子と、もう一つの重いフレーバーメソンあるいはジェットの破片からの荷電ハドロン、の相関を調べた。この測定は重いクォークとクォークグルオン物質の相互作用についてのより詳しい情報を与えるものである。われわれは特に金金衝突では陽子陽子に比べて反対側のジェットの形と収量が変化していることを見いだした。

論文

Resumption of JRR-4 and characteristics of the neutron beam for BNCT

中村 剛実; 堀口 洋徳; 岸 敏明; 本橋 純; 笹島 文雄; 熊田 博明*

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.379 - 382, 2010/10

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)に利用されている研究用原子炉JRR-4は、黒鉛反射体損傷によるトラブルで2008年1月に原子炉が停止した。このため、新しい黒鉛反射体を製作(仕様:黒鉛の幅を薄くし、水のギャップを増加)し、炉心内に装荷してある従来の反射体をすべて新しい反射体と入れ換えた炉心で、JRR-4の運転を再開(2010年2月)した。このため、新しい黒鉛反射体でのJRR-4炉心におけるBNCT用中性子ビームの特性実験を行った。実験体系は、コリメータの前に水円筒ファントムを設置し、ファントム内に、裸金線,カドミウム入り金線、及びTLDを配置させることによって、熱中性子束分布及び$$gamma$$線量分布を測定した。MCNPコードを用いた計算解析では、反射体変更前に対して、中性子エネルギースペクトルの有意な変化は見られなかったが、相対強度は約8%減少した。また、現在得られている実験結果も、計算解析結果と同じ傾向が見られた。実験及び計算解析との比較評価の詳細は、フルペーパーの中で報告を行う。

論文

Continuous operation test at engineering scale uranium crystallizer

鷲谷 忠博; 田山 敏光; 中村 和仁*; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 野村 和則; 近沢 孝弘*; 長田 正信*; 菊池 俊明*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 4(1), p.191 - 201, 2010/02

本件は、先進湿式再処理技術の革新技術である晶析技術における晶析装置開発に関するものである。本報では工学規模晶析試験装置を用いたウラン系での連続運転試験結果として、本晶析装置の定常及び非定常時における装置安定性,過渡的な応答性等に関する工学的な知見を中心に報告するものである。なお、本件は2009年7月ベルギーで開催されたICONE-17特集号への論文投稿である。

論文

先進湿式法再処理の晶析工程におけるCs挙動把握のための模擬溶解液を用いた基礎試験

柴田 淳広; 矢野 公彦; 紙谷 正仁; 中村 和仁; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*

日本原子力学会和文論文誌, 8(3), p.245 - 253, 2009/09

U晶析工程におけるCsの挙動を調べるため、模擬溶解液を用いたU晶析バッチ試験及びU(IV)溶液を用いたCs複塩生成基礎試験を実施した。使用済燃料の溶解液中のCs濃度では、先進湿式法再処理のU晶析工程の条件においてCsNO$$_{3}$$やCs$$_{2}$$UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$は生成せず、他のFP元素との相互作用によるCs塩も生成する可能性は小さいことを確認した。また、U(IV)溶液を用いたCs複塩生成基礎試験の結果から、酸濃度が5mol/dm$$^{3}$$以上の場合にはCsとPu(IV)の複塩が生成する可能性が示唆された。

論文

Research and development of crystal purification for product of uranium crystallization process

矢野 公彦; 中原 将海; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 野村 和則; 中村 和仁*; 田山 敏光; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; et al.

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.143 - 150, 2009/09

The behaviors of impurities and applicability of sweating and melting-filtration operations to the purification for UNH crystal were investigated experimentally on a beaker and an engineering scale. With regard to behaviors of impurities, the conditions of cesium and barium precipitation were surveyed and it was clarified that there were most impurities on the outside of UNH single crystal and that they make no eutectoid with UNH. On the other hand, it is confirmed that sweating and melting-filtration operations were effective in principle by the experiment with uranium and simulated FP system. After that, its effects verified by beaker scale experiments with the system including plutonium and irradiated fuel. Additionally, engineering scale tests were carried out with a Kureha Crystal Purifier (KCP) type testing device to evaluate that its performance was suitable for UNH purification. This work was supported by the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology of Japan (MEXT).

論文

Current status on research and development of uranium crystallization system in advanced aqueous reprocessing of FaCT project

柴田 淳広; 鍛治 直也; 中原 将海; 矢野 公彦; 田山 敏光; 中村 和仁; 鷲谷 忠博; 明珍 宗孝; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.151 - 157, 2009/09

原子力機構では、FBRサイクル実用化研究開発の一部として、三菱マテリアルと協力し、ウラン晶析プロセスの開発を実施している。このプロセスは、Uと他の元素の溶解度の差を利用しており、温度や酸濃度により制御可能である。溶解液中のUの大半は、溶解液の温度を下げることにより硝酸ウラニル結晶として回収される。本報では、U晶析プロセスと機器に関する研究開発状況について報告する。実溶解液を用いたビーカ規模の試験をCPFにて実施した。U晶析工程におけるFPの挙動について議論する予定である。また、工学規模の晶析装置を用いた、非定常事象評価試験を実施した。スクリュー回転数低下,結晶排出口閉塞及び母液排出口閉塞の各事象について、事象の進展及び事象検知手段を確認した。

報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,2; キャプセル解体装置の詳細設計,試作試験、並びにグローブボックス施設の検討

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 勝山 幸三; 岩松 重美; 長谷川 貞司; 小高 英男; 高津 英幸; et al.

JAEA-Technology 2009-007, 168 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2009-007.pdf:31.88MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。そして、その準備のため、日本において設計中の原型炉ブランケットにおける固体増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)について、原子炉照射試験を実施してきた。本報告書は、(1)材料試験炉(JMTR)による照射試験に用いた照射キャプセル解体装置の詳細設計及び試作試験、並びに、(2)照射後試験のためのグローブボックス施設の予備的検討の結果、について述べるものである。解体装置の詳細設計では、本件に先立って実施した概念検討及び基本設計の結果に基づき、詳細仕様及び設置場所の検討,安全評価等を行った。試作試験では、解体装置の中心となる切断部を試作するとともにJMTRキャプセル模擬試験体を製作して切断試験を行い、その結果を評価して切断速度の最適化を図ることにより、十分な切断性能を達成した。さらに、キャプセル解体後の照射後試験用施設を確保するため、グローブボックス施設の予備的検討を行い、技術的成立性の見通しを得た。

論文

Experimental study on U-Pu cocrystallization reprocessing process

柴田 淳広; 大山 孝一; 矢野 公彦; 野村 和則; 小山 智造; 中村 和仁; 菊池 俊明*; 本間 俊司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(2), p.204 - 209, 2009/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.39(Nuclear Science & Technology)

2段の晶析工程から成る新しい再処理システムの開発を行っている。本システムの第1段階ではUとPuがU-Pu共晶析により溶解液から回収される。U-Pu共晶析の基礎データ取得のため、U, Pu混合溶液及び照射済燃料溶解液を用いた実験室規模の試験を実施した。PuはUと共晶析したが、Puの晶析率はUに比べて低かった。FPは共晶析によりUやPuと分離され、Uに対するCs及びEuの除染係数は100以上であった。

論文

Characteristic of thermal neutron flux distribution in phantom with extended collimator developed for head and neck cancer

中村 剛実; 熊田 博明; 岸 敏明

Proceedings of 12th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-12), p.535 - 538, 2006/10

頭頚部癌に対するBNCTでは、患者の肩等が壁に当たるため患部をビーム孔に接近させることが困難である。そこでJRR-4の既存の内径12cmのコリメータを壁から15cm延長し、ビーム孔部を壁から突出させた形状のコリメータを開発した。この延長コリメータを用いて熱及び熱外中性子ビームモードを使用して外径18.6cmの円筒水ファントム内に長さ10cm,外径0.25mmの金線を配置させて、ファントム内の金線反応率から熱中性子束分布を測定した。熱中性子モード1に対して、ビーム軸上熱中性子束プロファイルの最大値は、ファントムの表面から深さ6mmで現れ、定格出力3500kWで2.4$$times$$10$$^{9}$$(n/cm$$^{2}$$/s)であった。同様に、熱外中性子ビームモードに対して、ビーム軸上熱中性子束プロファイルの最大値は、ファントムの表面から深さ16mmで現れ、定格出力3500kWで1.8$$times$$10$$^{9}$$(n/cm$$^{2}$$/s)であった。このレポートでは水ファントム内の熱中性子束分布から延長コリメータでの中性子ビームに対する特性を報告する。現在、延長コリメータはJRR-4での頭頸部癌の臨床試験に利用されている。

報告書

長寿命核中性子捕獲断面積決定に必要な即発$$gamma$$線放出率の測定(先行基礎工学研究に関する共同研究報告書)

宮崎 格*; 清水 俊明*; 柴田 理尋*; 河出 清*; 古高 和禎; 中村 詔司; 坂根 仁

JNC TY8400 2005-002, 40 Pages, 2005/06

JNC-TY8400-2005-002.pdf:2.69MB

半減期が数万年に及ぶ長寿命の核分裂生成物(LLFP)を短寿命化させる核変換技術の開発には中性子捕獲反応の精度の良い断面積データが必要である。しかし、放射性核種の中には、放射化法では測定できないか、あるいは極めて測定の難しいものがある。即発$$gamma$$線を用いた断面積測定ならその問題の解決を期待できる。そこで、本研究では即発$$gamma$$線を測定するのに必要な10MeVまでの高エネルギー$$gamma$$線の放出率の標準となる$$^{14}$$N(n,$$gamma$$)$$^{15}$$N 反応の測定と即発$$gamma$$線を用いた捕獲断面積測定手法の開発を目的とする。そのために以下の三つの研究を行った。京都大学原子炉実験所のB-4スーパーミラー中性子導管(B-4孔)にて熱中性子照射測定実験を行った。バランス法とシミュレーション計算を援用したゲルマニウム検出器の効率曲線表現法の開発により、$$^{14}$$N (n, $$gamma$$)$$^{15}$$N 反応で放出される主要な即発$$gamma$$線の放出率を精度0.2-0.9%で決定した。また、$$^{23}$$Na, $$^{27}$$Al, $$^{51}$$V, $$^{55}$$Mn, $$^{59}$$Co, $$^{64}$$Ni, $$^{65}$$Cu, $$^{141}$$Pr, $$^{186}$$W, $$^{197}$$Au の10核種について、即発$$gamma$$線とb壊変$$gamma$$線を用いた断面積測定値を比較した。それにより報告されている即発$$gamma$$線の放出率が系統的にずれており、過去のデータを測定した際の検出効率がずれていた可能性があることがわかった。$$^{104}$$Pd (n, $$gamma$$)$$^{105}$$Pd 反応断面積の測定を行った。$$^{107}$$Pd は放射性廃棄物中に含まれるLLFPであり、その核変換を考える際には同位体として混ざっている$$^{104}$$Pd の断面積も重要である。断面積の下限値を精度6%で決定した。また報告されている$$^{105}$$Pd 周辺の核データから、核構造の類似性に着目して上限値を推定する方法を検討した。放出率の下限値を安全サイドで79%小さい値に見積もった。それに伴い断面積の上限値は27%大きな値になる。

報告書

Compatibility of reduced activation ferritic/martensitic steel specimens with liquid Na and NaK in irradiation rig of IFMIF

湯谷 順明*; 中村 博雄; 杉本 昌義

JAERI-Tech 2005-036, 10 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-036.pdf:2.06MB

材料の照射特性は温度依存性が強いため、照射中の試料温度測定は重要である。しかしながら、中性子照射損傷が20dpa/年以上となるIFMIFの高中性子束領域において、鉄ベースの合金を照射する場合、大量の核発熱が生じるため、試料温度を正確に計測することは、不活性ガスを照射試料と試料ホルダーとの間のギャップに充てんして試料温度を試料ホルダーに埋め込んだ熱電対によって測定する従来の方式では、照射中にギャップの熱伝達率が変化するため極めて困難である。その対策としてギャップの熱伝達率がより安定と期待される液体金属(ナトリウム又はナトリウム-カリウム合金)をギャップに充てんする方法が提案(FZKが提案)されているが、液体金属と低放射化フェライト鋼との両立性に懸念があった。本報告は、このような液体金属と低放射化フェライト鋼との両立性について検討し、照射リグ設計への提案として、充てん前の液体金属の純度管理や炭素原子移行を予防する材質選択上の注意を述べる。

論文

Present status of the liquid lithium target facility in the international fusion materials irradiation facility (IFMIF)

中村 博雄; Riccardi, B.*; Loginov, N.*; 荒 邦章*; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.202 - 207, 2004/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:66.17(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末まで実施した。本報告では、液体LiターゲットのKEP活動の結果、それを反映した設計と今後の展望について述べる。液体Li流動特性評価のための水模擬実験及び液体Li流動実験,液体リチウム純化系開発のためのトリチウムと窒素不純物制御用材料特性評価,放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計と基礎実験,安全性評価,計測系の概念検討等を実施した。KEP活動に続いて、Liターゲットの長時間安定運転を実証するため、移行期間を経てLi試験ループを中心とした工学実証・工学設計フェーズを開始する予定である。

報告書

MIZ-1号孔の岩芯を用いた室内物理・力学物性試験

杉田 信隆*; 中島 雅之*; 中村 敏明*

JNC TJ7450 2004-002, 698 Pages, 2004/03

JNC-TJ7450-2004-002.pdf:168.94MB

本業務では,岐阜県瑞浪市で実施されている「超深地層研究計画」の中での,地表からの調査予測研究段階の一環として,深度500m近傍までの物性値を概略的に把握することを目的として,MIZ-1号孔の岩芯を用いた室内物理・力学物性試験を行い,瑞浪層群,土岐花崗岩の物理特性,力学特性の基礎的な知見を得た。

論文

Removal and control of tritium in lithium target for International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF)

中村 博雄; 井田 瑞穂*; 杉本 昌義; 湯谷 順明*; 竹内 浩

Fusion Science and Technology, 41(3), p.845 - 849, 2002/05

国際核融合材料照射施設(IFMIF)では40MeVの重陽子ビームを液体リチウム(Li)ターゲットに入射し、D-Li反応により中性子を発生させる。この際、最大で年間10gのトリチウム(T)が発生する。施設の安全運転のため、生成したTをLiループから除去する必要がある。T除去方法の候補は、軽水素添加によるスワンピング法によるコールドトラップ方式とイットリウムゲッターによるホットトラップ方式である。また、Li中のT測定方式の候補は、NbまたはNb-Zr膜透過の水素同位体ガスの四重極質量分析計測定及びプロトン導電性セラミックセンサー測定である。本報告では、これらのTの除去と制御法に関する設計検討結果について述べる。

論文

Tritium processing and tritium laboratory in International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF)

湯谷 順明*; 中村 博雄; 杉本 昌義; 竹内 浩

Fusion Science and Technology, 41(3), p.850 - 853, 2002/05

本報告は、国際核融合材料照射施設(IFMIF)で照射したトリチウムを含む材料の照射後試験施設とIFMIFで発生するトリチウムの処理方法の設計に関するものである。IFMIFでは、重陽子ビームを液体リチウム(リチウムターゲット)に入射させ、D-Li反応により中性子を発生させる。トリチウムはこの反応で生成されるとともに、増殖材のトリチウムその場実験テストモジュールからも生成される。トリチウムその場実験テストモジュールの照射後試験とリチウムターゲットの保守を行うため、必要な機器,ホットセルの規模及び搬送方法の検討を行い、トリチウム実験室のレイアウトを定めた。トリチウム処理に関しては、液体状及び固体状のものは施設内に一時保管できるが、気体状のものは外部へ放出せねばならないので、トリチウムの漏洩量と処理方法を検討し、処理設備の能力を設定した。

論文

Status of lithium target system for International Fusion Material Irradiation Facility (IFMIF)

中村 博雄; 井田 瑞穂*; 杉本 昌義; 竹内 浩; 湯谷 順明*; IFMIF International Team

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.919 - 923, 2001/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.13(Nuclear Science & Technology)

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウムターゲット系の現状について述べる。IFMIFは、核融合炉材料開発のため、照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m$$^{2}$$)を発生可能なD-Li反応方式の加速器型中性子源である。このような中性子発生のため、最大エネルギー40MeV,最大電力250mAの重水素ビームを、最大流速20m/sの液体リチウム流ターゲットに入射させる。1995年から1998年に実施した概念設計に続き、1999年に合理化設計を実施し、当初のIFMIF計画の目的を損なわずにコストを削減し、IFMIFの成立性を高めた。主な偏光は、液体リチウムターゲットの数を2個から1個に削減,リチウムルーム建家高さの半減等である。2000年からは、要素技術確証を開始し、液体リチウムループ実験の検討やリチウム模擬水実験を行った。また、リチウムループ系のシステム設計も開始した。

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