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論文

CERL主加速器クライオモジュール運転の現状; 大電流ビーム運転時における空洞内の現象理解に向けて

沼田 直人*; 浅川 智幸*; 阪井 寛志*; 梅森 健成*; 古屋 貴章*; 篠江 憲治*; 江並 和宏*; 江木 昌人*; 坂中 章悟*; 道園 真一郎*; et al.

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.566 - 570, 2015/09

将来の大規模ERL型加速器実現のために、試験加速器であるコンパクトERL(cERL)が建設された。2013年度よりビームコミッショニングを行っており、2014年2月にはビームが周回するようになった。現在は目標のビーム性能を実証するための調整運転を行っている。cERLでは大電流かつ低エミッタンスのビームを高加速勾配の超伝導空洞で安定にエネルギー回収運転できるかの実証を目的としている。主加速器クライオモジュールの性能評価試験結果及びcERL運転時においてのモジュール内の現象を報告する。

報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

報告書

バッグイン・バッグアウト方式による大型グローブボックスのアクリルパネル交換技術

桜庭 直敏; 沼田 正美; 古宮 友和; 市瀬 健一; 西 雅裕; 冨田 健; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 宮田 精一; 黒澤 達也; et al.

JAEA-Technology 2009-071, 34 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-071.pdf:21.07MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所の廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱う大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、バッグイン・バッグアウト方式によるアクリルパネルの交換技術を開発し、劣化が生じたアクリルパネルの交換作業に適用した。その結果、グローブボックス内の部分的な除染作業を行うだけで、負圧維持条件下で安全にアクリルパネルの交換ができた。また、グリーンハウスを用いてエアラインスーツを着用した作業者が直接アクリルパネルの交換を行う従来技術に比べ、安全性,作業性及びコスト等の面で極めて有効な作業技術であることが実証された。

論文

Replacement technique for front acrylic panels of a large size glove box using bag-in / bag-out method

遠藤 慎也; 沼田 正美; 市瀬 健一; 西 雅裕; 古宮 友和; 桜庭 直敏; 宇佐美 浩二; 冨田 健

Proceedings of 46th Annual Meeting of "Hot Laboratories and Remote Handling" Working Group (HOTLAB 2009) (CD-ROM), 6 Pages, 2009/09

東海研究開発センター原子力科学研究所WASTEFでは、$$alpha$$$$gamma$$セル内機器のメンテナンスやTRU窒化物燃料の基礎物性試験を行うための大型グローブボックス(メンテナンスボックス)が設置されている。当該グローブボックスのアクリルパネルの一部には、劣化による微小き裂が生じており、安全な運転を行うためにパネル交換が必要となった。しかしながら、従来のパネル交換手法では、グローブボックス全体の除染やグリーンハウス内でのALS作業が必要となり、交換作業には多くの時間と人手が必要である。また、ALS作業に伴う汚染等のリスクも高くなる。そこでグローブボックスで物品等の搬出入に用いられているバックイン/バックアウト法を大型グローブボックスのパネル交換に適用したパネル交換手法を開発した。この方法は、交換するパネルを大型バックで覆い、バック内でパネル交換作業を実施するためにグローブボックスの除染やグリーンハウス設置が必要なくなり、パネル交換時のALS作業を削減することが可能となった。本交換手法をWASTEFのメンテナンスボックスのパネル交換に適用し、従来手法と比べて約1/5の人工でパネル交換を実施した。従来手法と比べて作業時間の短縮かつ安全な交換作業及び放射性廃棄物の低減化が可能であることを確認した。

論文

PIE technique of LWR fuel cladding fracture toughness test

遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 仲田 祐仁; 福田 拓司*; 沼田 正美; 木崎 實; 西野 泰治

Proceedings of 2005 JAEA-KAERI Joint Seminar on Advanced Irradiation and PIE Technologies, p.S2_7_1 - S2_7_11, 2005/11

近年、高燃焼度燃料を使用した出力急昇試験において、被覆管の軸方向に脆性割れが観察されている。この脆性割れは、高燃焼度化に伴う被覆管の水素吸収に起因した機械的特性の劣化と考えられているが、引張試験やバースト試験等の従来からの照射後試験技術では、その抵抗性を評価することは不可能である。燃料被覆管の脆性割れに対する抵抗性評価技術は、高燃焼度化燃料の健全性評価のうえで極めて重要であり、新たな照射後試験技術としての確立が急務となっている。脆性材料の壊れ抵抗性評価は、破壊靱性試験によってのみ可能である。しかしながら、規格化された既存の破壊靱性試験標準試験法は、平面歪状態を満足する形状の試験片に対するものであり、燃料被覆管のような薄肉で細径の管状材料には適用できない。このため、原子燃料工業によってコールド試験用に開発されたNCT試験法の照射後試験への適用が提案された。本セミナーでは、原子燃料工業とホット試験室との共同研究で開発した、NCT試験法による燃料被覆管の破壊靱性試験のための照射後試験技術、すなわち、使用済み燃料被覆管からのサンプル加工技術,試験片組立技術,疲労予き裂導入技術,NCT破壊靭性試験等の遠隔操作技術とを適用した照射後試験での有効性について概要を報告する。

報告書

燃料製造プロセス開発室研究開発機用-第1号-

根本 剛; 沼田 浩二; 岡田 尚; 都所 昭雄; 高橋 芳晴; 木原 義之; 川瀬 啓一

PNC TN8440 96-031, 20 Pages, 1996/07

PNC-TN8440-96-031.pdf:1.09MB

本報告書は燃料製造プロセス開発室の研究開発テーマの中で、電解溶解技術開発、MH法混合転換技術開発、噴霧熱分解法による顆粒粉末製造技術開発、プルトニウム系廃液処理プロセス開発、Np,Am回収技術開発等について、その概要を和文と英文により、記述したものである。

報告書

工程廃液処理設備の運転実績-平成7年度(1995年4月$$sim$$1996年3月)-

都所 昭雄; 沼田 浩二; 廣田 隆; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*; 吉澤 知幸*

PNC TN8440 96-014, 24 Pages, 1996/04

PNC-TN8440-96-014.pdf:0.88MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1) 本年度の工程中和廃液受入量は923l、スラリ焙焼貫備からは洗浄液として66l、分析廃液は272.8lであり、合計1261.8lである。なお、前年度繰越量である工程廃液103l、分析廃液33.2lを含めると今年度処理対象液量の合計1398lである。(2) その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ1068l、240lであり合計1308lとなった。(3) また本年度は、ノンスラッジ廃液処理プロセス開発として進めている、不溶性タンニンを使用した確証試験装置を製作後、グローブボックス内に配置し、実プルトニウム廃液処理試験を開始した。なお、試験装置による処理量は、上記1308l中の約630lであり、年間処理量の約半数量を約2ヵ月で処理することができた。(4) 処理液中の$$alpha$$$$beta$$線放射能濃度は、何れも払出し基準値である5.6$$times$$10-2Bq/ml以下となり、次工程の廃水処理室(プルトニウム燃料第一開発室:R-4)に送液した。

論文

プルトニウム系廃液処理プロセスの開発

沼田 浩二; 根本 剛; 都所 昭雄

動燃技報, (94), p.72 - 77, 1995/06

MOX燃料製造施設等から発生するプルトニウム系廃液の処理(Fe共沈法、活性炭及びキレート樹脂吸着法)に伴ない発生する二次副生物(スラッジ、廃樹脂、活性炭)の低減化を目指し「ノンスラッジ廃液処理プロセスの開発」に着手した。本方法は、不溶性タンニン(吸着剤)を使用するものであり、使用済吸着剤が熱分解でガス化する利点に着目した。Pu廃液による各種基礎試験、実廃液によるカラム処理試験及び吸着剤の熱分解試験等を実施し、Pu吸着特性、DFに及ぼす線速度ならびにカラム長さの影響等のデータを収集した。本報告は、これらの試験内容及び得られた結果をまとめたものである。従来のFe共沈法と比べ処理液中の$$alpha$$線放射能濃度は確実に低下傾向を示し、吸着剤カラムのみで設備を構成できコンパクト化が図れること、また発生廃棄物は熱分解により、吸着物(Pu,U)の酸化物のみとなり、プルトニウム系廃液処理法として有効であることを確認できた。

報告書

工程廃液処理設備の運転実績-平成6年度(1994年4月$$sim$$1995年3月)-

都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 廣田 隆; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*

PNC TN8440 95-019, 22 Pages, 1995/04

PNC-TN8440-95-019.pdf:0.83MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1) 本年度の工程中和廃液受入量は796l、スラリ 焼設備からは洗浄液として154l、分析廃液は534.7lであり、合計1484.7lである。なお、前年度繰越量である工程廃液85l、分析廃液55.5lを含めると今年度処理対象液量の合計1625.2lである。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ932l、584.5lであり合計1516.5lとなった。(3)処理液中の$$alpha$$$$beta$$線放射能濃度は、何れも放出基準値である5.6x10/SUP-2/Bq/ml以下となり、次工程の廃水処理室(プルトニウム燃料第一開発室:R-4)に送液した。

報告書

廃液処理設備の運転実績-平成5年度(1993年4月$$sim$$1994年3月)-

都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*; 吉沢 知幸*

PNC TN8440 94-011, 19 Pages, 1994/04

PNC-TN8440-94-011.pdf:0.42MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は9541、分析廃液は690.51であり、合計1644.51である。なお、前年度繰越量を含めると今年度処理対象液量はそれぞれ10781、707.51の合計1785.51である。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ9931、6481であった。(3)処理後の$$alpha$$$$beta$$放射能濃度は、何れも放出基準値である5.6$$times$$10ー2Bq/m1以下であった。

報告書

不溶性タンニンによる廃液処理プロセスの開発,3; 酸化及び還元雰囲気における熱分解試験

沼田 浩二; 根本 剛; 都所 昭雄

PNC TN8410 94-216, 18 Pages, 1994/04

PNC-TN8410-94-216.pdf:0.37MB

今回は、最終的に使用済吸着剤を容易に減容あるいは分解する場合、本吸着剤の分解温度、分解時間、分解ガスの成分と量、吸着剤中に含まれるメタルの最終残査の酸化状態などの熱分解挙動を知るための試験を実施し、以下に示す結果を得た。(1)分解炉中に空気を供給した酸化状態で約600$$^{circ}$$Cまで加熱することにより、吸着剤単体はほぼ完全に分解された。その時の主なガス成分はCO$$_{2}$$であり、その他としてCO、CH$$_{4}$$が検出された。(2)窒素ガス供給下(還元状態)で1000$$^{circ}$$Cまで加熱しても、初期乾燥重量の約45%が残査として残留する。残査の主成分は、吸着剤の成分である炭素であり、試験に使用した白金皿に付着していた。(3)酸化雰囲気下で加熱すると、吸着剤が分解し、大幅に重量減少する。最終的にはウラン、プルトニウムは安定な酸化物(例えば、それぞれU$$_{3}$$O$$_{8}$$、PuO$$_{2}$$の形態)として残留する。その他の元素も安定な酸化物として残留する。

報告書

不溶性タンニンによる廃液処理プロセスの開発(2)-カラム式プルトニウム吸着基礎試験-

沼田 浩二; 根本 剛; 都所 昭雄

PNC TN8410 94-215, 19 Pages, 1994/01

PNC-TN8410-94-215.pdf:0.53MB

プルトニウム第二、第三開発室などのプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニウム廃液処理設備において凝集沈澱処理(鉄共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副生物の発生しないあるいは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、不溶性タンニン(以下吸着剤という)によるノンスラッジ廃液処理プロセスの開発を行っている。今回は、前年度のビーカスケールバッチ試験に引続き、不溶性タンニンを用いた微量プルトニウムのカラム方式による吸着基礎試験を実施した。本試験では、不溶性タンニンのプルトニウム吸着性能を把握するため、DFに及ぼす線速度及びカラム長さの影響ならびに試験液中のプルトニウム濃度の影響を調べた。また、連続通水試験を実施し、不溶性タンニンの破過点確認試験を実施した。その結果、次のことが明らかになった。(1)パラメータ試験結果から、1)線速度が遅いほどDFが向上する。2)カラム長さが長いほどDFが向上する。3)$$alpha$$線放射能濃度が低いほどDFは低下する。(2)連続通水試験結果から、105Bq/mlオーダの試験液を処理した場合、タンニン充填量の約40倍まで処理が可能である。(3)中和処理後の105Bq/mlオーダの廃液を10-3Bq/ml(放出基準値の1/10)までPuを除去するためには、適切な線速度及びカラム長さを選定することにより可能である。

報告書

不溶性タンニンによる廃液処理プロセス開発-バッチ式Pu吸着基礎試験-

沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄

PNC TN8430 93-001, 37 Pages, 1993/04

PNC-TN8430-93-001.pdf:0.34MB

プルトニウム第二、第三開発室等のプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニム廃液処理設備において凝集沈殿処理(Fe共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副性物の発生しない或いは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、今回その一環として不溶性タンニンを用いたノンスラッジ廃液処理プロセスの基礎試験に着手した。本試験では、一般に金属イオンに対する吸着性が良く、かつ焼却処理の容易な不溶性タンニンを用いてプルトニウムの吸着率に及ぼす廃液のpH依存性、最大プルトニウム吸着率、不溶性タンニンに対するプルトニウム飽和吸着量等の基礎試験を行った。その結果次のようなことが明らかになった。1)吸着率に及ぼす廃液のpH依存性が少ない。2)廃液中の$$alpha$$放射能濃度が640Bq/ml以下の場合、不溶性タンニン100mgに対する吸着率は99%以上である。3)不溶性タンニン100mgあたりの最大吸着$$alpha$$線放射能量は、1.85x10/SUP8/Bqであり、プルトニウムに換算すると17.5mgである。このように、本設備のノンスラッジ廃液処理プロセス化を進める上での不溶性タンニンに対する基礎データが得られた。今後、カラム試験を通して具体的なフローシートスタディを行う計画である。

報告書

廃液処理設備の運転実績-平成4年度(1992年4月-1993年3月)-

沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*

PNC TN8410 93-101, 40 Pages, 1993/04

PNC-TN8410-93-101.pdf:0.85MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は688l、分析廃液は407lであり、合計1095lである。なお、前年度繰越量を含めるとそれぞれ859l、481lの合計1340lである。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ779l、477lであった。(3)処理後の$$alpha$$$$beta$$放射能濃度は何れも放出基準値である5.6$$times$$10-2Bq/ml以下であった。(4)設備診断を行った結果、早急に交換や点検を必要とする装置はなく、今後計画的に保守点検を行い、整備する計画である。

報告書

廃液処理設備の運転実績-平成3年度(1991年4月ー1992年3月)-

沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*

PNC TN8410 93-100, 46 Pages, 1993/04

PNC-TN8410-93-100.pdf:0.88MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液をほぼ計画通り処理することができた。その主な内容は次の通りである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は1196l、分析廃液は184lであり、合計1130lである。なお、前年度繰越分を含めるとそれぞれ1445l、232lの合計1677lが処理対象液である。(2)その内、今年度はの工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ1094l、172lであった。(3)処理後の$$alpha$$$$beta$$放射能濃度は何れも放出基準値である5.6$$times$$10-2Bq/ml以下であった。(4)設備診断を行った結果、早急に交換や改造を必要とする装置がないが、経年劣化も進んでいるので、交換可能な装置は計画的に交換する必要がある。

論文

不溶性タンニン(カラム吸着方式)による放射性廃液中のウラン・プルトニウムの除去技術

沼田 浩二; 植松 真一

月刊「エコインダストリー」, , 

ウラン・プルトニウム等の核燃料物質を使用する施設からの放射性廃液の廃液の処理は、従来から物理的、化学的な処理方法の組み合わせによって廃液中に含まれる放射性物質を除去する技術を採用している。廃液処理にともない発生する二次的な放射性廃棄物の保管・管理が課題のひとつとしてあげられている。そこで、従来の方法に替え植物性タンニンを利用し、これを不溶化処理したものを使用することによって、単一処理プロセスで放射性廃液の処理が可能となり、さらに二次的な放射性廃棄物の発生量低減を図ることができたので、その概要を紹介する。

口頭

寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,2; 実炉組合照射(JRR-3$$Leftrightarrow$$常陽)及びホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)作業の計画と実施

松井 義典; 鍋谷 栄昭; 楠 剛; 高橋 広幸; 相沢 雅夫; 仲田 祐仁; 沼田 正美; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 伊藤 和寛; et al.

no journal, , 

「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」の研究の中で、研究炉「JRR-3」及び高速実験炉「常陽」の両炉を用いて、各原子炉の特徴を活かした単独照射材及び相互の組合せ照射材を得るため、東海,大洗のホット試験施設を含めた計画及びH18年度の実施分について報告する。

口頭

バッグアウト・バッグイン方式による大型グローブボックス・パネルの交換技術

沼田 正美; 古宮 友和; 桜庭 直敏; 宇佐美 浩二; 喜多川 勇; 冨田 健*

no journal, , 

廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱うエアーラインスーツ設備常設の大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、安全性及び作業性を考慮したバッグアウト・バッグイン方式による大型グローブボックス用アクリル樹脂製パネルの交換技術を開発し、現況模擬のモックアップ実験によって確証し、内部劣化が生じていた実機パネルの交換作業に適用した。その結果、大型グローブボックス内の大規模な$$alpha$$除染作業を伴うことなく、平常時の負圧維持の下で、安全にパネルの交換作業ができ、作業性及び安全性等の面で極めて有効な技術であることが実証された。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,3; WASTEFを利用したJRR-3再照射用キャプセルの組立・解体技術

宇佐美 浩二; 市瀬 健一; 沼田 正美; 遠藤 慎也; 小野澤 淳; 高橋 広幸; 菊地 泰二; 石川 和義; 吉川 勝則; 仲田 祐仁; et al.

no journal, , 

「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に必要な常陽-JRR-3組合せ照射試料を取得するため、ホット試験施設(WASTEF:$$underline{Wa}$$ste $$underline{S}$$afety $$underline{Te}$$sting $$underline{F}$$acility)を利用したJRR-3再照射用キャプセルの組立技術を開発し、世界初の実炉組合せ照射を可能とした。

口頭

地層処分エンジニアリング統合支援システム(iSRE)の開発,6; iSREの実用化に向けた機能の拡充

沼田 太郎*; 藤澤 康雄*; 小林 優一*; 杉田 裕; 蔭山 武志; 羽根 幸司*; 佐原 史浩*; 矢吹 信喜*; 蒔苗 耕司*

no journal, , 

本発表では、放射性廃棄物の地層処分のための工学技術の知識化ツールとして、百年程度の長期にわたる処分事業の各段階での情報や知識を管理・継承するとともに、蓄積・統合された情報を用いて合理的な処分場の設計を可能とする地層処分エンジニアリング統合支援システムの開発について報告する。本編は、iSREのプロトライプの実用化に向けた機能の拡充について報告する。

口頭

地層処分エンジニアリング統合支援システム(iSRE)の開発,7; iSREの実用化に向けたプロトタイプの試運用

羽根 幸司*; 佐原 史浩*; 杉田 裕; 蔭山 武志; 藤澤 康雄*; 沼田 太郎*; 小林 優一*; 矢吹 信喜*; 蒔苗 耕司*

no journal, , 

本発表は、放射性廃棄物の地層処分のための工学技術の知識化ツールとして、百年程度の長期にわたる処分事業の各段階での情報や知識を管理・継承するとともに、蓄積・統合された情報を用いて合理的な処分場の設計を可能とする地層処分エンジニアリング統合支援システムの開発について報告するものである。本編は、iSREの試運用の概要と実用化に向けた課題について報告する。

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