検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 50 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Irradiation performance of sodium-bonded control rod for the fast breeder reactor

佐々木 新治; 前田 宏治; 古屋 廣高*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.276 - 282, 2018/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

The lifetime of control rods is limited by the absorber (B$$_{4}$$C pellets)-cladding mechanical interaction (ACMI). Therefore, sodium (Na)-bonded control rods were developed for long-life control rods. Na-bonded control rods have been irradiated in the experimental fast breeder reactor, JOYO MK-III, and the diametrical changes of the Na-bonded absorber pins after the irradiation were measured in detail. In this paper, these detailed measurements were compared with the results obtained in helium (He)-bonded control rods with and without the shroud tube in a wide burn-up range. From the comparison, it was concluded that the Na-bonded absorber pins are very effective for achieving long-life control rods.

論文

Application of FE-SEM to the measurement of U, Pu, Am in the irradiated MA-MOX fuel

佐々木 新治; 丹野 敬嗣; 前田 宏治

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/00

高速炉での照射中には、径方向の温度勾配により、径方向に組織変化と径方向の元素分布の変化が発生する。このため、マイナーアクチノイドが含まれるMOX燃料の照射による振る舞いを研究することは、高速炉燃料の開発に重要である。燃料試料の詳細な観察と元素分析を行うために、FE-SEM/WDXを用いて、照射済のMA-MOX燃料の照射後試験を実施した。試料は高い放射能量と$$alpha$$線を有するため、装置は改造している、(1)放射性物質の漏洩を防ぐため、FE-SEMとシールドを遠隔でコントロールする試料移送装置を取り付けた。(2)装置と作業者の被ばくを防止するため、装置は遮へい体の内部にインストールし、制御系は外部に移設した。照射されたMA-MOXには組織変化が観察され、特性X線のピークを検出することに成功した。特性X線の強度を用いて、U, Pu, AmのMA-MOX試料の径方向に沿った定量的な評価を試みた。これにより、Um, Pu, Amの径方向の分布の変化を掴むことができた。この方法は、微細組織の変化とMA-MOX燃料の元素分布の変化を解明することに大きな利点がある。

報告書

高線量照射済燃料の観察のための走査型電子顕微鏡の整備

磯崎 美咲; 佐々木 新治; 前田 宏治; 勝山 幸三

JAEA-Technology 2015-058, 28 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-058.pdf:23.51MB

高速炉で使用されるウラン-プルトニウム混合酸化物燃料(以下、MOX燃料)は、照射中のペレット径方向の急峻な温度勾配により中心空孔等の形成を伴う組織変化が生じ、ウランやプルトニウムといった元素の再分布が発生する。高速炉燃料の高性能化では、詳細な照射挙動として、燃料ペレット内の微細部の組織変化やウランやプルトニウムといった元素の再分布挙動を把握しておくことが必要不可欠である。そこで、高い分解能での照射済燃料の微細部の組織観察及び元素分析を行うため、エネルギー分散型X線分光器(EDS)及び波長分散型X線分光器(WDS)を取り付けた電界放射走査型電子顕微鏡(以下、FE-SEM)を、高速炉燃料集合体の照射後試験施設である照射燃料集合体試験施設(以下、FMF)に導入した。今回導入したFE-SEMで測定対象とする試料は、核燃料物質(ウラン, プルトニウム等)、核分裂生成物(セシウム, ロジウム等)、中性子照射による放射化物(コバルト, マンガン等)の放射性物質を含むため、その放射能が非常に高く、その取扱時には放射線による作業者の被ばくの低減と、放射性物質(特に法令上厳しい管理を求められる$$alpha$$放出核種(ウラン, プルトニウム等))の漏えい防止を考慮する必要がある。このため、今回のFE-SEMの整備では、日本電子製のJSM-7001Fを基本機器とし、以下の改造を行った。(1)放射性物質からの放射線を遮蔽するためにFE-SEMの周辺にメンテナンス性を考慮した遮へい体を設置した。(2)放射性物質の漏えいを避けるために金相セルと装置間に試料移送機構を設置及び防振ダンパーの撤去と剛構造による固定をした。本報告書では、FE-SEMの概要と改造内容、導入整備手順、性能試験の結果について報告する。

論文

Early-in-life fuel restructuring behavior of Am-bearing MOX fuels

田中 康介; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 小山 真一

Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.619 - 621, 2015/10

高速実験炉「常陽」のB11及びB14で短期照射されたAm-MOX燃料の照射後試験を実施し、組織変化挙動(中心空孔径の発達状況等)に係るデータを取得した。その結果、O/M比が1.95から1.98付近の燃料の組織には明確なO/M比依存性が認められないが、定比組成(O/M=2.00)では顕著な組織変化が見られた。これにより、Am-MOX燃料の照射初期における中心空孔の形成には、燃料ペレットの熱伝導率の差よりも、蒸発-凝縮機構に及ぼすO/M比依存性の影響が強く現れることがわかった。

論文

Distribution of radioactive nuclides of boring core samples extracted from concrete structures of reactor buildings in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

前田 宏治; 佐々木 新治; 熊井 美咲; 佐藤 勇; 須藤 光雄; 逢坂 正彦; 後藤 哲夫*; 酒井 仁志*; 千金良 貴之*; 村田 裕俊*

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.1006 - 1023, 2014/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:43.1(Nuclear Science & Technology)

2011年3月11日の東日本大震災を受けた福島第一発電所の原子炉建屋内は、引き続いて生じたシビアアクシデントのため高放射性物質が、原子炉建屋内に高濃度で残留している。原子炉の廃止措置を進めるためには、作業員の被ばく低減のための建屋内除染が重要である。このため、原子炉建屋1から3号機で採取した18サンプルについて、汚染性状の把握コンクリートへの汚染浸透の有無を確認することを目的とした詳細な核種分析等を実施した。また2号機のサンプルについて簡便なホット除染を行うことにより、残留する汚染の性状調査および除去可能な除染技術の検討を行った。この結果、サンプルの塗膜近傍に残留していた汚染の97%(固着性汚染)が除去され、塗膜への浸透汚染ではないことが明らかとなった。

報告書

福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた2-$$ textcircled{1} $$-1建屋内遠隔除染技術の開発; JAEAにおけるサンプルの詳細分析結果

前田 宏治; 佐々木 新治; 熊井 美咲; 佐藤 勇; 須藤 光雄; 逢坂 正彦

JAEA-Research 2013-025, 123 Pages, 2014/01

JAEA-Research-2013-025-01.pdf:50.58MB
JAEA-Research-2013-025-02.pdf:61.94MB
JAEA-Research-2013-025-03.pdf:52.86MB
JAEA-Research-2013-025-04.pdf:61.52MB
JAEA-Research-2013-025-05.pdf:44.49MB

福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究開発課題「2-$$ textcircled{1} $$-1建屋内の遠隔除染技術の開発」のなかで、1号機から3号機の原子炉建屋において採取したサンプルについて性状把握(遊離性,固着性,浸透汚染)を目的とした現地分析が実施された後、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターにある照射燃料集合体試験施設(FMF)へ代表的なサンプルを輸送し、汚染の広がりや汚染の浸透を把握するための詳細分析をFMF及び照射燃料試験施設(AGF)で実施した。特に、床コンクリート保護用のエポキシ塗膜とコンクリート内部について主な汚染源となっているセシウムの浸透状況を調査した。サンプルの詳細分析の結果、2号機原子炉建屋の汚染状況が1, 3号機のものと異なること、床コンクリートの上面を保護するエポキシ塗膜がコンクリートへの汚染の浸透を抑制すること、床コンクリート表面を保護する塗膜に1mm以下の局所的な汚染の侵入があることがわかった。

報告書

「ふげん」燃料被覆管を用いた人工海水浸漬試験及び強度特性評価

山県 一郎; 林 長宏; 益子 真一*; 佐々木 新治; 井上 賢紀; 山下 真一郎; 前田 宏治

JAEA-Testing 2013-004, 23 Pages, 2013/11

JAEA-Testing-2013-004.pdf:8.59MB

東日本大震災に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故において、使用済燃料プールに保管されていた使用済燃料は、瓦礫の落下・混入や海水注入等、通常の運転時ではあり得ない環境に晒された。使用済燃料プール中の燃料集合体の健全性や、共用プール移送後の長期間保管における健全性の評価に資するため、新型転換炉「ふげん」にて使用されたジルカロイ-2燃料被覆管を用い、使用済燃料プールの模擬水として2倍に希釈した人工海水を用いた、液温80$$^{circ}$$C、浸漬時間約336時間の浸漬試験を実施した。得られた主な結果は以下の通りであり、本試験条件において照射済みジルカロイ-2燃料被覆管への人工海水浸漬による機械的特性への影響はなく、顕著な腐食も生じないことを確認した。(1)浸漬前後の試料表面の外観に明確な変化は見られず、試料外表面近傍の酸化層等においても明確な変化は見られず、浸漬試験による顕著な表面腐食の進行はない。(2)引張強さ及び破断伸びは浸漬前後で有意な変化はなく、浸漬試験による機械的特性へ有意な影響はない。(3)照射済み試料を遠隔操作で浸漬試験及び引張試験を行うための手法を確立した。

論文

Results of detailed analyses performed on boring cores extracted from the concrete floors of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant reactor buildings

前田 宏治; 佐々木 新治; 熊井 美咲; 佐藤 勇; 逢坂 正彦; 福嶋 峰夫; 川妻 伸二; 後藤 哲夫*; 酒井 仁志*; 千金良 貴之*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.272 - 277, 2013/09

Due to the earthquake and tsunami, and the following severe accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, concrete surfaces within the reactor buildings were exposed to radioactive liquid and vapor phase contaminants. In order to clarify the situation of this contamination in the buildings of Units 1-3, selected samples were transported to the FMF of JAEA-Oarai where they were subjected to analyses to determine the surface radionuclide concentrations and to characterize the radionuclide distributions. In particular, penetration of radio-Cs in the surface coatings layer and sub-surface concrete was evaluated. The analysis results indicate that the situation of contamination in the building of Unit 2 was different, and the protective coatings on the concrete floors provided significant protection against radionuclide penetration. The localized penetration of contamination was found to be confined within 1 mm of the surface of the coating layer of some mm.

報告書

高速炉における放射性腐食生成物(CP)のナトリウム中移行挙動評価のための解析手法の調査

松尾 陽一郎; 佐々木 新治

JAEA-Review 2013-007, 46 Pages, 2013/05

JAEA-Review-2013-007.pdf:4.68MB

放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損事象のないナトリウム冷却の高速炉での、メンテナンス作業等での個人放射線被ばくの主要な要因となる。既存のCP移行挙動解析コードにて使用される解析モデルを評価するために、高速実験炉「常陽」やナトリウムの試験ループにおけるCP沈着に関する過去の報告を調査した。「常陽」で照射された燃料被覆管の外表面のSEM画像から、CPを含む粒子が沈着している証拠が得られた。しかしながら、従来のCP移行挙動解析コードはナトリウム中の粒子の挙動を解析するモデルを含んでいない。さらに、従来のCP移行挙動解析コードの解析では、CP沈着速度に関する補正係数を必要とする。この補正係数は、運転経験を有する原子炉での測定値に基づいて決定されなければならない。測定値を有しない原子炉での正確な予測が難しいことは、注目すべき課題である。本レビューでは、高速炉におけるCP移行挙動の調査に基づく解析手法の改良について論ずる。

論文

$$E_1/E_2$$ traps in 6H-SiC studied with Laplace deep level transient spectroscopy

小泉 淳*; Markevich, V. P.*; 岩本 直也; 佐々木 将*; 大島 武; 児島 一聡*; 木本 恒暢*; 内田 和男*; 野崎 眞次*; Hamilton, B.*; et al.

Applied Physics Letters, 102(3), p.032104_1 - 032104_4, 2013/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:56.89(Physics, Applied)

Electrically active defects in $$n$$-type 6H-SiC diodes were investigated using deep level transient spectroscopy (DLTS) and high-resolution Laplace DLTS. The commonly observed broadened DLTS peak which was previously ascribed to two traps referenced as $$E_1/E_2$$ has three components with activation energies for electron emission of 0.39, 0.43, and 0.44 eV. The defects associated with these emission signals have similar electronic structure, each possessing two energy levels with negative-$$U$$ ordering in the upper half of the 6H-SiC gap. The defects are related to a carbon vacancy at three non-equivalent lattice sites in 6H-SiC.

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の使用済広領域中性子検出器の動作不能調査; サンプル試験及び破壊試験

篠原 正憲; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 芳賀 広行; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 高田 清志*; 東村 圭祐*; 藤井 淳一*; 鵜飼 隆由*; et al.

JAEA-Technology 2012-032, 29 Pages, 2012/11

JAEA-Technology-2012-032.pdf:6.57MB

2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの寿命を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、動作不能箇所の特定及び破損原因を調査するため、製作メーカにてWRM模擬試験体を製作し、組立に起因する強度低下及び熱サイクルによる強度低下試験並びに照射燃料集合体試験施設(FMF)にてWRMの破壊試験を実施した。本報告書は、WRMの動作不能の原因調査及び破壊試験結果をまとめたものである。

論文

Support system for training and education of future expert at PIE Hot Laboratories in Oarai JAEA; FEETS

逢坂 正彦; 堂野前 貴子; 市川 正一; 佐々木 新治; 石見 明洋; 井上 利彦; 関尾 佳弘; 三輪 周平; 大西 貴士; 浅賀 健男; et al.

Proceedings of 1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC), 2 Pages, 2012/03

原子力機構大洗ホットラボにおける原子力人材育成のためのサポート制度(FEETS)について紹介する。施設の特徴の整理及びユーザーニーズの調査結果に基づいて制度を構築した。FEETSによりサポートされた種々の人材育成プログラムについて紹介する。

論文

Measurement of deformation of FBR fuel assembly wrapper tube by an innovative technique

佐々木 新治; 阿部 和幸; 永峯 剛

JAEA-Conf 2008-010, p.362 - 371, 2008/12

FBR燃料集合体ラッパ管の変形を測定するため、革新的な技術を開発し、原子力機構大洗のFMFにあるホットセルに設置した。この装置の性能を確認するために、高速実験炉「常陽」で照射された高燃焼度集合体のラッパ管を測定した。これまで使用していた装置では、対面間寸法は3点だけを軸方向に沿って測定していた。一方、開発した技術による装置はラッパ管の外表面の対面間寸法を横方向に沿って連続的に測定する。この技術を用いて、ラッパ管の変形の詳細な分析ができるようになった。

報告書

地層処分技術に関する知識基盤の構築; 平成18年度報告

梅田 浩司; 大井 貴夫; 大澤 英昭; 大山 卓也; 小田 治恵; 亀井 玄人; 久慈 雅栄*; 黒澤 英樹; 小林 保之; 佐々木 康雄; et al.

JAEA-Review 2007-050, 82 Pages, 2007/12

JAEA-Review-2007-050.pdf:28.56MB

本報告書は、2006年度(平成18年度)の地層処分技術に関する各々のプロジェクトにおける研究開発の現状とトピック報告を示した年度報告書である。

論文

Fuel-cladding chemical interaction in MOX fuel rods irradiated to high burnup in an advanced thermal reactor

田中 康介; 前田 宏治; 佐々木 新治; 生澤 佳久; 安部 智之

Journal of Nuclear Materials, 357(1-3), p.58 - 68, 2006/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:52.63(Materials Science, Multidisciplinary)

新型転換炉原型炉「ふげん」でペレットピーク燃焼度47.5GWd/tまで照射したMOX燃料E09において、被覆管内面に着目した組織観察及び元素分布測定を実施した。被覆管内面における反応層厚さについては、同程度の燃焼度のUO$$_{2}$$燃料における測定値と概ね等しい結果が得られた。また、局所的に燃焼度が増加するPuスポット部においても、その有意な増加は認められず、周辺マトリックス部における値と明確な違いは観察されなかった。被覆管内面にはボンディング層の発現が認められ、同層の形態、存在する元素、発現照射条件は、FPガス放出の大きいBWR用UO$$_{2}$$燃料における結果と類似していた。

論文

Backlight imaging tomography for gas-liquid two-phase flow in a helically coiled tube

村井 祐一*; 大岩 浩司; 佐々木 敏男*; 近藤 勝彦; 吉川 信治; 山本 富士夫*

Measurement Science and Technology, 16(7), p.1459 - 1468, 2005/07

 被引用回数:16 パーセンタイル:26.23(Engineering, Multidisciplinary)

ヘリカルコイル管内の空気-水二相流をバックライトを用いて断層撮影し、相分布と相関の干渉を明らかにした。内径20mmの管でみかけ流速6m/sまでの条件で測定を行った。遠心力の流況への影響が顕著なスラグ流を集中的に撮影した。互いに異なる角度で管外側に設置された6枚の鏡を用いて二相の構造を可視化した。線形後退投射アルゴリズムを用いて時間軸を加えた映像を生成して相分布を構築した。この断層撮影によって、高流速条件下での壁面被覆効果などの、ヘリカル管の新しい特徴をいくつか示すことができた。

論文

CT-Base visualization of gas-liquid two-phase flow in helically coiled tubes

大岩 浩司; 村井 祐一*; 佐々木 俊男*; 吉川 信治; 山本 富士夫*

Proceedings of 4th World Congress on Industrial Process Tomography, Vol.1, p.428 - 433, 2005/00

減り駆るコイル管内気液二相流を画像解析する6方向バックライトCT解析システムを構築した。実験結果より、コイルの遠心力によって生じる二次流れによって気体スラグ上壁部において重力に反して壁面を被う液膜の層が生じていることがわかった。また、この層は気液の流量から計算される見かけの平均速度が速い条件で現れることが明らかになった。

報告書

広域地下水流動研究 年度報告書(平成14年度)

天野 健治; 岩月 輝希; 上原 大二郎; 佐々木 圭一; 竹内 真司; 中間 茂雄

JNC-TN7400 2003-002, 40 Pages, 2003/04

JNC-TN7400-2003-002.pdf:23.2MB

核燃料サイクル開発機構東濃地科学センターでは,地層処分研究開発の基盤となる深地層の科学的研究(地層科学研究)を実施している。この研究の一環として,広域における地表から地下深部までの地質・地質構造,地下水の流動特性や地球化学特性などを明らかにするために必要な調査・解析技術,ならびに調査・解析結果の妥当性を評価するための技術の開発を主な目的として,「広域地下水流動研究」を平成4年度から岐阜県土岐市にある東濃鉱山の周辺域を研究開発の場として実施している。これまでに,約10km四方の研究実施領域においてリモートセンシング調査,空中物理探査,地上物理探査,地表地質調査,表層水理調査,試錐調査および地下水長期観測を実施してきた。これらの調査研究により,表層地質の分布,土岐花崗岩体の岩相(粒度・鉱物組成)の不均質性などの地質学的情報,岩盤の透水性や地下水の水頭分布などの水理学的情報,花崗岩中における地下水の水質分布などの地球化学的情報を蓄積した。平成14年度においては,リージョナルスケールを対象とした調査・研究として,リージョナルスケールにおける地下水流動解析を実施し,リージョナルスケールのモデル化の領域設定方法の考え方を提示した。また,リージョナルスケールでの地下水の違いが解析結果に与える影響について検討した。また,ローカルスケールのモデル化・解析領域およびその境界条件の設定方法の考え方を提示し,ローカルスケールを対象とした調査として,リニアメント調査,反射法弾性波探査を実施した。さらに,DH-2号孔を利用したVSP探査,地下水調査などを実施するとともに,既存試錐孔を利用した地下水の長期観測を実施した。調査技術開発として調査に適用された要素技術の評価ならびに調査手法・調査機器の開発・改良を継続した。

報告書

制御棒材料照射リグAMIR-6の照射後試験; キャプセルの非破壊試験結果

阿部 和幸; 佐々木 新治; 菊地 晋; 勝山 幸三; 永峯 剛; 松元 愼一郎

JNC-TN9430 2002-003, 52 Pages, 2002/05

JNC-TN9430-2002-003.pdf:2.98MB

高速実験炉「常陽」において、制御棒材料照射リグ(AMIR)を用いた商社試験が継続的に行われている。AMIR-6は、制御棒要素の破損限界評価と炭化ホウ素(B4C)ペレットの割れ欠けにより生じる再配置(リロケーション)の抑制対策効果の確認を目的に商社試験を実施したものである。 この目的に沿って、製造仕様として、ペレットと被覆管(内側キャプセル管)との間のギャップ幅、10B濃縮度、被覆管肉厚、同材質を変えて試験した。また、リロケーションの抑制対策として、薄いシュラウド管でペレットを覆った照射キャプセルも加えた。照射キャプセルは上下ニ段にしてコンパートメントに装荷し、7本を組み合わせて集合体AMIR-6とした。照射キャプセルは二重構造となっており、内側キャプセル被覆管と外側キャプセル管の間にはナトリウムを充填している。 AMIR-6は、「常陽」MK-II炉心の第6列において、最高燃焼度106$$times$$10の26乗CAP/立法メートル、最高照射量 3.82$$times$$10の26乗n/平方メートルまで照射し、照射温度は、設計値で530$$sim$$890である。 重量測定の結果、コンパートメント下部側の照射キャプセルで重量変化が見られた。これらに対して行った詳細外観検査などにより、重量増加の見られた3つの照射キャプセルでは、外側管(ネジ端栓部のクラック)からナトリウムの侵入が観察された。ナトリウムの充填高さを調べた結果、量の少なかったものが、下部照射キャプセル7つの内6つにおいて確認された。下部側の照射キャプセル7つの内、3つの内側キャプセルの被覆管にクラックが発見されたが、これは、ナトリウムが少ないことにより温度が上昇し、被覆管強度が低下して生じたと推察される。 なお、シュラウド管を用いた照射キャプセルについては、被覆管に膨れやオーバリティは見られず、初期の目的通りの機能を果たしたと推定される。

口頭

PNC1520鋼被覆管を用いた燃料ピンの照射後試験

佐々木 新治; 前田 宏治

no journal, , 

高速実験炉「常陽」にてはじめてバンドル照射された、PNC1520鋼を被覆管に用いた燃料ピンから試料を採取し、破壊試験(光学顕微鏡観察及びEPMA分析)を実施した。本試験試料のFCCIは、過去のMK-II炉心燃料の結果と同様に寿命平均での被覆管内面温度が約500$$^{circ}$$C以上で見られ、被覆管内面温度の上昇とともに内面腐食量が増大する傾向を示している。試料採取位置に対応する燃焼度及び被覆管内面温度,ペレットのO/M等とFCCI量の関係を整理した結果、PNC316鋼と類似の傾向にあることを確認した。また、内面腐食部位の反応層では、明瞭な粒界腐食は認められなかった。EPMAを用いた元素分析の結果、反応層ではFe, Cr, Cs, Mo、及び酸素で構成されていることを確認した。これらの結果から、PNC1520鋼のFCCI反応層における組織形態及び元素分布はPNC316鋼と類似していることがわかった。

50 件中 1件目~20件目を表示