検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 18 件中 1件目~18件目を表示
  • 1

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

報告書

CHEMKEq; 化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コード(受託研究)

伊藤 裕人*; 塩津 弘之; 田中 洋一*; 西原 慧径*; 杉山 智之; 丸山 結

JAEA-Data/Code 2018-012, 42 Pages, 2018/10

JAEA-Data-Code-2018-012.pdf:4.93MB

原子力施設事故時において施設内を移行する核分裂生成物(FP)の化学組成は、比較的遅い反応の影響を受けることにより化学平衡を仮定して評価した組成とは異なる場合が想定される。そのため、反応速度を考慮した化学組成評価が求められる。一方で、原子力施設事故時の複雑な反応に関する反応速度の知見は現状では限られており、実機解析に適用できるデータベースの構築に至っていない。そこで、FP化学組成評価における反応速度による不確かさの低減のため、化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コードCHEMKEqを開発した。このモデルは、系全体の質量保存則の下、前駆平衡と見なせる化学種を化学平衡論モデルにより評価し、その後の比較的遅い反応を反応速度論モデルにより解くものである。さらにCHEMKEqは、本混合モデルに加え一般的な化学平衡論モデル及び反応速度論モデルが使用可能であり、かつ、それらモデル計算に必要なデータベースを外部ファイル形式とすることで汎用性の高い化学組成評価コードとなっている。本報は、CHEMKEqコードの使用手引書であり、モデル, 解法, コードの構成とその計算例を記す。また付録には、CHEMKEqコードを使用する上で必要な情報をまとめる。

報告書

土岐花崗岩体の全岩化学組成および鉱物容量比データベース

酒井 利啓

JAEA-Data/Code 2018-006, 75 Pages, 2018/07

JAEA-Data-Code-2018-006.pdf:2.9MB
JAEA-Data-Code-2018-006-appendix(CD-ROM).zip:0.87MB

超深地層研究所計画および広域地下水流動研究における地質学的・岩石学的な基礎情報の整備を目的として、土岐花崗岩体に関する「全岩化学組成データ(主要成分元素, 微量成分元素)」と「鉱物容量比(モード)」を整理し、分析データベースとして取りまとめた。対象は広域地下水流動研究において行われた掘削深度500$$sim$$1000m級のボーリング孔(14孔)の岩石コアと地表露頭から採取した696個の岩石試料、および超深地層研究所計画において行われたボーリング孔(12孔)の岩石コアと研究坑道から採取した636個の岩石試料である。花崗岩類, 貫入岩, 割れ目充填物の岩石試料の分析値に3次元的な位置情報を付した。

論文

Evaluation of uncertainty associated with parameters for long-term safety assessments of geological disposal

山口 徹治; 水無瀬 直史; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一

JAERI-Conf 2005-007, p.150 - 155, 2005/08

この発表は、地層処分の地下水シナリオ評価の不確かさのうち、パラメータ不確かさを定量するための実験的研究について、その現状をとりまとめ、解決すべき課題を見極めるものである。はじめに不確かさの発生源,パラメータ不確かさと確率論的安全評価の関係,実験研究の優先順位の考え方を紹介した。次に、溶解度評価の不確かさ,ベントナイト系緩衝材中拡散係数評価の不確かさ,岩石への分配係数評価の不確かさについて、研究の現状を紹介した。溶解度評価の不確かさは、熱力学データの不確かさと、地下水化学環境条件評価の不確かさとから見積もられる。ベントナイト系緩衝材中拡散係数の不確かさは、それを決定する因子すなわち緩衝材の密度,モンモリロナイト含有量,間隙水化学組成,温度の評価の不確かさを総合することで見積もられる。岩石への分配係数の不確かさは、岩石の比表面積,地下水のpH,イオン強度,炭酸イオン濃度,コロイド生成,平衡からのずれの評価の不確かさを総合することで見積もられる。このような検討をベースに、今後の課題を抽出した。

論文

雑固体廃棄物をプラズマ溶融して製作した溶融固化体の化学的安定性

亀尾 裕; 原賀 智子; 中塩 信行; 星 亜紀子; 中島 幹雄

日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.354 - 362, 2004/12

低レベル放射性廃棄物をプラズマ溶融して製作した溶融固化体の化学的安定性を調べるため、MCC-3S試験法に準拠した溶出試験を行い、溶融固化体の主要成分(Na, Al, Si, Ca, Fe)と放射性核種($$^{60}$$Co, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu)の溶出率(NL$$_{i}$$)を測定した。溶融固化体の化学組成がNL$$_{i}$$に与える影響について調べた結果、溶融固化体のNL$$_{i}$$に対するFeO濃度の影響はあまり大きくなく、CaOとSiO$$_{2}$$の重量比で表される塩基度に大きく依存することがわかった。塩基度が0.8以下溶融固化体の場合、logNL$$_{i}$$は塩基度と直線関係にあるため、溶融固化体の化学組成を調べることによりNL$$_{i}$$を推定することが可能であると考えられる。

論文

50L規模の雑固体廃棄物溶融固化体の性能と放射能分布の均一性評価

中塩 信行; 中島 幹雄; 平林 孝圀*

日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.279 - 287, 2004/09

高周波誘導加熱とプラズマ加熱を併用するハイブリッド加熱方式及び導電性るつぼを用いる高周波誘導加熱方式の2つの溶融方式によって50Lドラム缶スケールの溶融固化体を製作した。長期浸出試験前後の溶融固化体を解体し、固化体の固型化材(モルタル)充填状況,固化体性状の変化,固化体の化学組成及び放射性核種分布の均一性を調べるとともに、溶融固化体加熱方式の違いが放射性核種の金属層・スラグ層への分布に与える影響を調べた。いずれの溶融方式においても、均質で放射性核種が均一に分布した溶融固化体が製作できることを示すとともに、長期浸出試験後も固化体性状の劣化はなく健全な状態が保たれていることを明らかにした。

論文

雑固体廃棄物のプラズマ溶融処理

中塩 信行; 中島 幹雄

デコミッショニング技報, (26), p.45 - 55, 2002/11

低レベル放射性廃棄物の溶融処理は、減容比が大きいこと,放射性核種の閉じ込め性能が高い固化体を製作できることなど、処分を考慮した均質で安定な廃棄体を製作するための有望な処理方法として注目されている。日本原子力研究所(原研)では低レベル放射性廃棄物を溶融処理により減容し、処分に向けて均一で安定な廃棄体を製作するために、1999年から高減容処理施設の建設整備を進めている。施設の供用開始に先立って、原研では処分に適した安定で放射能分布の均一な溶融固化体を製作するための溶融条件を把握することを目的に、プラズマ溶融処理によって製作した溶融固化体の性能評価試験を行ってきた。溶融試験では、非金属廃棄物を中心とした模擬雑固体廃棄物とRIトレーサーを非移行式プラズマトーチの加熱によって溶融し、溶融時における核種移行挙動及び溶融固化体の均一性,化学組成及び機械的強度等を調べたので、その一部を紹介する。

報告書

ナトリウム漏えい燃焼環境における床ライナの腐食発生条件確認実験(Run-F7-3,Run-F8-1)

二神 敏; 石川 浩康; 大野 修司; 宮原 信哉

JNC-TN9400 2000-092, 247 Pages, 2000/08

JNC-TN9400-2000-092.pdf:20.29MB

高湿分条件下における小規模ナトリウム漏えい時の受け皿減肉の腐食形態を明らかにすることを主目的として、「ナトリウムプール燃焼実験Run-F7-3」および「ナトリウム漏えい燃焼環境における床ライナの腐食発生条件確認実験Run-F8-1」を実施した。両実験では、大規模ナトリウム漏洩燃焼試験施設SAPFIREの小型密閉容器FRAT-1(内容積3mの3乗)を用い、炭素鋼製の受け皿上に約507$$^{circ}C$$のナトリウムを24$$sim$$26kg/hの流量で23$$sim$$25分間漏えいさせた。雰囲気条件は湿分濃度25000$$sim$$28000vol-ppmで5mの3乗minの換気を行い、燃焼の終了時刻(容器内のアルゴン置換の実施時刻)をパラメータとした。両ケースの受け皿の減肉量、材料分析結果、堆積物化学組成を分析・比較した結果から、2回の実験ではNaFe複合酸化型腐食が支配的であったと推定した。また、堆積物中にNaOHが形成されるのは主に漏えい終了後でありナトリウム漏えい期間中は溶融塩型腐食の発生しにくい環境であったことを確認した。

報告書

溶融塩高速炉の検討

久保田 健一; 江沼 康弘; 田中 良彦; 此村 守; 一宮 正和

JNC-TN9400 2000-066, 52 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-066.pdf:1.82MB

平成11年度より2年間の予定で高速増殖炉サイクルの実用化に向けた調査研究として、「実用化戦略調査研究フェーズI」を実施している。本報告書は、このフェーズIの中間段階、すなわち平成11年度の研究成果をまとめたもので、実用化戦略調査研究において対象としたFBRプラントシステムのうち溶融塩高速炉について技術的成立性及び経済性等の観点から検討を加えたものである。平成11年度は、その他概念の高速炉として流動燃料炉全般を対象として検討に着手し、現時点での知見に基づき軽水炉との燃料サイクルの整合が取れるU-Puサイクルが可能な唯一の高速増殖炉体系として、塩化物溶融塩炉を選定した。次に、溶融塩炉の抱える技術的・経済的な様々な課題を摘出・評価したうえで、塩化物溶融塩炉としての諸特徴を具備した溶融塩燃料組成及びプラント概念を暫定構築し、溶融塩以外の冷却材を使用するプラントと比較評価するため、限られた技術情報を前提として技術的及び経済的成立性について評価し以下の結果を得た。(1)塩化物溶融塩炉は固有の安全性を有し、再処理費や燃料費の著しい合理化効果が期待できる。(2)燃料インベントリと炉心冷却能力はNa冷却炉より劣るため、原子炉及び冷却系機器の物量がNa冷却炉より増加する。(3)溶融塩との共存性のある経済的な構造材料開発の見通しが不明である。以上の結果より、現状では次の検討ステップへの移行は時期尚早と考えられる状況であるとの結論に至った。

報告書

岩石及び鉱物と地下水との反応に関する研究(緑泥石化に関する実験的研究)-先行基礎工学分野に関する報告書-

鶴留 浩二; 澁江 靖弘*; 時澤 孝之; 山本 正博*

JNC-TY6400 2000-013, 102 Pages, 2000/02

JNC-TY6400-2000-013.pdf:2.45MB

本研究は、地熱地帯に適用されている緑泥石地質温度計について、その妥当性を実験的研究を通して検証することを目的としたものである。実験によって玄武岩と熱水との反応で生じる緑泥石化あるいは粘土鉱物化について検証するとともに、これらの化学組成と熱水の温度との関係を検証するための室内実験を平成9年度から平成10年度にかけて行った(尚、本研究は平成10年度で完了した)。熱水の温度を摂氏200度、摂氏250度、摂氏300度、摂氏350度、摂氏400度、さらに地層科学への応用の可能性も考慮にいれて摂氏100度、摂氏150度に設定して実験を行った。これらの実験で得られた結果は次のようにまとめられる。(1)固相粉末のX線回折分析では、いずれの実験においてもエチレングリコール処理後のピークの移動からスメクタイトが生成していることが確認できた。しかし、緑泥石あるいは緑泥石/スメクタイト混合層の生成は確認できなかった。(2)角柱の薄片の顕微鏡写真から見ると、熱水変質が進行したために、玄武岩の組織の乱れや微細な粘土化が確認された。(3)反応させた海水の組成と実験後の水溶液の組成を比較すると、陽イオンの重量比に変化が認められた。これまで玄武岩と海水との反応に関する低温から高温(摂氏500度)での実験では、緑泥石が生成しない。その代わり、緑泥石/スメクタイト混合層鉱物の生成の可能性が考えられた。しかし、今回の実験では当初目的としていた緑泥石あるいは緑泥石/スクメタイト混合層鉱物の生成は確認できなかったが、今後、さらに高温・高圧条件下での研究や検証が望まれる。

報告書

カルシウム型ベントナイトのトリチウム、セシウム、ヨウ素及び炭素の実効拡散係数の取得

三原 守弘; 伊藤 勝; 上田 真三*; 加藤 博康*

JNC-TN8430 99-011, 27 Pages, 1999/11

JNC-TN8430-99-011.pdf:2.25MB

放射性廃棄物の地層処分にナトリウム型ベントナイトを使用することが検討されているが、長期的にはナトリウム型ベントナイトはカルシウム型化することが考えられる。ナトリウム型ベントナイトがカルシウム型化すれば処分システムの性能を評価するために必要となる核種の移行パラメータが変化することが考えられる。本研究では、ナトリウム型ベントナイトをカルシウム型化させ、H-3,Cs-137,I-125及びC-14の実効拡散係数を乾燥密度をパラメータとして取得し、既存のナトリウム型ベントナイトの値と比較した。さらに、溶液組成の核種の実効拡散係数に及ぼす影響について調べるためにセメント系材料の影響を受けた海水系溶液を用いて実効拡散係数を取得した。核種の実効拡散係数の大きさはセシウム$$geq$$トリチウム$$>$$ヨウ素$$>$$炭素の順となった。これら核種の実効拡散係数はナトリウム型ベントナイトの値とほぼ同程度の値であると推定された。溶液組成の影響については、トリチウムでは乾燥密度1.8g/cm3において、蒸留水系溶液とほぼ同じ値であったが、乾燥密度が小さくなると、蒸留水系溶液より小さな値となった。セシウムの実効拡散係数は、トリチウムと同様に乾燥密度1.8g/cm3において、海水系溶液の影響は見られなかったが、陰イオンとして存在する核種は、ベントナイトのイオン排除効果の低減による実効拡散係数の増加が見られた。

報告書

海水系地下水の水質データ収集作業 -千葉県成東地区-

岡田 静子*; 田中 敏博*

JNC-TJ1400 99-033, 16 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-033.pdf:1.0MB

核燃料サイクル関発機構は現在、地層科学研究の一環として、日本における地下水の地球化学的特性に関する情報の収集を行っている。この情報収集は、我が国の地質環境条件を把握するための基盤となる重要な作業である。千葉県成東地区には既存ガス田調査により、日本における特徴的な海水系の地下水が存在することが知られており、それらの地下水の水質等に関する帝国石油(株)所有データを収集する。千葉県成東地区における既存坑井のうち、上総層群黄和田層、大原層,浪花層を掘削した部分を持つ6坑井に関する地下水分析結果および関連する上記層準内の地質についてのデータ、坑井位置、地下水採取法などについて、資料収集し報告書を作成した。

報告書

地下水化学に対する放射線影響に関する研究(III)

勝村 庸介*

PNC-TJ1602 97-003, 126 Pages, 1997/03

PNC-TJ1602-97-003.pdf:3.25MB

高レベル廃棄物の地層処分における健全性の確保のためには地下水の化学環境の把握が重要で、化学環境に及ぼす重要な因子として地下水中での放射線誘起反応の検討が必要となる。炭酸イオンは地下水共通の溶存イオンであるため、炭酸水溶液の放射線反応の検討が重要となる。CO2、炭酸イオン水溶液の放射線照射により生ずる生成物をイオンクロマトグラフィー法、分光測定法により分析を試みた。実験的制約からCO2飽和水溶液の実験のみ実施した。ベントナイト-水系の照射予備実験も行った。さらに、放射線照射による水素の発生のシミュレーションを実施し、ガラス固化体からの$$alpha$$$$beta$$$$gamma$$線の線量分布のデータが重要であることが示された。さらに、前年度の課題で今年度整理が終了したものについても報告する。これらを踏まえ、今後の研究の方向をまとめた。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明; ナトリウム漏えい燃焼実験, I

川田 耕嗣; 大野 修司; 三宅 収; 寺奥 拓史; 宮原 信哉; 田辺 裕美

PNC-TN9410 97-036, 243 Pages, 1997/01

PNC-TN9410-97-036.pdf:12.29MB

「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、ナトリウムによる漏えい速度・漏えい形態の確認実験、ナトリウム漏えい燃焼実験-I、ナトリウム漏えい燃焼実験-IIを順次実施した。本報告は、この内のナトリウム漏えい燃焼実験-Iに関するものである。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iは、換気空調ダクト、グレーチングでの漏えいナトリウムの燃焼および破損挙動、漏えいナトリウムの床ライナへの影響挙動を明らかにする目的で、大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用いて実施した。実験では、「もんじゅ」と同仕様の温度計と周囲の保温構造の一部、換気空調ダクトおよびグレーチングを実機と同様に設置し、また床面には実機の床ライナと同仕様の受け皿を設置し、漏えい事故室の機器構造・配置を部分的に模擬した。実験は、480$$^{circ}C$$のナトリウムを温度計から当初約4時間にわたって漏えいさせる予定であったが、排煙処理装置の排気流量低下のため約1.5時間で終了した。各部における燃焼挙動、破損挙動等はCCDカメラ、熱電対等を用いて確認した。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iから、以下の結果を得た。(1)温度計からのナトリウム漏えい形態は、漏えい開始直後はフレキシブル管からの流線状の飛散後、換気空調ダクト上で跳ね返って液滴状燃焼になるのが観察された。(2)換気空調ダクトは、表面温度が約600$$sim$$約700$$^{circ}C$$の範囲であったが、「もんじゅ」で見られたような開口はなく、ダクト本体の破損は認められなかった。(3)グレーチングは、上面温度が約650$$sim$$約940$$^{circ}C$$の範囲で推移していたが、鋼板の一部に欠損や減肉が認められた。(4)床面に設置した受け皿の裏面温度は、約10分後に約700$$^{circ}C$$に達し、その後は約740$$sim$$約770$$^{circ}C$$で推移していたが、受け皿の破損はなく、最大約1mmの減肉が認められた。(5)受け皿上には、「もんじゅ」と同様にナトリウム酸化物が山状に堆積し、堆積物最下層からは、鉄とナトリウムの複合酸化物(Na4FeO3)が確認された。

報告書

グラフィック・ユーザ・インターフェースを用いたORIGEN計算結果の後処理プログラムの開発

日笠 直樹*; 大井 貴夫

PNC-TN8410 95-215, 62 Pages, 1995/07

PNC-TN8410-95-215.pdf:5.67MB

本報告書は、高レベル廃棄物固化体インベントリの経時変化をグラフ化するために作成したグラフィック・ユーザ・インターフェースプログラム、処理プログラムについてまとめたものである。固化体のインベントリ計算では、大洗情報センターまたは東海事業所地層処分開発室所有のORIGEN-2を使用し、グラフ作成にはワークステーション上のグラフ化汎用ソフトUNIRASを使用した。そこで、ORIGEN-2の計算結果から必要なデータを抽出する処理及びUNIRASでグラフ作成に利用できる形にデータを加工するプログラムの開発を行った。また、これらのプログラム群を容易に利用できるよう、対話形式のグラフィック・ユーザ・インターフェースを作成した。このグラフィック・ユーザ・インターフェースを利用することにより、ORIGEN-2の出力の見方、UNIRASコマンドに関する知識がなくてもグラフ作成が容易に行えるようになった。

報告書

釜石鉱山における深部地質環境特性調査(平成5年度)

長 久*; 横井 浩一*; 野口 義文*; 森田 誠也*; 中村 直昭*; 高原 弘幸*; 守屋 俊文*

PNC-TJ1380 94-001, 669 Pages, 1994/03

PNC-TJ1380-94-001.pdf:42.19MB

釜石原位置試験第1フェーズでは、地層科学研究の一環として割れ目系岩盤である花崗岩を対象に、地質、水理環境特性の把握と現象の理解と現有調査技術の適用性の確認を目的とした試験研究が実施された。動燃事業団は、第2フェーズの目的を岩体の地質、水理、力学特性の深度依存性や不均質性を把握するために研究範囲を拡大し、地下深部の詳細な地質環境特性の把握と現象の理解および調査試験技術の高度化と確立と設定し、以下の5項目を研究領域として取り組む事としている。1)深部地質環境特性の把握2)深部岩盤における掘削影響領域の評価3)結晶質岩中の水理・物質移行に関する研究4)人工バリア試験5)地震に関する試験研究本報告書では、1)$$sim$$5)の研究の基礎資料を提供するとともに、原位置試験場を含むその周辺の地質構造や水理特性、力学特性、地球化学特性、岩盤内充填粘土挙動の把握を行い、同時に調査を通じて調査試験手法の評価を行い問題点と課題を把握した。

報告書

カルシウム型ベントナイトに対する核種の収着特性に関する研究 成果概要

向井 悟*; 滝 洋*; 土井 英雄*

PNC-TJ1214 94-009, 25 Pages, 1994/03

PNC-TJ1214-94-009.pdf:0.45MB

本研究では、人工バリア材料中の核種移行を評価する上で重要なベントナイトに対する核種の収着特性に着目して、以下に示す研究を実施した。(1)カルシウム型、及びナトリウム型ベントナイトに対する核種の分配係数の文献調査を行って、その結果をまとめた。(2)分配係数測定試験のための試料として、ナトリウム型及びカルシウム型純粋モンモリロナイトを用いた。ベントナイトの主要構成鉱物であるモンモリロナイトを、ベントナイト原石から精製抽出した。このナトリウム型純粋モンモリロナイトをカルシウム型化させた。また、天然環境でのカルシウム型ベントナイト、及びナトリウム型ベントナイトを採取した。これらのベントナイトについて、化学成分、鉱物組成の分析を行ない、試料の性状を確認した。(3)大気下において、ナトリウム型、及びカルシウム型ベントナイトと蒸留水の平衡液を調製し、これらの平衡液を用いて、各ベントナイトに対する核種(Cs、Np、C、I、Se)の分配係数をバッチ法(固液比1:50)にて得ることができた。

論文

Compositional behavior and stability of MC-type precipitates in JPCA austenitic stainless steel during HFIR irradiation

鈴木 雅秀; 浜田 省三; P.J.Maziasz*; 實川 資朗; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1351 - 1355, 1992/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:25.33

日本の核融合炉材料候補材(JPCA)中のTi富化MC型析出物のHFIR照射下での析出挙動についてまとめられた。300$$^{circ}$$Cで34dpaまで照射を行うと、微細なMCが析出する。しかしながら、さらに58dpaまで照射を続けると、MCの密度は減少する。MCの化学組成は、析出物の大きさに強く依存する。熱的に生成したMCも、照射を行うと、照射によって誘起した析出と同様な化学組成、サイズ依存性を有するようになる。本報告では、化学組成のサイズ依存性と析出の照射下での安定性について議論した。

報告書

Purexプロセスの運転管理計算コードTRANPES

権田 浩三; 滝口 照夫*

PNC-TN841 80-71, 167 Pages, 1980/09

PNC-TN841-80-71.pdf:3.02MB

溶媒抽出工程のリアルタイムの運転データをもとに,抽出器内における成分濃度の分布を連続的に把握する計算コードTRANPESを開発した。TRANPESは抽出工程の運転データ,即ち1) 抽出器に供給される各種供給液の流量と組成2) 抽出器の全段における水相と有機相の界面位置3) インライン測定器及び化学分析による,少数の特定な段における成分濃度の連続的な測定値から,抽出器の全ての段におけるプルトニウム,ウラン,酸の濃度分布を逐次計算する。TRANPESは,抽出器の一部の段における成分濃度測定値と計算値との最小二乗法によるフィディング計算によって抽出器の数式モデルのパラメーターサーベイを行なう。ついで,求めたパラメーターにより抽出器全段の成分濃度を計算する。また,TRANPESでは濃度測定値に含まれる測定誤差の濃度計算値への影響を評価し,濃度計算値の信頼区間を求める事ができる。

18 件中 1件目~18件目を表示
  • 1