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報告書

自己出力型放射線検出器の試験結果の理論的検証; $$^{60}$$Coガンマ線照射試験結果と計算結果との比較

武田 遼真; 柴田 裕司; 武内 伴照; 中野 寛子; 関 美沙紀; 井手 広史

JAEA-Testing 2024-007, 33 Pages, 2025/03

JAEA-Testing-2024-007.pdf:1.63MB

日本原子力研究開発機構及び日本原子力研究所では過去30年以上、自己出力型の中性子検出器(Self-Powered Neutron Detector: SPND)やガンマ線検出器(Self-Powered Gamma Detector: SPGD)の開発・照射試験が行われており、複数の研究成果が報告されている。本稿では、これらの試験結果に対して、JAEA報告書『自己出力型放射線検出器の出力電流値計算コードの作成(JAEA-Data/Code 2021-018)』において作成した計算コードによる理論的な出力結果との比較・検証を行った。比較対象はコバルト60ガンマ線照射施設SPGDの照射試験結果とした。その結果、ガンマ線によるコンプトン散乱電子の飛程に対して比較的にエミッタ径が細い場合には計算結果は試験結果を良く再現することが分かった。一方、比較的にエミッタ径が太い場合には計算結果と比較して試験結果における出力電流値は半分程度にとどまった。エミッタ径の違いによる差異が生じた要因としてエミッタによる自己遮蔽効果が考えられ、エミッタ径が太い場合や$$gamma$$線場が等方的でない条件に由来する自己遮蔽による影響を、計算コードにおける電子の平均飛程や平均最小エネルギーの変化として採り入れる等の新たな定式化が必要であると思われる。

論文

J-PARC陽子ビーム照射施設計画

明午 伸一郎

加速器, 21(4), p.333 - 344, 2025/01

加速器駆動核変換システム(ADS)のビーム照射環境下における材料損傷の研究のため、日本原子力研究開発機構(JAEA)は、J-PARCリニアック400MeV陽子ビームとLBE核破砕ターゲットを用いた核変換実験施設ターゲット施設(TEF-T)の建設を計画していた。文部科学省の分離変換技術評価タスクフォースでは、リニアックを利用するメリットを最大限に生かし、ユーザーの多様なニーズに応える施設として検討するよう提言していた。TEF-Tの後継となる陽子線照射施設は、1)材料照射試験、2)核破砕中性子を用いた半導体ソフトエラー試験、3)医療用RI製造、4)宇宙用陽子線利用を目的として建設が計画されている。より魅力的な施設としてユーザーの意見を取り入れるため、2022年にユーザーコミュニティが設立された。本論文では、施設の現在の設計状況について述べる。

報告書

JMTR及び関連施設を活用した研修(2021年度、2022年度)

中野 寛子; 藤波 希有子; 山浦 高幸; 川上 淳; 花川 裕規

JAEA-Review 2023-036, 33 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-036.pdf:2.47MB

材料試験炉部では、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本研修は、国立研究開発法人科学技術振興機構の国際青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、2021年度は新型コロナウイルスの感染拡大防止の観点から、オンラインでの開催とした。アジア地域の6か国から53名の若手研究者・技術者が参加した。また、2022年度は海外から日本国への入国規制が緩和されたことにより、アジア地域の4か国から7名の若手研究者・技術者が参加し、オンサイト研修を実施した。開催した研修の共通したカリキュラムとして、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の管理、JMTRの廃止措置計画等に関する講義を行った。2021年度におけるオンラインでの研修では各国のエネルギー事情に関する情報交換を実施し、2022年度におけるオンサイト研修ではシミュレータを用いた運転、環境モニタリング等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2021年度及び2022年度に実施した研修についてまとめたものである。

論文

J-PARC 3MeV LINAC用ビームターゲット材料の検討

平野 耕一郎; 福田 誠*; 江里 幸一郎*; 徳永 和俊*

Proceedings of 20th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.415 - 419, 2023/11

ビームターゲットや核融合実験炉(ITER)のダイバータには、低放射化、高熱伝導率および高強度の特性を有する材料として、タングステンが使用されている。負水素イオンビームエネルギー3MeVの加速器を使用し、ITERの要求仕様を満たすタングステン材料に対して、加熱(3200$$^{circ}$$C)及び冷却(160$$^{circ}$$C)の温度変化を5Hz周期で繰り返し与える多重照射試験を実施した。その結果、温度変化を繰り返すことによる膨張収縮により発生し、進展したと思われる突起や亀裂が試験片表面に観測された。本件では、加熱および冷却の温度変化を繰り返すような多重照射によるタングステンの熱疲労による損傷ついて調べたので、報告する。

論文

Development of fuel performance analysis code, BISON for MOX, named Okami; Analyses of pore migration behavior to affect the MA-bearing MOX fuel restructuring

小澤 隆之; 廣岡 瞬; 加藤 正人; Novascone, S.*; Medvedev, P.*

Journal of Nuclear Materials, 553, p.153038_1 - 153038_16, 2021/09

AA2020-0710.pdf:1.77MB

 被引用回数:8 パーセンタイル:66.37(Materials Science, Multidisciplinary)

MA含有MOX燃料の照射挙動は燃料組成に依存し、照射初期における燃料組織変化挙動に係るポア移動に及ぼすO/M依存性を評価するため、米国INLと共同でBISONコードをMOX燃料挙動解析に適用するよう、燃料組成に応じた蒸気種毎の蒸気圧やMOX燃料熱伝導度を考慮するポア移動モデルの開発・整備を行った。本コードを用い、常陽でのMA含有MOX燃料の照射試験で観察された燃料組織変化のO/M依存性について2次元解析を行った。常陽での照射試験では、それぞれ異なるO/M比とペレット/被覆管ギャップ幅を有する4本の燃料ピンを照射した。これらのうちO/M=2.00のMA含有MOX燃料で顕著な燃料組織変化がPIEで観察され、この挙動は蒸気圧に及ぼすO/M比の影響を考慮することで評価することができた。また、ペレットが偏心した場合に中心空孔形成の偏りが発生することが考えられるが、PIEで観察された中心空孔の形成はペレット偏心方向と矛盾していることがペレット横断面の2次元解析で明らかとなった。

論文

Measurement of single-event upsets in 65-nm SRAMs under irradiation of spallation neutrons at J-PARC MLF

黒田 順也*; 真鍋 征也*; 渡辺 幸信*; 伊東 功次郎*; Liao, W.*; 橋本 昌宜*; 安部 晋一郎; 原田 正英; 及川 健一; 三宅 康博*

IEEE Transactions on Nuclear Science, 67(7), p.1599 - 1605, 2020/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:34.76(Engineering, Electrical & Electronic)

半導体デバイスの信頼性の観点から、環境放射線起因ソフトエラーは問題となる。ソフトエラー発生率(SER: Soft Error Rate)を実測的に評価するために、中性子照射施設にてデバイスへの中性子照射測定実験が一般的に行われる。我々はこれまでに大阪大学のRCNPおよび東北大学のCYRICにて、65nmバルクSRAMおよびSOTB SRAMを対象とした中性子照射SER測定実験を行った。本研究では、同じデバイスを用いて、J-PARC MLFにある大強度の核破砕中性子源のBL10でSER測定実験を実施した。その結果、動作電圧を低くした際のSERの増加割合が、他の施設での測定結果と比べて高いことが判明した。PHITSによる解析の結果、入射中性子と保護樹脂に含まれる水素原子との弾性散乱による二次陽子が原因で動作電圧の低い条件下でSERが増加することを明らかにした。

論文

First flight demonstration of glass-type space solar sheet

島崎 一紀*; 小林 祐希*; 高橋 眞人*; 今泉 充*; 村島 未生*; 高橋 優*; 豊田 裕之*; 久木田 明夫*; 大島 武; 佐藤 真一郎; et al.

Proceedings of 40th IEEE Photovoltaic Specialists Conference (PVSC-40) (CD-ROM), p.2149 - 2154, 2014/06

ガラス型スペースソーラーシート(G-SSS)はインジウムガリウムリン(InGaP)とガリウム砒素(GaAs)によって構成される2接合太陽電池と、さらにゲルマニウム層を含むInGaP/GaAs/Ge 3接合太陽電池のふたつの太陽電池からなり、厚さが0.5mm以下の軽量太陽電池シートである。G-SSSは小型科学人工衛星「ひさき」(SPRINT-A)に搭載され、2013年9月14日に打ち上げられた。運用期間中に得られたデータからG-SSSは正常に動作していることが確認でき、本プロジェクトはIII-V族多接合薄膜太陽電池を用いたG-SSSの世界初実証実験となった。G-SSSの太陽電池は、高崎量子応用研究所での放射線照射試験等、様々な地上試験から予測されていた通りの優れた性能を示しており、新型軽量ソーラーパドルの実用化に貢献する成果を得た。

論文

Post-irradiation examination on particle dispersed rock-like oxide fuel

白数 訓子; 蔵本 賢一*; 山下 利之; 市瀬 健一; 小野 勝人; 二瓶 康夫

Journal of Nuclear Materials, 352(1-3), p.365 - 371, 2006/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:29.72(Materials Science, Multidisciplinary)

岩石型燃料の照射挙動の評価を行うため、Puの代わりに20%濃縮ウランを用いて照射試験を行った。試験に供した燃料は、UO$$_{2}$$固溶安定化ジルコニア(U-YSZ)単相燃料,U-YSZの粉砕片とスピネルまたはコランダムを混合した粒子分散型燃料の計3種である。U-YSZ粒子は、仮焼したU-YSZペレットを粉砕,分級することにより調製した。照射は、日本原子力研究開発機構JRR-3において13サイクル,約300日間行った。X線透過撮影の結果、燃料ペレットには亀裂が見られたものの、燃料ピンの外観変化はほとんど観測されなかった。$$gamma$$線スキャニングの結果、不揮発性核種はペレット内に存在していることが確認された。一方、燃料内におけるCsの移行が多少観察された。またプレナム部において、$$^{137}$$Csと$$^{134}$$Csの分布の違いが見られた。燃料ペレットの取り出しを行ったところ、すべての燃料でボンディングが見られなかった。前回よりも低い照射温度にて行われた今回の照射試験では、スピネルの分解及び組織の再編成は見られなかった。

論文

The Effect of neutron irradiation on mechanical properties of YAG laser weldments using previously irradiated material

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 高田 文樹; 西川 雅弘*

Journal of Nuclear Materials, 340(1), p.57 - 63, 2005/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.88(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERでのステンレス鋼候補材SUS316LN-IGを用いて、中性子照射された材料(照射材)と未照射の材料(未照射材)に加えて照射材同士,未照射材同士をYAGレーザー溶接法により接合した材料に対して中性子照射を行い、それぞれの機械的特性の評価を行った。その結果、照射材を用いた溶接材も、未照射材のみによる溶接材も、中性子照射後にはともに照射材相当の機械的特性であることを明らかにした。これは、溶融金属部を含む未照射材部分に中性子照射により照射損傷が再度発生するためと考えられる。一方、SUS316LN-IG材において、照射材が中性子照射され照射損傷量が0.3dpaが0.6dpaとなっても、引張強度は大きく変化せず、硬さ特性では、照射損傷量が0.3dpaの部位も照射損傷量が0.6dpaの部位も同等の特性であることから、照射損傷量が0.3dpaから0.6dpaの間では、照射損傷量が変わっても、SUS316LN-IG材の機械的特性に対する中性子照射効果は変化しないことを明らかにした。

報告書

Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射済試験体のJMTR炉心からの取出方法に関する検討

池島 義昭; 石田 卓也*; 土谷 邦彦; 冨田 健司; 海老沢 博幸; 馬籠 博克; 中道 勝*; 北島 敏雄; 河村 弘

JAERI-Tech 2005-005, 37 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2005-005.pdf:7.59MB

JMTRを照射場として、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第1期照射試験(ORIENT-I,JMTRキャプセル名:96M-37J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射済試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。本報告書は、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射済試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去及びトリチウム脱離に関する特性試験及び作業者の内部被ばくに関する試験前評価の結果、並びに、照射済試験体の取出し実績及びそこから得られた知見についてまとめたものである。

報告書

先端的基礎研究用セラミックス材料の予備照射試験

馬場 信一; 山地 雅俊*; 柴田 大受; 石原 正博; 沢 和弘

JAERI-Tech 2005-002, 83 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2005-002.pdf:14.02MB

高温工学に関する材料系科学技術分野において、将来の技術革新の契機となる各種新技術の創製に大きな貢献が期待される先端的基礎研究について、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて行うことが重要と考えられる。HTTR利用検討委員会において選定された8つの研究課題について、先端的基礎研究用セラミックス材料の予備照射試験が、平成6年度以来JMTRにおいて実施されてきた。本報告はこれまでに実施してきた照射試験の内容についての照射実績(照射量,温度)及び装荷試料について記述するとともに、照射挙動を明らかにするために使用した試験装置等の仕様・性能についても記述した。

論文

$$gamma$$-ray irradiation experiments of collimator key components for the 3GeV-RCS of J-PARC

金正 倫計; 荻原 徳男; 増川 史洋; 竹田 修; 山本 風海; 草野 譲一

Proceedings of 2005 Particle Accelerator Conference (PAC '05) (CD-ROM), p.1309 - 1311, 2005/00

大強度陽子加速器3GeVシンクロトロンで使用するビームコリメータ用に放射線に強い機器の開発に成功した。ターボ分子ポンプは吸収線量が15MGyの$$gamma$$線照射試験に耐え、ステッピングモータは70MGyまで耐えることを確認した。また、PEEK材を用いた電線も10MGy以上の吸収線量でも使用可能であった。一方、ヒートパイプは30kGy以上では使用できないことが明らかとなった。

論文

プルトニウムを燃やす新型燃料「岩石型酸化物(ROX)燃料」の開発

山下 利之

セラミックス, 39(10), p.817 - 821, 2004/10

Puを燃やしきり、使用済燃料の直接処分を可能とする岩石型(ROX)燃料を開発した。Puの効率的燃焼のため親物質を含まないイナートマトリックス(IM)で燃料を構成した。使用済燃料の直接処分を可能とするため、自然界で数百万年の風化に耐えてきた鉱物類似化合物の中から安定化ジルコニア(YSZ)とスピネルをIMに選定した。燃料としての熱物性,照射損傷,FPの捕捉性等を考慮し、YSZ粒子球をスピネルマトリックス中に分散させた粒子分散型燃料を考案した。照射試験において、スエリング,FP保持特性,燃料組織安定性など粒子分散型燃料は所定の性能を示すことのほか、浸出試験でも優れた耐久性を示すことを確認した。また、ROX燃料を軽水炉で使用する際の炉物理的課題は適切な中性子共鳴吸収材(Th, U, Er等)の添加により解決し、その結果、現行のUO$$_{2}$$燃料軽水炉と同程度の安全性を確保したROX燃料軽水炉の設計が可能となった。

論文

Gamma-ray irradiation experiment of turbo molecular pump

金正 倫計; 荻原 徳男; 和田 薫*; 吉田 素朗*; 中安 龍夫*; 大和 幸郎*

Vacuum, 73(2), p.175 - 180, 2004/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:20.08(Materials Science, Multidisciplinary)

J-PARC 3GeV-RCSで使用するための耐放射線性に優れたターボ分子ポンプの開発を行っている。ポンプの放射線ダメージを見るために、$$gamma$$線照射試験を実施した。これまで、約3.5MGy程度でゴム製真空シール部から漏れが発生することがわかった。また、ポンプに使用されている大半の部品は、7MGy以上の線量でも問題なく動作することがわかった。4月から真空シールにゴムを用いない新型のターボ分子ポンプの試験を開始している。

報告書

世界の照射試験炉の現状と今後の利用

伊藤 治彦; 井手 広史; 山浦 高幸; 辻 智之

JAERI-Review 2004-001, 39 Pages, 2004/02

JAERI-Review-2004-001.pdf:2.02MB

世界の研究用原子炉は、1975年以降、開発途上国に関しては増えているものの、全体としては減少しており、多くの研究炉は、初臨界から35年を経過し、高経年化対策が課題となっている現状である。この傾向は、高中性子照射量を要求される照射試験炉においても同様である。照射試験炉の最近の主要な利用目的は、(1)軽水炉の寿命延長のための圧力容器材の照射脆化に関する研究、及び炉内構造材の照射誘起応力腐食割れの研究,(2)軽水炉用燃料の高燃焼度化研究、及び軽水炉用混合酸化物(MOX)燃料の照射試験,(3)核融合炉用のブランケット及び構造材料の研究開発,(4)その他、放射性同位元素製造,シリコンドーピング,基礎研究などである。以上の利用目的を達成するため、照射試験炉は、高中性子束,高稼働率、さらに多目的利用炉として冷却材温度が低いことが要求される。今後の照射試験においては、中性子照射の影響に加えて、温度因子,軽水炉の水質のような化学的因子,種々の応力などの機械的因子から成る複合環境での影響評価が重要になる。このことから、環境制御技術、及び「その場」測定技術の開発が重要となる。このような高度な照射試験を実現するためには、原子炉としてフレキシビリティーを持つことが今後の照射試験炉にとって欠かせない要素である。

論文

Evaluation of effective thermal diffusivity of Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed under neutron irradiation

河村 弘; 菊川 明広*; 土谷 邦彦; 山田 弘一*; 中道 勝; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 伊藤 治彦

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.263 - 267, 2003/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.19(Nuclear Science & Technology)

JMTRにて中性子パルス運転模擬照射試験体の照射試験を行い、ITERブランケットテストモジュールを設計するうえで必要不可欠な中性子照射下のチタン酸リチウム(Li$$_2$$TiO$$_3$$)微小球充填層中の見かけの熱拡散率を調べた。定速昇温法により測定した結果、Li$$_2$$TiO$$_3$$微小球充填層の見かけの熱拡散率は、照射温度と中性子照射量の増加とともに減少することがわかった。一方、スイープガス流量の影響は、0$$sim$$600cm$$^3$$/minの間では見られなかった。

論文

In-situ irradiation test of mica substrate bolometer at the JMTR reactor for the ITER diagnostics

西谷 健夫; 四竈 樹男*; Reichle, R.*; Hodgson, E. R.*; 石塚 悦男; 河西 敏; 山本 新

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.437 - 441, 2002/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:64.41(Nuclear Science & Technology)

ITER-EDAの工学R&Dの一環として行ったボロメーターの照射試験の結果について報告する。ボロメーターは赤外$$sim$$軟X線領域の輻射を測定する素子であり、プラズマのパワーバランスを評価する重要な計測器である。ITERのボロメーターの候補であるマイカ薄膜ボロメーターの実時間照射試験をJMTRを用いて行った。原子炉出力50MWで25日間を1照射サイクルとして3サイクル照射し、全高速中性子フルエンスは0.1dpa(ITER用ボロメータの目標値)であった。照射中、マイカ薄膜に蒸着した金の抵抗体の抵抗値の著しい増加が観測され、照射後試験により分析したところ、金から水銀への核変換で水銀が45%生成していることを確認した。感度及び応答時間はほとんど一定であったが、0.03dpaのフルエンスで断線が発生した。照射後試験時に観察したところ、マイカ薄膜自体は健全であったが、金の抵抗体に断線が発生していることを確認した。このため、蒸着抵抗体を白金等の核変換断面積が小さい物質に代える必要があることを指摘した。

論文

HTTRのI-I型材料照射試験用設備の開発

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*; 石垣 嘉信*

FAPIG, (161), p.3 - 7, 2002/07

I-I型材料照射試験用設備は、我が国初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)で用いられる最初の照射試験設備である。本設備は316FR鋼の標準試験片の照射下クリープ試験のために開発されたものであり、機器単体の機能試験及び全体組立後の機能試験を経て開発は完了している。本論文は、2001年10月にフランス パリにて開催されたOECD NEA国際会議(The Second Information Exchange Meeting on Basic Studies in the Field of High Temperature Engineering)で発表した本設備の開発状況についてのレポートを和訳して紹介するものである。

論文

ITER計測機器に対する放射線照射効果

西谷 健夫; 四竈 樹男*; Reichle, R.*; 杉江 達夫; 角田 恒巳; 河西 敏; 石塚 悦男; 山本 新

プラズマ・核融合学会誌, 78(5), p.462 - 467, 2002/05

ITER-EDAの工学R&Dの一環として行った、ボロメータ,光ファイバー及び磁気プローブ線照射試験の結果について報告する。ボロメーターは赤外軟X線領域の輻射を測定する素子であり、プラズマのパワーバランスを評価する重要な計測器である。ITERのボロメーターの候補であるマイカ薄膜ボロメータの実時間照射試験をJMTRを用いて行ったところ、マイカ薄膜に蒸着した金の抵抗体の抵抗値の著しい増加が観測され、金から水銀への核変換が原因であることを示した。また0.03dpa(目標0.1dpa)のフルエンスで断線が発生したため、蒸着抵抗体を白金等の核変換断面積が小さい物質に代える必要があることを指摘した。ITER共通試料の光ファイバー(日本製フッ素添加ファイバー2種類,ロシア製3種類)をJMTRで照射した。その結果フッ素添加ファイバー及びロシア製KU-H2G, KS-4Vが優れており、ITERの真空容器近傍でも使用可能なことを示した。無機絶縁ケーブルの照射誘起起電力(RIEMF)については、磁気プローブの両端の中心導体間の作動電圧に与えるRIEMFの影響を、高感度電圧計を用いて直接測定することを試みた結果、ノイズレベル(100nV)以下であり、1000秒間積分しても問題ないことを示した。

報告書

核融合炉ブランケット照射試験データ解析プログラム

中道 勝; 圷 久*; 山口 勝義*; 土谷 邦彦; 河村 弘; 伊藤 治彦

JAERI-Data/Code 2002-010, 288 Pages, 2002/03

JAERI-Data-Code-2002-010.pdf:35.19MB

核融合炉ブランケット照射試験データ解析プログラムは、材料試験炉(JMTR)で実施しているトリチウム増殖材微小球充填体の照射試験における照射挙動評価を行うためのものであり、照射試験データ収集・表示システム(TRITON)及び照射試験体内トリチウム分布表示システム(MARINE)から構成されている。TRITONは、ブランケット照射試験用の照射設備(スイープガス装置及び試験体制御盤)の100ms毎の各種計装機器データを光ケーブルを介して居室側へ転送し、DEC 3400を用いてデータの収集,保存及び表示するものである。MARINEは、DEC Alpha Station 255/233及びDell precision210を用いて、TRITONで収集した100ms毎のデータをイントラネットを介して収集及び保存し、本データを用いて、照射試験体内の温度分布,トリチウム分布計算をリアルタイムでの解析又は保存データからのヒストリ解析を行うものである。

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