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論文

B$$_{4}$$C制御材がシビアアクシデント時の炉心溶融過程およびヨウ素やセシウムの化学形に与える影響

日高 昭秀

日本原子力学会和文論文誌, 14(1), p.51 - 61, 2015/03

原子炉の制御材としてBWR等で使用されているB$$_{4}$$Cは、PWRで用いられているAg-In-Cd制御棒材では見られない現象をシビアアクシデント時に引き起こし、炉心の溶融過程、H$$_{2}$$発生量、ソースターム等に影響する。炉心の溶融過程では、B$$_{4}$$Cはステンレス被覆管と共晶反応を起こし、融点以下でステンレスを液化させて炉心溶融を促進する。H$$_{2}$$発生量では、Bが酸化して発生量を増加させるとともに、遊離したCはCH$$_{4}$$に変化し、ヨウ素と結合することにより、ガス状のCH$$_{3}$$Iを生成させる。また、酸化過程で生じたHBO$$_{2}$$はCsBO$$_{2}$$を生成させ、原子炉冷却系内へのCs沈着量を増加させる。当面の課題は、粉末状のB$$_{4}$$C制御棒ブレードと、ペレット状のB$$_{4}$$C制御棒では、形状や表面積、B$$_{4}$$Cとステンレスとの重量比等に差があり、そのことが実際の溶融進展やB$$_{4}$$Cの酸化挙動、あるいは放射性物質の化学形や環境中への放出にどのように影響するのかを解明することである。今後、この分野の研究を進展させることにより、福島事故の炉心溶融進展やソースタームの高精度予測、安全評価における有機ヨウ素の扱い等に有用な知見を提供すると期待される。

論文

In-out asymmetry of low-$$Z$$ impurity deposition on the JT-60 divertor tiles

正木 圭; 柳生 純一; 三代 康彦; 後藤 純孝*; 新井 貴; 林 孝夫; 児玉 幸三; 笹島 唯之; 神永 敦嗣; 田辺 哲朗*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.845 - 848, 2004/08

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60U運転開始以来、プラズマ対向壁の放射能測定により、ベリリウム($$^{7}$$Be)が検出されてきた。このベリリウムはおもにダイバータ領域に非対称に分布しており、プラズマ中の不純物挙動に関係している可能性がある。ダイバータ領域の不純物挙動を調べるために、このベリリウムに注目し、トロイダル及びポロイダル方向のベリリウム分布測定を行った。JT-60Uでは、運転開始以来酸素不純物低減のためにボロナイゼーションを行っている。さらに、1993年には化学スパッタリングと酸素不純物の低減のためにB$$_{4}$$Cタイルを設置した。このB$$_{4}$$Cタイルの設置によりダイバータタイル上のベリリウム量が急増(約100倍)し、このベリリウムの発生にはボロンが深くかかわっていることがわかった。さらに、トロイダル磁場のリップルの影響を受けてトロイダル方向に周期的にベリリウムが分布していたこと及びおおまかな定量評価から、軽水素実験放電時のICRFによって加速された高エネルギープロトンとボロンの$$^{10}$$B(p,$$alpha$$)$$^{7}$$Be反応によりベリリウムが生成されたと考えられる。また、B$$_{4}$$Cタイルは外側ダイバータに設置したにもかかわらず、内側ダイバータのベリリウム濃度が高いことから、外側から内側への不純物輸送が存在する可能性がある。

論文

A Proposal of benchmark calculation on reactor physics for metallic fueled and MOX fueled LMFBR based upon mock-up experiment at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 根本 龍男; 加藤 雄一*; 大杉 俊隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.186 - 201, 2000/02

高速炉用断面積の信頼性評価を目的としたFCA臨界実験に基づくベンチマーク計算問題を提案した。対象とした炉心は、金属燃料高速炉模擬炉心のXVI-1及びXVI-2炉心、並びにMOX燃料高速炉模擬炉心のXVII-1炉心である。計算を行う炉物理パラメータは、臨界性、反応率比、プルトニウム及びB$$_{4}$$Cのサンプル反応度価値、ナトリウムボイド反応度価値、$$^{238}$$Uのドップラー反応度価値である。簡単な2次元拡散計算を行うだけで実験と計算を比較できるように、均質原子数密度と各種の補正係数を与えた。補正係数の妥当性は計算方法及び使用する核データファイルを変更することにより検証した。

論文

Temperature and angular dependences of sputtering yield of B$$_{4}$$C-carbon fiber composite irradiated with low energy deuterium ions

神保 龍太郎*; 中村 和幸; Bandourko, V.*; 大楽 正幸; 奥村 義和; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.1103 - 1107, 1999/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.31

次世代核融合実験炉におけるダイバータ表面の化学的スパッター状況をシミュレートする目的で、超低エネルギーイオン源(SLEIS)を用いた。200~700$$^{circ}$$CにおけるB$$_{4}$$C-炭素繊維複合材料のスパッター率はSiC添加CFC材とほぼ等しく、2次元CFC材より明らかに小さいこと、化学的スパッター率は入射角度に依存しないことを明らかにした。

論文

Deuterium retention of DIII-D DiMES sample

山内 有二*; 広畑 優子*; 日野 友明*; 正木 圭; 西堂 雅博; 安東 俊郎; D.G.Whyte*; C.Wong*

Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.1257 - 1260, 1999/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:17.15

表面の半分をB$$_{4}$$C転化した黒鉛サンプルをDIII-DのDiMESにより約15秒間(合計)重水素プラズマにさらし、そのサンプルの重水素リテンション量の2次元分布及び熱脱離特性を昇温脱離分析法(TDS)で調べた。脱離気体種はおもにHD,D$$_{2}$$,CD$$_{4}$$であり、放出される割合は黒鉛面及びB$$_{4}$$C面とも同程度であった。また脱離スペクトルのピークは黒鉛面、B$$_{4}$$C面ともに3ヶ所存在している。これらの結果は、これまでの実験結果と異なり、サンプル表面への炭素の堆積が原因と考えられる。脱離スペクトルの低温側のピークはB$$_{4}$$C面の方が大きくこれはB-D結合によるものと思われる。重水素リテンション量はプラズマ流入側(電子ドリフトサイド黒鉛面)のエッジ部が最も多かった。黒鉛面とB$$_{4}$$C面で重水素リテンション量を比較すると、それぞれ6.1$$times$$10$$^{16}$$D/cm$$^{2}$$,6.9$$times$$10$$^{16}$$D/cm$$^{2}$$とB$$_{4}$$C面がわずかに多くなっており、粒子束の大きいエッジ部を抜かした場合、さらにB$$_{4}$$C面の重水素リテンション量が多く、約1.5倍の値となった。

論文

Synthesis and fabrication technique of SiC/SiC thermo elements

石山 新太郎; 深谷 清; 衛藤 基邦

Key Engineering Materials, 159-160, p.423 - 428, 1999/00

高温ガス炉の高温熱エネルギーを高効率で直接電気変換できる高温用熱電素子の開発を進めている。特に、1000$$^{circ}$$C以上の高温エネルギーの直接発電には耐熱/耐食性の優れたセラミックス製熱電素子材料が有効である。本研究では、伝導性SiCやB4Cセラミックスに注目し、これらのP型及びN型の低抵抗/高性能熱電素子の開発を進め、B4C/SiC及びSiC/SiC型のP/N熱電素子の製作に成功した。本論では、これらの新型素子の製造方法ならびにその性能について概説する。本研究で得た成果は主に、(1)SiCのB4CならびにSiをドープすることによって低抵抗のP型及びN型の半導体の製作に成功した。(2)これらの半導体のP/N接合法を開発した。(3)これらのP/N熱電素子は高い電気変換性能を有する。

報告書

NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムによる熱・冷中性子輸送計算

伊賀 公紀*; 高田 弘; 永尾 忠司*

JAERI-Tech 97-068, 58 Pages, 1998/01

JAERI-Tech-97-068.pdf:1.67MB

水冷タンタルターゲット・減速材・反射体体系について、NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを用いた熱・冷中性子輸送計算を行い、核破砕中性子源の核設計への本コードシステムの適用性を調べた。計算では、減速材に軽水及び液体水素を用いた場合に放出される中性子のエネルギースペクトルについて、B$$_{4}$$Cデカップラーの有無による強度変化、外部中性子線源位置による強度変化等の計算結果が実験結果に基づく半実験式に物理的に妥当な値のパラメータを用いて再現できることを確認した。しかし、放出中性子の時間スペクトルを精度良く評価するためには、MCNP4Aによる計算で反射体やデカップラー領域に適当なインポータンスを設定する工夫が必要であることがわかった。本計算によって、今後の核破砕値源の核設計にNMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを適用できることを確認した。

論文

Benchmark experiment on bulk shield of SS316/water with simulated superconducting magnet

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 前川 洋; 春日井 好己; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 42, p.267 - 273, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.29

超伝導電磁石(SCM)に含まれる核種が核パラメーターに及ぼす影響を調べるために、超伝導電磁石模擬実験を行った。SCMの構造は層状に模擬し、導体部の組成は予備解析をもとに核的に設計に近いものを選んだ。SCM領域の前には遮蔽ブランケットと真空容器を模擬したSUS/水層を設置した。1MeV以下の中性子スペクトル、反応率、$$gamma$$線スペクトル、$$gamma$$線発熱率をSCM領域内で測定した。また、B$$_{4}$$C/Pb補助遮蔽体をSCMの前に設置した体系でも実験を行った。実験解析は、MCNP4AとDOT3.5コードで行い、JENDL Fusion File とFENDL/E-1.0の核データライブラリーを用いた。MCNP及び自己遮蔽補正を考慮したDOTの計算は実験と40%以内で一致したが、自己遮蔽補正をしていないDOTの計算は、SCM内で実験値を大幅に過小評価した。また、SCM内の核発熱で、微量の重核による寄与が大きいことを計算で示した。

論文

Temperature dependence of sputtering yield of carbon fiber-reinforced carbon composites with low energy and high flux deuterium ions

神保 龍太郎*; 中村 和幸; Bandourko, V.*; 奥村 義和; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.724 - 728, 1998/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.64

次世代核融合実験炉のダイバータにおけるスパッター条件を模擬する目的で、超低エネルギーイオン源(SLEIS)を用いて、200~800$$^{circ}$$C(化学的スパッター域)における1次元、2次元及び3次元CFC材と等方性黒鉛材及びB$$_{4}$$C添加1次元CFC材の重水素イオンによるスパッター率の温度及び照射角度依存性を調べた。その結果、1~3次元CFC材は、等方性黒鉛と同様な温度依存性を示したが、B$$_{4}$$C添加CFC材は、これらよりやや低い値を示した。B$$_{4}$$C添加CFC材では、照射角度の増加とともにスパッター率が減少したが、1次元CFC材では、照射角度依存性は見られなかった。

論文

核融合炉用プラズマ対向材料としての炭化ホウ素-炭素繊維複合セラミックスの開発,第3報; 電子ビーム照射及びJT-60プラズマ放電による耐熱性評価

神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師夫*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純孝*

日本セラミックス協会学術論文誌, 105(1228), p.1091 - 1098, 1997/12

 パーセンタイル:100(Materials Science, Ceramics)

C/C材の次の新プラズマ対向材料として、B$$_{4}$$Cと炭素繊維から成る複合セラミックスを、ホットプレス法で作り、試験片を冷却せずに、電子ビームとJT-60のプラズマ加熱による熱負荷試験を行って耐熱性を評価した。高熱伝導(640W/m・K)の縦糸と折れ難い高強度(3.5GPa)の横糸炭素繊維から成る平織り(布)を作り、B$$_{4}$$Cを含浸後、渦巻き状にして焼結した複合セラミックスでは、22MW/m$$^{2}$$(5秒)の電子ビーム照射により、表面が2500$$^{circ}$$Cになり、B$$_{4}$$Cが一部溶融しても、クラックは発生しなかった。同材料のタイルをJT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を572回繰返しても、局所的溶融は起るものの、クラックの発生は見られなかった。溶融は、表面がB$$_{4}$$Cの融点を越えたためで、ITERで予定されている水冷を行えば、避けられる見込みである。

論文

B$$_{4}$$C/Zircaloy reaction at temperatures from 1,173 to 1,953K

永瀬 文久; 上塚 寛; 大友 隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(4), p.367 - 374, 1997/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.79(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント時におけるBWR燃料集合体の損傷・溶融に及ぼす制御棒破損の影響を評価するための基礎的な知見を得ることを目的に、1173$$sim$$1953Kの温度範囲でB$$_{4}$$C中性子吸収材とジルカロイの化学反応を調べた。界面に形成された反応層の成長とジルカロイの肉厚減少を温度と時間の関数として評価し、反応速度を求めた。全体の反応は概ね2乗則に従い、各試験温度における反応速度定数を決定した。1823Kと1873Kの間で反応速度の急激な増大が見られた。これは反応の先端部で局所的にZr-BC系の液相が形成されることに起因している。したがって、反応速度定数の温度依存性は、1173$$sim$$1823K、1823$$sim$$1953Kという温度範囲に分けて決定した。

論文

Chemical interactions between B$$_{4}$$C and stainless steel at high temperatures

永瀬 文久; 上塚 寛; 大友 隆

Journal of Nuclear Materials, 245(1), p.52 - 59, 1997/00

 被引用回数:21 パーセンタイル:16.38

BWR制御棒の構成材料間の化学反応を調べるために、B$$_{4}$$Cとステンレス鋼からなる反応対をアルゴン中、1073~1623Kの温度範囲で等温加熱した。化学反応により反応界面に複雑な反応層が形成された。反応速度を評価するためにステンレス鋼の肉厚減少を温度と時間の関数として測定した。反応は2乗則に従い反応速度定数と見かけの活性化エネルギーが求められた。反応速度の急激な変化が約1485Kで見られ、このことは、対応する温度にある鉄とボロン(それぞれの材料の主構成元素)間の共晶生成によって説明することができた。

論文

Sputtering experiments on B$$_{4}$$C doped CFC under high particle flux with low energy

中村 和幸; 大楽 正幸; 秋場 真人; 奥村 義和

Journal of Nuclear Materials, 241-243, p.1142 - 1146, 1997/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:37.27

ITER用プラズマ対向材料として、高熱伝導炭素繊維強化複合材(CFC材)が有望視されているが、この材料はマトリックスと呼ばれる部分の損耗(スパッタリング)の大きいことが従来の研究で明らかとなっている。そこで、スパッタリングの抑制を目的としてマトリックス部に炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)を添加した材料を新たに開発した。本発表では、このB$$_{4}$$C添加CFC材のスパッタリング特性を低エネルギー高粒子束イオン照射装置(SLEIS)を用いて調べた結果について報告する。SLEISによる照射は、水素イオンで50eV、~2$$times$$10$$^{20}$$個/m$$^{2}$$・Sの粒子束条件下で行った。その結果、重量変化から求めたスパッタリング収率にB$$_{4}$$C添加効果は見られなかったものの、電子顕微鏡による表面観察ではマトリックス部の損耗抑制効果が確認され、ITER用プラズマ対向材料としての見通しが得られた。

論文

Development of B$$_{4}$$C-carbon fiber composite ceramics as plasma facing materials in nuclear fusion reactor, 3; Heat resistance evaluation by electron beam irradiation and by in situ plasma discharge in JT-60

神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師央*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純隆*

Journal of the Ceramic Society of Japan, International Edition, 105, p.1179 - 1187, 1997/00

C/C材の次世代のプラズマ対向材料として、B$$_{4}$$Cと炭素繊維から成る複合セラミックスを作り、電子ビームとJT-60のプラズマによる熱負荷試験を行って、耐熱性を評価した。高熱伝導性の縦糸と高強度で折れ難い横糸の炭素繊維から成る平織り布にB$$_{4}$$Cを含浸後に、渦巻状にして加圧焼結した複合セラミックスで作ったタイルは、22MW/m$$^{2}$$の電子ビーム照射(5秒,2500$$^{circ}$$C)によっても破損しなかった。さらに、JT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を繰り返し(572回)行っても、クラックの発生は見られなかった。

論文

Erosion of newly developed CFCs and Be under disruption heat loads

中村 和幸; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 横山 堅二; J.Linke*; R.Duwe*; H.Bolt*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.730 - 735, 1996/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.44

国際熱核融合実験炉(ITER)のような大型トカマク装置では、ダイバータ板の寿命を予測するためにはディスラプションによる表面材料の損耗を評価することが不可欠である。そこで、電子ビームを用いてプラズマ対向材料の損耗量を評価した。試験に供した試料は、低原子番号材料であるベリリウム及び高熱伝導の炭素せんい強化複合材(CFC材)である。特にCFC材は、スパッタリング特性を改善する目的でB$$_{4}$$Cを含浸させた材料及び高引っ張強度を有する三次元CFC材を新たに開発し、試験を行った。電子ビームの熱負荷条件は、ディスラプション時に予測される2000MW/m$$^{2}$$、2msである。試験の結果、B$$_{4}$$Cの含有量が5%までは損耗量が増加しないことが明らかとなった。

報告書

炉心構成材料間の高温反応で生成した反応相の元素分析

永瀬 文久; 上塚 寛; 大友 隆

JAERI-Research 95-085, 48 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-085.pdf:2.67MB

軽水炉のシビアアクシデント時における炉心溶融の初期段階を解析するために必要な基礎データを得る目的で、炉心構成材料間の高温反応試験で生成した反応相のSEM-EDX/WDXによる元素定量分析を行った。分析の対象としたのは、i)ジルカロイ-4/インコネル-718、ii)ジルカロイ-4/ステンレス304鋼、iii)Ag-In-Cd合金/ジルカロイ-4、iv)B$$_{4}$$C/ジルカロイ-4、及びv)B$$_{4}$$C/ステンレス304鋼の各反応で生じた反応相である。分析結果は、反応開始温度や反応速度の温度依存性の不連続点が共晶生成現象と強く関連していることを示した。

論文

In situ EELS and TEM observation of boron carbide(B$$_{4}$$C) during hydrogen- and hilium-ion bombardments

櫛田 浩平; 北條 喜一; 古野 茂実

Microsc. Microanal. Microstruct., 6, p.149 - 157, 1995/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:39.93(Microscopy)

炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)は核融合炉第一壁材料として最近注目を集めているプラズマ対向物質であり、原研のJT-60Uでは実際に使用されて良い結果をえている。B$$_{4}$$Cの基礎特性や照射損傷に関するデータが蓄積されつつあるが、本研究では今までにデータの少ないEELS(電子エネルギー損失分光法)によりB$$_{4}$$Cのイオン衝撃による物性変化のプロセスをその場観察した。16keVのH$$_{2+}$$イオン衝撃により、B$$_{4}$$Cは非晶質化をおこすが、この時の臨界フルエンスは約2$$times$$10$$^{14}$$(H$$^{+}$$)/cm$$^{2}$$sであることが、EELSスペクトルおよび制限視野電子線回折像の変化から分った。非晶質化に伴い、ホウ素のK電子の励起によるコアロススペクトルの微細構造にも変化が見られた。

論文

Development and operation of first wall in JT-60U high-power heated discharges

正木 圭; 児玉 幸三; 新井 貴; 平塚 一; 柳生 純一; 西堂 雅博; 荻原 徳男; 東島 智

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), p.638 - 641, 1995/00

最近のJT-60U実験では確実にプラズマ性能が改善されてきており、昨年7月には核融合三重積の最高値を達成するとともに、準定常状態においもて良い閉じ込め状態を得ている。このようなプラズマ性能の向上の要因の1つに第一壁技術の開発が挙げられる。JT-60Uでは、デカボランガスを用いたボロナイゼーションをこれまでに6回行っており、不純物低減に効果を挙げている。また、6回目のボロナイゼーションでは、ボロン膜中の軽水素量を減らすためにグロー放電中に重水素とヘリウムの混合ガスを使用した。一方、B$$_{4}$$C転化CFCタイルは固体ターゲットボロナイゼーション源として作用し、不純物濃度の低減化に有効であった。さらに、昨年10月にはダイバータ板の水冷却実験を行い、プラズマ中の不純物の減少が認められた。また、第一壁中のトリチウム分析を行った結果、これまでに生成されたトリチウムの約50%が第一壁中に残っていることがわかった。

論文

Recent R&D activities on plasma facing components at JAERI

佐藤 和義; 鈴木 哲; 荒木 政則; 中村 和幸; 渡邊 和弘; 横山 堅二; 大楽 正幸; 奥村 義和; 小原 祥裕; 秋場 真人

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.220 - 223, 1995/00

原研におけるITERプラズマ対向機器の設計及び工学R&Dの現状について報告する。ITERにおいてプラズマ対向機器は、プラズマからの高熱流束及び粒子負荷に対し健全性を維持しなければならない。このため、原研では炭素繊維強化炭素複合材料を用いたダイバータ試験体を用いITER加熱条件を上回る25MW/m$$^{2}$$の定常熱負荷に耐えることを実証した。また、材料研究の一環としてディスラプション条件を模擬した熱衝撃試験を実施した結果、CVD-Wを使用することに明るい見通しを得た。さらにベリリウム/銅合金接合体に対する機械試験の結果についても併せて報告する。

論文

Thermal tests on B$$_{4}$$C-overlaid carbon fibre reinforced composites under disruption heat load conditioned

中村 和幸; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 横山 堅二; 安東 俊郎; 神保 龍太郎*; 西堂 雅博; et al.

Fusion Engineering and Design, 30, p.291 - 298, 1995/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.73

JT-60Uへの適用を目的として、三種類の方法でB$$_{4}$$Cを被覆した炭素系材料の耐熱試験を前回実施し、CVR法で被覆された試料が密着性の最も優れていることを明らかにした。今回は、前回より2~3倍熱負荷の高い条件で耐熱試験を実施し、熱負荷依存性を調べた。その結果、全吸収エネルギーが同じでも、高い熱負荷(従って、照射時間は短い)で照射された方が、損耗や表面の損傷の大きいことが明らかとなった。また、照射後表面のボロンと炭素の混合比に関しても、強い熱負荷依存性のあることが明らかとなった。

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