検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 273 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

Dosimetric dependence of ocular structures on eye size and shape for external radiation fields of electrons, photons, and neutrons

古田 琢哉; El Basha, D.*; Iyer, S. S. R.*; Correa Alfonso, C. M.*; Bolch, W. E.*

Journal of Radiological Protection, 39(3), p.825 - 837, 2019/09

人の眼球には多様性があるにもかかわらず、これまでの眼球に対する線量計算シミュレーションでは、ほぼ全ての研究で標準的な一つのモデルが採用されてきた。そこで、本研究では新たに開発した大きさ及び変形が可能な数値眼球モデルを利用し、モンテカルロ放射線輸送計算コードPHITSを用いて、標準的な照射場(AP, PA, RLAT, ROT等)での電子線,光子線および中性子線による眼球内組織の線量を計算した。ここでは、5種類(標準,大型,小型,近視形状型および遠視形状型)の極端な眼球モデルの計算結果の比較に基づき、組織の吸収線量への眼球の大きさや変形が与える影響を解析した。電子線では線量の集中性が高く、吸収線量は眼球表面からの組織の深さに大きく依存して変化する。このため、眼球の大きさや変形に伴い、組織全体の深さ位置が変化することによる吸収線量への顕著な影響が見られた。これに対し、光子線や中性子線では電子線に比べて線量の集中性が弱いため、眼球の大きさや変形による影響が小さいことがわかった。

論文

Estimation method of systematic uncertainties in Monte Carlo particle transport simulation based on analysis of variance

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法に基づいた粒子輸送シミュレーションは、加速器施設の遮蔽計算等の様々な目的で利用されている。モンテカルロ法による計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、試行回数によって決まる統計的不確かさに加えて、計算で使われる反応断面積や計算の入力情報となる遮蔽材の密度がもつ誤差の影響を系統的不確かさとして求める必要がある。本研究の評価方法は分散分析に基づいており、これを鉄やコンクリートを遮蔽材とする中性子の遮蔽計算の解析に適用し、統計的及び系統的不確かさの両方を評価可能であることを示した。その際、入力情報の値を誤差の範囲で変動させるランダム条件法の他、三条件(中央値,上限値及び下限値)のみ変動させる三条件法を提案した。ランダム条件法は計算体系に関わらず適切に系統的不確かさが評価できるものの長い計算時間を必要とするのに対し、入力情報の誤差の影響が複雑な場合を除いて、三条件法は計算時間を抑えてランダム条件法と同じ評価結果を与えることがわかった。さらに、試行回数を増加させた場合の収束状況を判断できる新しい基準値を示し、必要最小限の計算時間で収束した評価結果が得られることを明らかにした。

論文

Overview of computational frog models

木名瀬 栄; Mohammadi, A.*; G$'o$mez-Ros, J.-M.*

Computational Anatomical Animal Models; Methodological Developments and Research Applications, p.5_1 - 5_9, 2018/12

There are limited investigations on the computational frog models and the organ dose evaluations for frogs in environmental protection. In this article, computational frog models and their applications are reviewed to share some perspectives of frog model development in the near future. The authors hope that 3D printing frog phantoms with adequate tissue substitutes should be developed for the validation of the dosimetric quantities by the Monte Carlo simulations.

論文

A Scalable and deformable stylized model of the adult human eye for radiation dose assessment

El Basha, D.*; 古田 琢哉; Iyer, S. S. R.*; Bolch, W. E.*

Physics in Medicine and Biology, 63(10), p.105017_1 - 105017_13, 2018/05

 パーセンタイル:100(Engineering, Biomedical)

眼の水晶体に対する年間線量限度の推奨値の引き下げが国際放射線防護委員会より発表されて以降、眼の詳細構造に対する線量予測システムの構築に関心が高まっている。これを受けて線量評価に用いる詳細な数値眼球モデルがいくつか開発されたが、いずれのモデルも典型的な球形・通常サイズの正常視眼球モデルであった。そこで、サイズおよび形状の変更が可能で放射線被ばく及び眼疾患の放射線治療のシミュレーションに使用できる解析関数眼球モデルを開発した。この眼球モデルを利用したシミュレーションの一例として、前方照射条件での電子および光子の放射線輸送計算を実行し、入射エネルギーを変化させた場合の眼球内詳細構造に対する線量応答を調べた。前方照射条件のため、各構造の深さ位置が重要で、眼球サイズが大きい場合や近視のために眼球が扁長変形を持つ場合は、通常サイズの正視の場合に比べて各構造が深い位置にずれるため、エネルギー応答が少し高エネルギー側にシフトする傾向があることがわかった。

論文

Multi-threading performance of Geant4, MCNP6, and PHITS Monte Carlo codes for tetrahedral-mesh geometry

Han, M. C.*; Yeom, Y. S.*; Lee, H. S.*; Shin, B.*; Kim, C. H.*; 古田 琢哉

Physics in Medicine and Biology, 63(9), p.09NT02_1 - 09NT02_9, 2018/05

 パーセンタイル:100(Engineering, Biomedical)

輸送計算コードGeant4, MCNP6, PHITSのマルチスレッド並列計算の実行性能について、異なる複雑さを持つ三体の四面体メッシュファントムを用いて調査した。ここでは、光子と中性子の輸送計算を実行し、初期化にかかる時間、輸送計算の時間及び、メモリ使用量と並列スレッド数の増加に対する相関関係を評価した。初期化にかかる時間は、ファントムの複雑化に伴い増加するものの、並列スレッド数にはあまり依存しないという傾向が三つ全ての計算コードで見られた。輸送計算の時間については、マルチスレッド並列計算に独立タリーの設計を採用しているGeant4では高い並列化効率(40並列で30倍の高速化)が見られたのに対し、MCNP6及びPHITSではタリー共有化による遅延のために、並列スレッド数増加に対する高速化の頭落ちが見られた(40並列でもMCNPは10倍、PHITSは数倍の高速化)。その一方で、Geant4は計算に必要なメモリ容量が大きく、並列スレッド数増加に対するメモリ使用量の増加もMCNP6やPHITSに比べて大きいことが分かった。また、PHITSの特筆すべき点として、メモリ使用量はファントムの複雑さやスレッド数によらず、他の二つの計算コードに比べて、顕著に小さいことも分かった。

論文

Characterization of germanium detectors for the measurement of the angular distribution of prompt $$gamma$$-rays at the ANNRI in the MLF of the J-PARC

高田 秀佐*; 奥平 琢也*; 後藤 文也*; 広田 克也*; 木村 敦; 北口 雅暁*; 古賀 淳*; 中尾 太郎*; 酒井 健二; 清水 裕彦*; et al.

Journal of Instrumentation (Internet), 13(2), p.P02018_1 - P02018_21, 2018/02

In this study, the germanium detector assembly, installed at the Accurate Neutron Nuclear Reaction measurement Instruments (ANNRI) in the Material and Life Science Facility (MLF) operated by the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC), has been characterized for extension to the measurement of the angular distribution of individual $$gamma$$-ray transitions from neutron-induced compound states. We have developed a Monte Carlo simulation code using the GEANT4 toolkit, which can reproduce the pulse-height spectra of $$gamma$$-rays from radioactive sources and (n,$$gamma$$) reactions. The simulation is applicable to the measurement of $$gamma$$-rays in the energy region of 0.5-11.0 MeV.

論文

Lead void reactivity worth in two critical assembly cores with differing uranium enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.

Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01

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

鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系では$$^{238}$$Uの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。

論文

A Power spectrum approach to tally convergence in Monte Carlo criticality calculation

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(12), p.1310 - 1320, 2017/12

AA2017-0413.pdf:1.05MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:42.02(Nuclear Science & Technology)

モンテカルロ法臨界計算での実効増倍率・燃料集合体出力等の信頼区間算出においては、中心極限定理に基づくタリー標準化関数の分布収束の判定が根本的に重要である。この課題に対処するため、タリー標準化関数のパワースペクトル評価手法を開発したことを報告する。具体的には、タリー標準化関数のブラウン橋への分布収束により、タリー標準化関数のパワースペクトルが周波数の逆2乗則分布に収束することを導出し、パワースペクトルの対数分布の勾配の算出を通して分布収束を診断できることを示した。また、分布収束の不十分さを、非整数ブラウン運動モデルにより評価できることも示した。本開発手法の妥当性を、加圧水型軽水炉の局所出力および燃料・コンクリート系デブリモデルを例として、検証した。

論文

Monte Carlo simulations of the n_TOF lead spallation target with the Geant4 toolkit; A Benchmark study

Lerendegui-Marco, J.*; Cort$'e$s-Giraldo, M. A.*; Guerrero, C.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他114名*

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03030_1 - 03030_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

Monte Carlo (MC) simulations are an essential tool to determine fundamental features of a neutron beam, such as the neutron flux or the $$gamma$$ ray background, that sometimes can not be measured or at least not in every position or energy range. Until recently, the most widely used MC codes in this field had been MCNPX and FLUKA. However, the Geant4 toolkit has also become a competitive code for the transport of neutrons after the development of the native Geant4 format for neutron data libraries, G4NDL. In this context, we present the Geant4 simulations of the neutron spallation target of the n TOF facility at CERN, done with version 10.1.1 of the toolkit. The first goal was the validation of the intra-nuclear cascade models implemented in the code using, as benchmark, the characteristics of the neutron beam measured at the first experimental area (EAR1), especially the neutron flux and energy distribution, and the time distribution of neutrons of equal kinetic energy, the so-called Resolution Function. The second goal was the development of a Monte Carlo tool aimed to provide useful calculations for both the analysis and planning of the upcoming measurements at the new experimental area (EAR2) of the facility.

論文

Analyses with latest major nuclear data libraries of the fission rate ratios for several TRU nuclides in the FCA-IX experiments

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.795 - 805, 2017/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Nuclear Science & Technology)

FCAの複数の系統的に異なる中性子スペクトル場における7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の核分裂率比に関するベンチマークモデルを用いて、主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2)に対する積分評価を行ったものである。いずれの主要核データライブラリによる解析値は、$$^{244}$$Cm対$$^{239}$$Pu核分裂比を大幅に過大評価することが示された。また、中間エネルギーの中性子スペクトル場における$$^{238}$$Pu対$$^{239}$$Pu核分裂比に関して、核データ間で有意な差異があることが示され、感度解析によりこの原因について調査を行った。

論文

Comparative study on neutronics characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00592_1 - 16-00592_9, 2017/06

Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, core characteristic parameters at the beginning of cycle were evaluated by the best estimate deterministic and stochastic methodologies of ANL and JAEA. The results obtained by both institutions show a good agreement with less than 200 pcm of discrepancy in the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy in the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. The results by the stochastic and deterministic approaches were compared in each party to investigate impacts of the deterministic approximation and to understand potential variations in the results due to different calculation methodologies employed. Impacts of the nuclear data libraries were also investigated using a sensitivity analysis methodology.

論文

Implementation of tetrahedral-mesh geometry in Monte Carlo radiation transport code PHITS

古田 琢哉; 佐藤 達彦; Han, M. C.*; Yeom, Y. S.*; Kim, C. H.*; Brown, J. L.*; Bolch, W. E.*

Physics in Medicine and Biology, 62(12), p.4798 - 4810, 2017/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:35.05(Engineering, Biomedical)

モンテカルロ輸送計算コードPHITSに、ポリゴン体系の一種である四面体メッシュ体系を利用できる機能を導入した。四面体メッシュは自由な形状を記述することに優れており、曲面を含む様々な複雑な体系を記述することができる。また、形式変換をすることでCAD等のソフトウェアを利用した三次元体系の設計も可能となった。本機能の導入に際し、初期段階で四面体メッシュ体系に対する分岐マップを準備し、輸送計算の計算時間を短縮する工夫を加えた。この工夫により、同数のメッシュ数であれば、ボクセルメッシュと同程度の計算時間で、四面体メッシュ体系の輸送計算を可能にした。四面体メッシュでは、異なるサイズおよび形状の四面体を組み合わせることで、より少ないメッシュ数で人体ファントム等の複雑体系を表現できる。人体ファントムに対する線量計算では、四面体メッシュを採用することで、計算時間をボクセルメッシュの計算に比べて4倍短縮できることが分かった。

論文

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

論文

Comparative study on burnup characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, the atomic number densities and core characteristics at the end of cycle were evaluated by the best estimate deterministic methodologies of ANL and JAEA. The atomic number densities of plutonium isotopes calculated by both institutions showed a good agreement with less than 0.5% of discrepancy, except for the atomic number density of Pu-241. The atomic number densities of americium and curium isotopes showed less than 6% of discrepancy. The results of core characteristics at the end of cycle obtained by both institutions showed a reasonably good agreement with less than 400 pcm of discrepancy on the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy on the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. A burnup sensitivity analysis was employed to identify the major factors of the difference in the calculated atomic number densities at the end of cycle.

論文

MPI/OpenMP hybrid parallelization of a Monte Carlo neutron/photon transport code MVP

長家 康展; 足立 将晶*

Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/04

MVPは連続エネルギー法に基づく汎用中性子・光子輸送モンテカルロコードである。MVPコードの高速化を図るため、メッセージ・パッシング・インターフェースライブラリMPIと共有メモリ・マルチプロセッシングライブラリOpenMPを用いてハイブリッド並列化を行った。高速炉集合体の固有値計算、中性子・光子結合問題の固定源計算、PWR全炉心モデルに対する計算に対して性能評価を行った。比較は、4プロセス並列のMPI並列計算と4プロセス並列$$times$$3スレッド並列のハイブリッド並列の計算時間と使用メモリ量に対して行った。その結果、ハイブリッド並列は16%から34%の計算時間削減を達成し、使用メモリ量はほとんど変わらないことが分かった。

報告書

MVP/GMVP version 3; General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods

長家 康展; 奥村 啓介; 櫻井 健; 森 貴正

JAEA-Data/Code 2016-018, 421 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2016-018.pdf:3.89MB
JAEA-Data-Code-2016-018-appendix(CD-ROM).zip:4.02MB
JAEA-Data-Code-2016-018-hyperlink.zip:1.94MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、日本原子力研究開発機構において、2つのモンテカルロコードMVP(連続エネルギー法)とGMVP(多群法)が開発されてきた。これらのコードはベクトル型アルゴリズムを採用し、ベクトル計算機用に開発されてきたが、標準並列化ライブラリーMPIを用いた並列計算にも対応しており、一般の計算機環境でもモンテカルロ計算の高速化が可能である。両コードは正確な物理モデル、詳細な幾何形状表現法、分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年、第2版は2005年に公開され、それ以降も様々な改良と機能拡張が行われてきた。第2版公開以降の主な改良点と新機能は、(1)実効増倍率に対する摂動計算手法、(2)厳密共鳴弾性散乱モデル、(3)動特性パラメータ計算機能、(4)光核反応モデル、(5)遅発中性子のシミュレーション、(6)多群定数生成機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル、幾何形状表現法、新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

論文

Monte Carlo criticality analysis under material distribution uncertainty

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(3), p.267 - 279, 2017/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:27.27(Nuclear Science & Technology)

過酷事故の炉心溶融の際に生成される二酸化ウラン・コンクリート混合物の臨界性評価に関連して、ワイエルシュトラス関数に基づく確率論的乱雑化モデルを構築し、モンテカルロ法臨界計算の不確かさを検討した。中性子実効増倍率の評価値には、無視できない揺らぎが生じることがわかった。

論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,3; NDA装置設計用中性子輸送コードの評価

前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 7 Pages, 2017/02

原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、使用済み燃料や次世代型MA燃料などの高線量核物質に適用可能な非破壊測定技術の研究開発を共同で実施している。本研究では、次世代型ダイアウェイ時間差分析法(DDA)の実証装置の設計・開発に用いる中性子輸送コードの信頼性が重要となる。そこで中性子輸送コードの信頼性を評価するために、JRC型DDAを用いたPulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA)とJAEA型DDAを用いたJAEA Active Waste Assay System-Tokai (JAWAS-T)の2つの装置の測定空間内の中性子束分布を測定し、さらにPUNITAでは測定試料のマトリクス内の中性子束分布を測定し、中性子輸送コードによるシミュレーション結果と比較した。本報では、それら試験及びシミュレーション結果と信頼性の評価結果について報告する。

論文

Comparison between simulation and experimental results for neutron flux in DDA systems

前田 亮; 米田 政夫; 大図 章; 呉田 昌俊; 藤 暢輔; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*

EUR-28795-EN (Internet), p.694 - 701, 2017/00

JAEA and EC/JRC have been carrying out collaborative research for developing new non-destructive assay techniques that can be utilized for quantifying high radioactive special nuclear materials such as spent fuel and next generation minor actinide fuels. In the research, accuracy of Monte Carlo simulation is important since it is utilized for design and development of a demonstration system of next-generation Differential Die-away (DDA) technique in JAEA. In order to evaluate the accuracy, neutron flux in the sample cavity of the PUNITA device which utilizes JRC type DDA technique and one of JAWAS-T device which utilizes JAEA type DDA technique were measured. The neutron flux in the target sample placed in the PUNITA sample cavity was also measured. The measurement results were compared with the simulation results. In this presentation, we report on comparison results for the neutron flux obtained by experiment and simulation.

論文

Deceleration processes of secondary electrons produced by a high-energy Auger electron in a biological context

甲斐 健師; 横谷 明徳; 鵜飼 正敏; 藤井 健太郎; 渡辺 立子

International Journal of Radiation Biology, 92(11), p.654 - 659, 2016/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Biology)

We performed a fundamental study of deceleration of low-energy electron ejected from water to predict clustered DNA damage formation involved in the decelerating electrons in water using a dynamic Monte Carlo code included Coulombic force between ejected electron and its parent cation. The decelerating electron in water was recaptured by the Coulombic force within hundreds of femtosecond. We suggested that the return electron contribute to modification of DNA damage because the electron will recombine to electric excited states of the parent cation, or will be prehydrated in water layer near the parent cation in DNA. Thus effect of the Coulombic force plays a significant role in evaluation of DNA damage involved in the electron deceleration in water.

273 件中 1件目~20件目を表示