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論文

Improvement of plant reliability based on combining of prediction and inspection of crack growth due to intergranular stress corrosion cracking

内田 俊介; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 塙 悟史; 岡田 英俊*; 内藤 正則*; 小嶋 正義*; 木倉 宏成*; Lister, D. H.*

Nuclear Engineering and Design, 341, p.112 - 123, 2019/01

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

原子力プラントでは、リスク基準保全(RBM)にサポートされた信頼性基準保全(RCM)に基づくプラント信頼性向上策が採用されつつある。RBMは主要な材料に生じつつある欠陥をその進展過程で予測し、検査、保全を最適に組合せて実施されるものである。プラント全体にわたり、IGSCCを早期検出することにより、水化学制御などの適切な対応策の適用が可能となる。腐食環境とき裂進展の予測を組合せ、IGSCC決定因子である腐食電位、材料のSCC感受性、残留応力の不確実さが余寿命予測に及ぼす影響を定量的に評価した。結論として、(1)予測による重点検査箇所の効率的な選定、(2)検査による予測精度の向上、を結合させることによりプラントの信頼性向上に貢献できることを示した。

論文

Comparative study on prediction accuracy improvement methods with the use of integral experiments for neutronic characteristics of fast reactors

横山 賢治; 北田 孝典*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04

複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。

論文

福島の環境回復に向けた取り組み,2; 事故進展と放射性物質の放出・沈着分布の特徴

斎藤 公明; 永井 晴康; 木名瀬 栄; 武宮 博

日本原子力学会誌, 59(6), p.40 - 44, 2017/06

福島の環境回復に関してまとめた連載記事の一つである。福島第一原子力発電所事故の進展と放射線物質の放出・大気拡散・沈着過程の解明が、シミュレーションおよび環境測定データの解析により進められている。大規模環境調査により福島周辺における放射線環境の経時変化等の特徴が明らかになりつつあり、この知見に基づいて空間線量率の分布状況変化モデルが開発され将来予測に活用されてきた。事故後に測定された種々の環境測定データは集約され、データベースを通して簡単な解析ツールとともに継続的に公開されている。これら一連の取り組みについて概説している。

論文

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation; Improvement of prediction accuracy for MA-related integral parameters based on cross-section adjustment technique

横山 賢治; 丸山 修平; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.1906 - 1915, 2016/05

As a part of the ongoing project "Study on Minor Actinides Transmutation Using Monju Data," MA-related integral experimental data in the world have been extensively collected and evaluated with most-detailed analysis methods. Improvement of analysis prediction accuracy for fast reactor core parameters based on the cross-section adjustment technique has been investigated by utilizing the newly-evaluated MA-related and existing general, i.e. not only specific to MA-related, integral experimental data. As a result, it is found that these data enable us to significantly improve the prediction accuracy for both the MA-related and general nuclear parameters. Furthermore, the adjustment result shows possibilities of the integral experiment data to make feedback to the differential nuclear data evaluation.

報告書

大洗研究開発センター廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価

下村 祐介; 羽成 章*; 佐藤 勇*; 北村 了一

JAEA-Technology 2015-062, 47 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-062.pdf:1.85MB

廃棄物管理施設を規制するための新しい基準(新規制基準; 平成25年12月18日施行)を受けて、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を行った。はじめに森林火災の延焼シナリオを想定し、現地調査、森林火災評価モデル等から、森林火災の強度を評価した。森林火災の強度の評価に用いたモデルは、Rothermelの拡大方程式及びCanadian Forest Fire Behavior Prediction (FBP) Systemである。輻射熱による施設への影響評価を行い、想定した森林火災に対する施設外壁の温度変化を試算した。施設外壁温度は最大160$$^{circ}$$C程度と評価され、一般にコンクリートの強度に影響がないとされている許容温度(200$$^{circ}$$C)には達しない事を明らかにした。さらに、防火帯突破確率を試算し、約20%程度であった。本報告書は、廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を通して、新規制基準における森林火災に対する評価の一例を示すものである。

論文

Advance in integrated modelling towards prediction and control of JT-60SA plasmas

林 伸彦; 本多 充; 白石 淳也; 宮田 良明; 若月 琢馬; 星野 一生; 藤間 光徳; 鈴木 隆博; 浦野 創; 清水 勝宏; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.145_1 - P5.145_4, 2015/06

Towards prediction and control of JT-60SA plasmas, we are developing codes/models which can describe physics/engineering factors, and integrating them to one code TOPICS. Physics modelling: Coupling with MINERVA/RWMaC code showed that MHD equilibrium variation by centrifugal force largely affects RWM stability and the toroidal rotation shear stabilizes RWM. Coupling with OFMC code for NB torques, 3D MHD equilibrium code VMEC and drift-kinetic code FORTEC-3D for NTV torque, and toroidal momentum boundary model, predicted the core rotation of $$sim$$2% of Alfv$'e$n speed for a ITER hydrogen L-mode plasma. Coupling with core impurity transport code IMPACT showed the accumulation of Ar seeded to reduce the divertor heat load is so mild that plasma performance can be recovered by additional heating in JT-60SA steady-state (SS) scenario. Simulations coupled with MARG2D code showed that plasma current can be ramped-up to reach $$beta_N ge$$3 with MHD modes stabilized by ideal wall and with no additional flux consumption of central solenoid in JT-60SA. Engineering modelling: Coupling with integrated real-time controller showed that simultaneous control of $$beta_N$$ and $$V_{loop}$$ is possible at $$beta_N ge$$4 in JT-60SA SS scenarios. MHD equilibrium control simulator MECS demonstrated equilibrium control during heating phase and collapse induced events within power supply capability of PF coils in JT-60SA.

論文

Neural-net predictor for beta limit disruptions in JT-60U

芳野 隆治

Nuclear Fusion, 45(11), p.1232 - 1246, 2005/11

 被引用回数:26 パーセンタイル:31.23(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマクプラズマにおいてベータ限界時に発生するディスラプションを予測するニューラルネットワークをJT-60Uのデータを用いて開発した。ベータ限界ディスラプションでは数10ms前に予兆現象を観測できないので、まず、2msごとに規格化ベータの限界値を出力するサブネットワークを開発した。第一段階ではこの限界値の目標値を適当に与えて訓練し、第二段階では第一段階の訓練で得た出力を用いて限界値の目標値を調整し訓練した。これにより安定放電に対する誤り警報の発生率を大きく低減した。誤り警報の発生率をさらに低減するために、上記訓練で得たネットワークから出力する規格化ベータ限界値と実際の規格化ベータ値との差をほかの11種類のデータとともに主ネットワークに入力し、プラズマの安定度を出力するようにした。この安定度がある警報レベルより低下するとディスラプションの発生を予測する。この結果、ディスラプション発生の10ms前に、80%の予測成功率を4%の誤り警報で得られることを示した。80%は、誤り警報発生率4%における従来の予測成功率10%に比べて格段の性能向上である。さらに90%の予測成功率を誤り警報の発生率12%で得られることを示した。この12%は、従来得られていた誤り警報発生率の約半分である。

論文

ニューラルネットワークを用いたHTTR制御棒引抜き試験の事前解析手法

大野 富生*; Subekti, M.*; 工藤 和彦*; 高松 邦吉; 中川 繁昭; 鍋島 邦彦

日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.115 - 126, 2005/06

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)では高温ガス炉の安全性実証を目的とした制御棒引き抜き試験が行われている。試験の実施には事前解析が必要で、本報ではニューラルネットワークを用いた原子炉出力及び反応度変化の予測手法について報告する。本研究で提案するのはリカレントネットワーク(RNN)を基本とし、時系列データの処理性能を向上させるため時間同期信号(TSS)を加えたモデルである。ネットワークの入力とするのは中央制御棒位置変化と他の重要な炉心情報で、原子炉出力及び反応度変化を出力とする。学習後、今後の試験における原子炉出力及び反応度変化の予測が可能となる。

論文

Preliminary evaluation of reduction of prediction error in breeding light water reactor core performance

久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 松岡 正悟*

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05

MOX燃料稠密格子水冷却炉心用に実施したFCA臨界実験を活用して、バイアス因子法に基づき、水冷却増殖炉実機炉心性能の予測誤差の低減を予備的に評価した。k$$_{eff}$$に対する予測誤差は、FCA-XV-2(65V)炉心の結果を用いることにより、0.62%から0.39%に減少した。$$^{238}$$U捕獲対$$^{239}$$Pu核分裂反応率比については、実機の上部炉心及び上部ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(95V)炉心及びFCA-XV-2(95V)炉心が適し、実機の下部炉心及び中間ブランケットに対しては、FCA-XXII-1(65V)炉心及びFCA-XV-2(65V)炉心が適していることがわかった。

報告書

医療照射中ホウ素濃度の推定法の検討とその誤差評価

柴田 靖*; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 堀 直彦; 岸 敏明; 熊田 博明; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; et al.

JAERI-Research 2005-009, 41 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-009.pdf:1.99MB

ホウ素中性子捕捉療法において腫瘍及び正常組織への照射線量を正確に評価するためには照射中性子束と血液中ホウ素濃度の測定が必須であるが、中性子照射中に患者からの直接の採血をすることは困難である。したがって、初回手術時に少量のホウ素化合物BSHを投与し、経時的に血液中ホウ素濃度を測定する低量投与試験を行い、照射当日の濃度予測を行った。また、低量投与試験が行えない場合、照射当日のホウ素濃度測定のみで照射中のホウ素濃度が精度よく予測できる方法についても、Two compartment Modelを用いた方法を検討した。BSH末梢静脈内点滴投与後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていれば、照射中の予測値と実測値の誤差は6%程度であった。投与後6または9時間後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていない場合は、比率補正することにより誤差を12%程度に抑えることができた。また、Two compartment Modelを用いた予測方法では、最適な評価値に対して$$pm$$4.9%(標準偏差)の予測誤差で推定可能であった。これらの方法により、照射中の血液中ホウ素濃度は合理的に正確に予測可能であり、安全で効果的な治療を行うことができる。

報告書

バイオインフォマティクス整備; タンパク質立体構造予測システム構築

木村 英雄; 酒井 智*

JAERI-Data/Code 2004-008, 41 Pages, 2004/02

JAERI-Data-Code-2004-008.pdf:4.76MB

アミノ酸配列からのタンパク質立体構造予測は非常に難しい問題であり、多くの研究者がこの難題について研究している。その難しさの原因は大きく分けて2つある。1つは、可能性のある立体構造を探索することの難しさであり、もう1つは、タンパク質の天然状態を安定に保っている相互作用エネルギーを精度よく計算することの難しさである。この問題を解くことを目的としたタンパク質立体構造予測システムを、神戸大学,奈良先端科学技術大学院大学,日本原子力研究所の3機関で開発している。これは、モンテカルロ法を用いたタンパク質立体構造予測解析をGrid環境上で実行することで、精度の高い立体構造を求めるシステムである。また、本システムは、Web画面よりジョブの投入,ジョブの実行状況確認,解析結果の確認を行うことができ、ユーザの利便性についても考慮したシステムとなっている。このシステムで行うタンパク質立体構造予測解析は、神戸大学で行っている解析を対象とする。そして、奈良先端科学技術大学院大学がGrid環境の構築を行い、日本原子力研究所が解析結果の管理、及び表示を行うシステムを構築する。本報告書は、日本原子力研究所で構築している解析結果の管理、及び表示を行うシステムについて報告する。

論文

Neural-net disruption predictor in JT-60U

芳野 隆治

Nuclear Fusion, 43(12), p.1771 - 1786, 2003/12

 被引用回数:27 パーセンタイル:31.3(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60のデータを用いてニューラルネットによるディスラプション予測の研究を行った。「プラズマ安定度」という新しい基準を導入し、かつ従来の方法とは異なる2段階でニューラルネットを教育する新しい方式を開発した。これにより、密度限界,プラズマ電流低減時の高内部インダクタンス,低密度ロックドモードによって発生するディスラプションについて、30ms以前に約90%の予測成功率を約2%の予測失敗率のもとで得ることができた。「プラズマ安定度」を導入したことにより、初めて、各予測時点における予測成功率を評価し、予測成功率と予測失敗率との関係を明らかにした。この結果として、ディスラプション予測の高精度化への道を拓いた。

報告書

Proceedings of the International Symposium: Transfer of Radionuclides in Biosphere, Prediction and Assessment; Mito, December 18-19, 2002

天野 光; 内田 滋夫*

JAERI-Conf 2003-010, 394 Pages, 2003/09

JAERI-Conf-2003-010.pdf:25.13MB

「生態圏核種移行研究,予測と評価」国際シンポジウムは、原子力基盤クロスオーバー「生態圏核種移行」第3期研究の成果を広く公開し報告するとともに、海外から研究者を招へいし、生態圏核種移行研究、特に日本を含む東南アジア諸国における挙動予測や影響評価に適合する移行モデルやパラメータに関して、最新の知見を交換し、議論しあうことを目的とし開催した。原子力基盤クロスオーバー「生態圏核種移行」第3期研究には、日本原子力研究所,放射線医学総合研究所,理化学研究所,気象研究所,環境科学技術研究所の5機関が参加し、大学や民間の協力を得ながら研究をクロスオーバーしている。シンポジウムでは12の招待講演と44のポスター発表があった。いずれも当該分野を実験的、及び計算科学的に先導する最新研究であった。また、IAEAが2003年より主催する予定のモデル検証プログラムEMRASについての紹介もあった。本国際シンポジウムには12ヵ国19名の外国人を含め120名の参加があった。

論文

Status of development of a code for predicting the migration of ground additions: MOGRA

天野 光; 高橋 知之*; 内田 滋夫*; 松岡 俊吾*; 池田 浩*; 林 寛子*; 黒澤 直弘*

JAERI-Conf 2003-010, p.32 - 36, 2003/09

陸域に負荷される放射性物質や重金属等の挙動を解析・予測する目的で、動的コンパートメントモデル解析部を中核とする環境負荷物質陸域移行予測コードMOGRAを開発した。本発表ではMOGRA開発の現状と将来計画につき紹介する。MOGRAはさまざまな評価対象系に対応し得る汎用コードであり、動的コンパートメントモデル解析部を中核とし、グラフィカルユーザインターフェイスによる入出力部やライブラリデータ等から構成されている。本コードは、コンパートメントの作成・削除、コンパートメント間の移行の設定等がマウスによる簡単な操作で可能であるとともに、種々の核種への対応等の汎用性、拡張性に優れている。評価を行う際には、評価対象となる陸域生態圏を土地利用形態(例えば森林,畑,水田等)等によって分割(モジュール化)し、各モジュールで任意にコンパートメントモデルを設定する。モジュール間の物質の移行に関しても任意に設定できる。またMOGRAは分配係数や移行係数などの種々のデータベースを備えている。

論文

The Prediction of Boron concentrations in blood for patients of boron neutron capture therapy, 2

柴田 靖*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 堀 直彦; et al.

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.1055 - 1060, 2002/09

腫瘍摘出する初期開頭手術時に患者にホウ素薬剤(BSH)を少量投与し、得られた生物学的薬剤分布データを用いて、医療照射当日の血液ホウ素濃度の予測について予備調査を行った。悪性グリア腫瘍の患者9名は1995から2001年の間に日本原子力研究所においてホウ素中性子補足療法を受けた者である。その内7名については、腫瘍摘出の前にBSH1gを注入し、即発$$gamma$$線分析装置(PGA)を用いてホウ素濃度の測定を行った。BNCT照射12時間前にBSHを100mg/kgの投与量を患者に注入し、ホウ素濃度を再び決定した。その結果、ホウ素の生物学的薬剤分布データは2相指数曲線の薬物動態分布を示した。もし、注入後から6時間又は9時間の医療照射直前のホウ素濃度が予測値に対して95%予測信頼区間にあれば、2相指数曲線フィットからの直接予測は照射時間内の血液ホウ素濃度の誤差を6%程度に抑えることができる。

論文

Study on creep-fatigue life of irradiated austenitic stainless steel

井岡 郁夫; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 米川 実; 高田 文樹; 星屋 泰二

JSME International Journal, Series A, 45(1), p.51 - 56, 2002/01

FBRの構造材に対する代表的な破損モードの1つに、繰り返し熱応力に起因するクリープ疲労がある。しかし、照射材のクリープ疲労特性についてはほとんど報告されていない。ここでは、SUS304鋼照射材の低サイクル疲労試験を行い、最大引張側での保持時間が疲労寿命に及ぼす影響を調べた。供試材は熱間圧延したSUS304鋼である。歪波形は完全両振り対称三角波,試験は真空中,550$$^{circ}C$$,歪速度0.1%/sで行った。最大引張側での保持時間は、360s,3600sとした。中性子照射は、550$$^{circ}C$$で1.4-3.4x10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)まで行い、弾き出し損傷量及びHe生成量は、それぞれ約1~2dpa及び約1~11appmであった。保持時間のない場合、照射により疲労寿命は低下した。照射材の疲労寿命は、保持時間の増加とともに低下した。疲労寿命の低下は、非照射材の場合と同程度であった。クリープ疲労寿命予測法(時間消費則,延性消耗則)により照射材の疲労寿命は、ファクター2の範囲で予測できた。

論文

地球シミュレータにおけるカーネルループのベクトル性能予測

横川 三津夫; 斎藤 実*; 萩原 孝*; 磯部 洋子*; 神宮寺 聡*

日本計算工学会論文集, 4, p.31 - 36, 2002/00

地球シミュレータは、640台の計算ノードをクロスバスイッチで結合した分散主記憶型並列計算機である。計算オードは8つのベクトルプロセッサからなる共有メモリシステムである。ピーク性能は40Tflops,主記憶容量は10TBである。地球シミュレータ上のプログラムの実効性能を推定するための性能予測システムGS$$^3$$を開発した。GS$$^3$$のベクトル性能の予測精度を確認するために、3グループのカーネルループに対し、GS$$^3$$による予測値とSX-4の測定値を比較した結果、実行時間の絶対誤差で0.89%,1.42%,6.81%が得られた。地球シミュレータの実効性能を予測した結果、 それぞれのグループで平均5.94Gflops,3.76Gflops,2.17Gflopsが得られた。

論文

Prediction of fuel performance and fission gas release behavior during normal operation of the High Temperature Engineering Test Reactor by JAERI and FZJ modeling approach

沢 和弘; 植田 祥平; 角田 淳弥; Verfondern, K.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(6), p.411 - 419, 2001/06

高温ガス炉では高温の原子炉出口冷却材温度を得るために、燃料として被覆粒子を用いている。高温ガス炉では通常運転時及び事故時において、被覆燃料粒子が微小な格納容器として放射性物質に対する主要な障壁となる。HTTRでは、通常運転において1次冷却材中の核分裂ガス測定を行い、燃料挙動及びプラント内の放射性物質量の評価を行う必要がある。本報の主たる目的は、HTTRの通常運転時における燃料及び核分裂生成物の挙動を原研のモデルとドイツのユーリッヒ研究所(FZJ)のモデルで計算し、結果及び方法の比較検討を行うことである。炉心平均の破損率の評価では、原研のモデルの方がFZJモデルよりも早期に破損し約2倍大きく予測された。核分裂生成物ガスの評価では、FZJモデルは原研モデルよりも遅く増加し始めるが、その後運転末期に向かって急激に上昇し最終的には一致した。

報告書

WSPEEDI国際情報交換ネットワーク使用手引き

高橋 正俊*; 永井 晴康; 茅野 政道

JAERI-Data/Code 2000-028, 105 Pages, 2000/09

JAERI-Data-Code-2000-028.pdf:14.9MB

チェルノブイル事故を契機として、原研では世界の原子力事故に対して、最大で半地球規模までの放射能の拡散をリアルタイムで予測できるシステムWSPEEDIの開発を行ってきたが、今般、国際的なシステム評価研究などを通して、システムが実用的に用いることのできる段階にあると判断した。そのため国際的な情報交換ネットワーク(地球環境安全ネットワーク)を米国、欧州やアジアの原子力研究機関に展開し、事故情報や予測情報の迅速な交換手段の確立を図ることとした。本手引きでは、事故時の環境データや予測計算結果の専用ホームページへの登録、検索、管理と、電子会議システムの使用方法について述べる。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験,2; 環状型燃料装荷による初臨界達成とその予測法

藤本 望; 中野 正明*; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 山下 清信

日本原子力学会誌, 42(5), p.458 - 464, 2000/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.3(Nuclear Science & Technology)

HTTRは1998年11月10日の初臨界を達成した。臨界試験においては、環状炉心の核特性を取得するため、炉心外周部から燃料を装荷した。燃料装荷に先立ち、モンテカルロ計算により16$$pm$$1カラムで臨界と予測していたが19カラムで臨界となった。これは炉心外周から燃料を装荷したため臨界付近で実効増倍率の増加が緩やかでありわずかな評価誤差で臨界量が変わることによるものであった。そこで、解析により不純物等のパラメータを調整して臨界量を変化させた炉心の1/M曲線を複数求め、測定値として比較して最小臨界カラム数を求める1/Mはさみうち法を考案した。この方法により初臨界カラム数を精度良く求めることができた。また、モンテカルロ計算についても見直しを行い、全燃料も装荷した炉心で1%$$Delta$$k/k以下の誤差で評価できることを確認した。

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