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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

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

Fission rate ratios of FCA-IX assemblies as integral experiment for assessment of TRU's fission cross sections

福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃

EPJ Web of Conferences (Internet), 111, p.07002_1 - 07002_5, 2016/03

 被引用回数:1

高速炉臨界実験装置FCAでは、1980年代に7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)において、7つのTRU核種( $$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm and $$^{239}$$Pu)に関する核分裂率比が測定された。FCA-IX炉心では、燃料領域が燃料及び希釈材の単純な組合せにより構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。FCA-IX炉心に関しては、近年、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、これらの核分裂率比に関するベンチマークモデルが整備された。本研究では、本ベンチマークモデルの適用例として、モンテカルロ計算コードによるJENDL-4.0の積分評価を実施した。解析値と実験値に有意な差異が示され、TRU核種の核分裂断面積の評価・改善に期待できることが分かった。

論文

Benchmark models for criticalities of FCA-IX assemblies with systematically changed neutron spectra

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.406 - 424, 2016/03

 被引用回数:5

New benchmark models with respect to criticality data are established on the basis of seven uranium-fueled assemblies constructed in the ninth experimental series at the fast critical assembly (FCA) facility. By virtue of these FCA-IX assemblies where the simple combinations of uranium fuel and diluent (graphite and stainless steel) in their core regions were systematically varied, the neutron spectra of these benchmark models cover those of various reactor types, from fast to sub-moderated reactors. The sample calculations of the benchmark models by a continuous-energy Monte Carlo (MC) code showed obvious differences between even the latest versions of two major nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1. The present benchmark models would be well-suited for assessment and improvement of the nuclear data for $$^{235}$$U, $$^{238}$$U, graphite, and stainless steel. In addition, the verification of the deterministic method was performed on the benchmark models by comparison with the MC calculations. The present benchmark models are also available to users of deterministic calculation codes for assessment and improvement of nuclear data.

論文

Void reactivity evaluation by modified conversion ratio measurements in LWR critical experiments

吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(2), p.282 - 293, 2015/02

軽水炉臨界格子体系における修正転換比測定を用いてボイド反応度を評価する手法を開発した。各燃料棒の修正転換比から推定される"中性子無限増倍率", $$k^ast$$を用いて集合体ごとのボイド反応度を評価する。低減速軽水炉では負のボイド反応度評価が重要な課題であり、低減速軽水炉格子における臨界実験で修正転換比分布を測定し、$$k^ast$$を推定した。測定値は連続エネルギーモンテカルロ法で解析を行った。開発した手法は、ボイド反応度に関する核設計手法の妥当性評価に有用である。

論文

Development of a calculation system for the estimation of decontamination effect

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(5), p.656 - 670, 2014/05

 被引用回数:3

東京電力福島第一原子力発電所の事故で放出された放射性物質による環境汚染の修復に向けた除染計画の立案を支援するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEでは、新たに開発した線量率計算手法を用い、短時間に様々な除染シナリオの効果を調べることができる。本論文では、CDEの設計概念、入出力データ、線量率計算手法、精度検証、除染計画の検討及び公開後の利用状況を取りまとめた。空間線量率は、土壌と大気からなる無限平板体型に配置した線源から周囲の領域への単位放射能当たりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地域の放射能分布を乗じて計算する。応答関数は、線源核種の放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。開発した手法の検証として、単純化した計算体系における空間線量率と除染範囲の関係をCDEと汎用放射線輸送計算コードPHITSを用いて計算した結果、両者は極めてよい一致を示した。また、伊達市下小国地区における除染前の空間線量率分布をCDEで計算し、実測値と比較した結果、CDEは実際の汚染地域における空間線量率を適切に再現できることを示した。以上から、CDEには十分な予測精度があり、今後の除染計画の立案に活用できることを確認した。

論文

OECD/NEA/NSC(原子力科学委員会)及びNEAデータバンクの活動について

岡嶋 成晃

核データニュース(インターネット), (107), p.40 - 46, 2014/02

OECD/NEAにおける原子力科学委員会(NSC)及びデータバンク(Databank)に関する概要と構成を紹介するとともに、OECD/NEAにおいて開催された平成25年度のNSC会合とNSCビューロー会合の報告を通して近年の活動を紹介する。

論文

Calculation system for the estimation of decontamination effect

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 岩元 大樹; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

Transactions of the American Nuclear Society, 109(1), p.1261 - 1263, 2013/11

放射性物質の放出により汚染された環境の修復に向けた除染計画の立案に資するため、除染前後の空間線量率の計算から除染効果を評価するソフトウェアCDEを開発した。CDEは、土壌と大気からなる無限平板体系に配置した線源から周囲の領域への単位放射能あたりの線量寄与割合のデータベース(応答関数)に除染対象地区における放射能分布をかけあわせ、空間線量率を計算する。応答関数は、線源核種である放射性セシウムが土壌表面に分布している場合のほか、土壌中に存在する場合についても、複数の深さに対して評価している。空間線量率の計算精度検証のために、実際の除染モデル地区の地形及び放射能分布を入力したCDEの計算結果と、NaI(Tl)サーベイメータによる実測値を比較した。その結果、両者は非常によい一致を示した。このことから、CDEの予測精度は十分であり、今後の除染計画の立案に活用できることが確認された。なお、本発表は、2012年9月に開催された第12回放射線遮蔽国際会議(ICRS-12)における口頭発表が、"Best paper of the session"に選出されたため、米国原子力学会(ANS)に推薦され招待講演を行うものである。

論文

Intra-pellet neutron flux distribution measurements in LWR critical lattices

吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.606 - 614, 2013/06

 被引用回数:1

ペレット内中性子束分布と転換比分布を測定する手法を開発した。ペレット内中性子束分布測定には、特別な箔を用いた箔放射化法を用いた。転換比分布測定には、特別なコリメータを用いた$$gamma$$線スペクトル解析法を用いた。開発した手法を用い、低減速軽水炉を対象とした臨界実験を行い、ペレット内中性子束分布と転換比分布を測定した。測定値は、決定論的手法とモンテカルロ法によって解析した。中性子束分布の測定結果と解析結果は、1-2%の範囲で一致した。転換比分布の測定結果は、解析結果と一致することを確認した。今回開発した測定手法は、燃料ペレット内の中性子の振る舞いを調べるミクロ炉物理において有用であることが確認できた。

論文

Summary of OECD/NEA/NSC expert group on integral experiments for minor actinide management

岡嶋 成晃; Fougeras, P.*; Gil, C.-S.*; Glinatsis, G.*; Gulliford, J.*; 岩本 修; Jacqmin, R.*; Khomyakov, Y.*; Kochetkov, A.*; Kormilitsyn, M. V.*; et al.

NEA/NSC/DOC(2013)3, p.265 - 278, 2013/04

マイナーアクチニド(MA)のマネジメントに必要な積分実験を検討する専門家グループ(EG on IEMAM)が、OECD/NEA/NSCの下に設立された。その目的は、MAマネジメントの観点から、MA核データの検証に必要な積分実験のレビュー、追加する積分実験の提案、それを遂行する国際的な枠組みを提案することである。本報告では、EG on IEMAMにおいて討議された以下の結果についてまとめた: (1) MAマネジメントに必要な核データ、(2)既存積分実験のレビューと必要となる実験の内容、(3)実験実施における課題とその解決策の検討、及び(4)国際協力の提案。

論文

除染効果評価システムCDEを用いた除染計画の検討

佐藤 大樹; 大泉 昭人; 松田 規宏; 小嶋 健介; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

RIST News, (53), p.12 - 23, 2012/09

福島第一原子力発電所の事故により、環境中に放出された放射性物質に対する効率的な除染計画の立案を支援するために、除染効果評価システムCDEを開発した。CDEはグラフィカル・ユーザー・インターフェースを通した簡便な操作で、除染前後の空間線量率と除染効果(線量率減少係数)をシミュレーションし、その結果を除染対象領域の地形図上に可視化する。本稿では、CDEを用いた除染計画の検討方法の例として、福島県伊達市下小国地区を対象としたケーススタディの結果を示した。具体的には、集落において除染対象領域を順次拡大していった場合や除染方法を変更した場合の除染効果への影響を調べた。その結果、下小国地区の家屋周辺の空間線量率を効果的に低減させるには、一般的な除染方法を採用して、その周辺部の除染から実施することが望ましく、また畑やグラウンドを除染することで集落全体の空間線量率を下げることができるとわかった。本研究により、CDEのようなコンピュータ・シミュレーションを用いた除染計画検討の有用性が示された。

報告書

除染効果評価システムCDEの開発

佐藤 大樹; 小嶋 健介; 大泉 昭人; 松田 規宏; 久語 輝彦; 坂本 幸夫*; 遠藤 章; 岡嶋 成晃

JAEA-Research 2012-020, 97 Pages, 2012/08

JAEA-Research-2012-020.pdf:7.32MB

平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故を受けて、福島県をはじめとする東日本各地では、除染による線量の低減化が期待されている。原子力機構では、除染作業で効果的に線量率を低減させる計画の立案を支援するため、除染効果評価システムCDE(Calculation system for Decontamination Effect)を開発した。CDEは、環境中に分布する放射性セシウムに対して作成した線量寄与データベースを用いて、適用する除染技術に応じた放射性物質の除去効果(除染係数)から、除染前後の空間線量率を計算する。これにより、除染効果を示す線量率の減少(線量率減少係数)が得られ、その結果は除染対象地域の地図上に可視化される。計算結果の妥当性は、3次元放射線輸送コードPHITSを用いた除染領域と線量低減効果の解析結果と比較して検討した。これにより、CDEは短時間の計算で、PHITSによる解析と同等の精度で結果を与えることが確認された。本報告書では、CDEの概要,計算手法,検証解析を示すとともに、付録として線量計算プログラムのソースコードと取扱説明書を掲載する。

論文

Development of reactivity feedback effect measurement techniques under sub-critical condition in fast reactors

北野 彰洋; 西 裕士; 鈴木 隆之; 岡嶋 成晃; 兼本 茂*

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors; Advances in Reactor Physics; Linking Research, Industry, and Education (PHYSOR 2012) (CD-ROM), 14 Pages, 2012/04

従来、初号機の原子炉プラントにおいては、モックアップ試験結果に基づいた設計認可が必要とされている。炉心フィードバック特性が運転前に、実機にて確認ができれば、建設前に実施されるモックアップ試験を行う必要がなく、コスト・時間の大幅な削減が可能となる。本研究では、運転前に安全余裕を確認するため、シンセシス法という未臨界度測定法を提案する。シンセシス法とは、修正中性子源増倍法(MSM法)とMSM法の基準未臨界度を炉雑音法にて測定する組合せによる未臨界度測定である。制御棒価値と温度フィードバック反応度について、100MWe, 300MWe, 750MWe, 1500MWe規模の高速炉を対象に、シンセシス法の適用性を確認するための数値実験を行った。また、MSM法及び炉雑音法について、中性子検出器の数,位置についてもサーベイ計算を実施した。結果から中性子検出器は炉心中央の上部と、径方向ブランケット領域上部に3つ以上の検出器を利用することで、-0.5から-2までの未臨界度の場合は、10%、さらに深い未臨界度の場合は15%で測定が可能である見通しを得た。

論文

原子炉物理学

岡嶋 成晃; 久語 輝彦; 森 貴正

原子力教科書; 原子炉物理学, 258 Pages, 2012/03

本書は、東京大学専門職大学院における、原子炉物理の講義資料をもとに作成した。第1章において、原子核の特徴と中性子と物質の相互作用について述べ、第2章では核分裂とその連鎖反応について述べた。また、臨界の概念についても、第2章において扱う。第3章からは拡散方程式を扱って中性子の空間的挙動を知る基礎について学ぶ。第4章では、炉心組成が均質である体系に対して拡散方程式を具体的に適用して、その特徴を調べる。第5章では、中性子が物質との衝突によってエネルギーを失う(これを減速という)様子について述べ、第6章では減速して炉内の物質と熱平衡状態になった状況での中性子の振る舞いについて述べる。第7章では、炉心組成を現実の非均質体系にした場合の臨界等への影響について述べる。また、核反応データについては、我が国における最新の評価済み核データライブラリ(JENDL-4.0)を可能な限り採用した。なお、従来の教科書では、中性子と原子核との核反応断面積データを数表等として掲載されているが、インターネットから最新データの入手が可能な昨今の状況を鑑みて、省いた。

論文

Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.306 - 311, 2011/10

The capture cross section of $$^{235}$$U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of $$^{235}$$U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculated to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of $$^{235}$$U.

論文

JENDL-4.0 integral testing for fission systems

奥村 啓介; 杉野 和輝; 千葉 豪; 長家 康展; 横山 賢治; 久語 輝彦; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1135 - 1140, 2011/08

最新の日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0について、核分裂体系に対する積分テストを行った。本テストは幅広い積分データ(評価済み臨界安全ベンチマーク実験ハンドブックに収納されている臨界データ,プルトニウムの経年効果に関連したMOX燃料装荷臨界集合体の実験データ,さまざまな高速臨界集合体や常陽,もんじゅといった実機高速炉の臨界データ,加圧水型軽水炉である高浜3号炉及び常陽の照射後試験データ)を用いて実施した。ベンチマーク計算は連続エネルギーモンテカルロコードMVP-II及び最新の決定論的中性子輸送計算コードにより行った。また、JENDL-4.0に加えて、その他の評価済み核データライブラリ(JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1)についてもベンチマーク計算を行い、各ライブラリの性能の違いについて感度係数を用いて検討した。

論文

Measurement and analysis of reactivity worth of $$^{241}$$Am sample in water-moderated low-enriched UO$$_2$$ fuel lattices at TCA

櫻井 健; 森 貴正; 須崎 武則*; 岡嶋 成晃; 安藤 良平*; 山本 徹*; Liem, P. H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.816 - 825, 2011/05

The reactivity worths of 22.82 grams of $$^{241}$$Am oxide sample were measured and theoretically analyzed in water-moderated UO$$_2$$ fuel lattices in seven cores of the Tank Type Critical Assembly (TCA) at the Japan Atomic Energy Agency for an integral test of $$^{241}$$Am nuclear data. These cores provided a systematic variation in the neutron spectrum between the thermal and resonance energy regions. The sample reactivity worth was measured with uncertainty of 2.1% or less. The theoretical analysis was performed using the JENDL-3.3 nuclear data with a Monte Carlo calculation method. Ratios of calculation to experiment(C/E's) of the reactivity worth were between 0.91 and 0.97, and showed no apparent dependence on the neutron spectrum. In addition, sensitivity analysis based on the deterministic calculation method was carried out to obtain the impact of changing the $$^{241}$$Am capture cross-section on the sample reactivity worth. The result of this analysis showed that the C/E could be significantly improved by almost uniformly increasing the $$^{241}$$Am capture cross-section of JENDL-3.3 by 25 $$sim$$ 30%.

論文

JENDL-4.0 benchmarking for fission reactor applications

千葉 豪; 奥村 啓介; 杉野 和輝; 長家 康展; 横山 賢治; 久語 輝彦; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(2), p.172 - 187, 2011/02

 被引用回数:28

新たに開発された日本の評価済み核データライブラリJENDL-4.0のベンチマークテストを種々の積分実験データを用いて実施した。計算には連続エネルギーモンテカルロコード、もしくは高速炉解析のために整備されてきた決定論的手法を用いた。JENDL-4.0を用いたベンチマーク計算により、前の版であるJENDL-3.3と比較して核分裂炉に対する性能が大幅に改善することを確認した。JENDL-4.0を用いることにより、熱中性子炉,高速中性子炉双方について、核特性パラメータのより信頼性の高い評価が可能となる。

論文

実験炉物理; 未来へのメッセージ,次世代の安全基盤の確立に向けて,6; JAEAの高速炉体系炉物理実験

岡嶋 成晃

日本原子力学会誌, 53(1), p.50 - 53, 2011/01

これまでの日本原子力研究開発機構(JAEA)における高速炉体系における炉物理実験として、天然ウランブランケット体系中での高速中性子の振舞いを調べることを目的とした未臨界実験装置(Bee)、高速炉の炉物理研究を目的とした臨界実験装置(FCA)、日本初のナトリウム冷却型高速中性子炉である「常陽」、ナトリウム冷却型高速中性子炉原型炉の「もんじゅ」での炉物理実験について概観した。また、今後の高速炉体系における炉物理実験について、将来必要と考えられる実験内容とその実施に向けて既存装置の利用や既存装置の限界について述べた。

論文

Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10

The capture cross section of $$^{235}$$U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC Subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of $$^{235}$$U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculation to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility which is another fast critical assembly in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of $$^{235}$$U.

論文

Measurement and analysis of reactivity worth of $$^{237}$$Np sample in cores of TCA and FCA

桜井 健; 森 貴正; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*; 須崎 武則*; 齊藤 正樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(6), p.624 - 640, 2009/06

Measurements and analyses were performed for the reactivity worth of $$^{237}$$Np oxide sample of 22.87 g in seven uranium cores at Tank Type Critical Assembly(TCA) and two uranium cores at Fast Critical Assembly(FCA) in Japan Atomic Energy Agency. The cores at TCA provided neutron spectra from thermal to resonance energy regions. Two cores of FCA, XXI and XXV, provided a hard spectrum of fast reactor and a soft spectrum in the resonance energy region, respectively. The analyses were made with the JENDL-3.3 nuclear data by a Monte Carlo method for the TCA cores and by a deterministic method for the FCA cores. A sensitivity analysis was also made to estimate the error of reactivity worth due to those of JENDL-3.3 nuclear data. The error of calculation to experiment ratio(C/E) of reactivity worth was estimated from the error of measurement, the statistical error in the Monte Carlo calculation and the error due to those of the nuclear data, among which the contribution from the error of $$^{237}$$Np capture cross section was dominant in the cores except FCA XXV. The calculation underestimates the measurement by 3 to 9 %. This underestimation, however, is within the error of C/E at three $$sigma$$ level.

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