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篇：先进的核电安全技术先进的核电安全技术
1.各段核电厂安全性能比较
1.1第一代核电厂安全特点
第一代核电厂始建于20世纪50年代初,属于原型堆核电站技术,其主要目的是通过实验示范形式来验证核电实践上的可行性.鉴于原子弹爆炸所产生的巨大破坏力,人们担心核电厂也存在类似的威胁,对核能产生装置在运行过程中产生的各种放射性核素的辐射问题十分关注.因此,第一代核电技术的首要目标是解决安全问题,这也贯穿了核电技术发展的始终.
但由于第一代核电站厂开发是受当时技术限制,设计比较粗糙,结构松散,设计没有系统、规范、科学的安全标准和准则问题作为指导，因为存在许多安全隐患，已不能满足核电发展的需求，现在核电厂基本已经退役。
1.2第二代核电站电厂安全的特点
二代核电站从70年代至今，有多种堆型而且运行业绩良好，还在增效延寿并批量建设，目前仍有23台机组在建。2005年，全球第二代核电站（堆）共有443台套，积累了超过1.2万多堆年的安全运行经验。核电装机占发电总装机的16%，核电占总发电量的20%左右。
从堆型上看，压水堆占核电的56%，沸水堆占21%，重水堆占7%，其他堆型占16%。近年来的第二代机组增效延寿研究表明，美国第二代机组核电可利用率可以从70%左右提高到90%，寿命由40年延长至60年，相当于新建25台百万千瓦机组。预计未来30年压水堆仍将是核电发展的主力堆型。
第二代核电技术被广泛应用于上世纪七十年代至今仍在运行的大部分商业核电站，它们大部分已实现标准化、系列化和批量建设，主要种类有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（CANDU）和苏联设计的压水堆（VVER）和石墨水冷堆（RBMK）等。
第二代核电站技术证明了发展核电在经济上是可行的。但是前苏联切尔诺贝利核电站和美国三哩岛核电站严重事故的发生，引起了公众对核电安全性的质疑，同时也让人们意识到第二代核电技术的不完善性，许多国家的核电发展也都因此一度停滞。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
1.3第三代核电站厂安全特点
第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站世界各国在回顾三十余年第二代核电站的建造和运行经验，尤其了美国三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站事故的经验教训之后，为使今后建造的核电站在安全性、经济性、安全审评稳定性以及保护核电业主投资等方面有大的改进。
第三代核电站先是美国电力公司发起建立先进轻水堆（ALWR）设计的技术基础，为设计美国下一代先进轻水堆(ALWR)，推行一项先进轻水堆ALWR计划，编制了一份美国核电用户要求文件(URD)，继而欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求(EUR)文件。
URD和EUR规范了第三代核电站的设计技术基础，其要点如下：
1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。
2）ALWR 的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。 3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下：
抗事故能力：所有工况下都具有负的功率反应性系数、采用最好的材料及水质、改进的人机界面系统、采用成熟的诊断监测技术、须留给操纵员足够的时间（30分钟或更长时间)来防止设备的损坏及防止导致较长停堆的电厂工况等。 防止堆芯损坏：防止堆芯损坏的专设安全系统应满足执照设计基准要求及安全裕量基准、堆芯损坏频率小于1×10-5/堆年等。
缓解事故能力：坚固而大容积的安全壳和相应的专设安全系统；采用现实源项分析；控制可燃氢气的浓度；在累积发生频率大于10-6/堆年的严重事故条件下，在厂址边界处(离开反应堆大约0.5英里)，公众个人的全身剂量小于25雷姆等要求。
4）第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如 AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下： 改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。
非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划型号等。
AP1000 AP1000 是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆（Advanced Paive PWR） 。
2002年3月，美国核管会已经完成AP1000设计的预认证审查（Pre-certification Review），AP600有关的试验和分析程序可以用于AP1000设计。2004年12月获得了美国核管会授予的最终设计批准。
AP1000 为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。
1 AP1000的历史
西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
根据美国核管理委员会(United States Nuclear Regulatory Commiion 简称NRC)官方网站信息，2002年3月28日，西屋公司向核管会提交了了AP1000的最终设计批准以及标准设计认证的申请。2004年9月13日获得了NRC授予的最终设计批准（Final Design Approval）。核管会于2005年12月14日投票通过了AP1000标准核电站的最终设计认证条例（Final design certification rule)，并于2006年1月23日获得签署。直至2010年12月1日，西屋向NRC提交了AP1000设计控制文案（Design control document）的第18次修改。根据《科学美国人》（Scientific American）的报道，核管会估计会在2011年9月会完成对AP1000的整体设计认证。按照西屋公司的预期，2016年美国会开始建造AP1000型核电站，这将会是美国自上世纪70年代以来首次恢复核电站的建设。 2 AP1000的设计规范
AP1000为单堆布置两环路机组，电功率1250MWe，设计寿命60年，主要安全系统采用非能动设计，布置在安全壳内，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。AP1000主要的设计特点包括：
（1）主回路系统和设备设计采用成熟电站设计
AP1000堆芯采用西屋的加长型堆芯设计，这种堆芯设计已在比利时的Doel 4号机组、Tihange 3号机组等得到应用；燃料组件采用可靠性高的Performance+；采用增大的蒸汽发生器（D125型），和正在运行的西屋大型蒸汽发生器相似；稳压器容积有所增大；主泵采用成熟的屏蔽式电动泵；主管道简化设计，减少焊缝和支撑；压力容器与西屋标准的三环路压力容器相似，取消了堆芯区的环焊缝，堆芯测量仪表布置在上封头，可在线测量。
（2）简化的非能动设计提高安全性和经济性
AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
在AP1000设计中，运用PRA分析找出设计中的薄弱环节并加以改进，提高安全水平。AP1000考虑内部事件的堆芯熔化概率和放射性释放概率分别为5.1×10-7/堆年和5.9×10-8/堆年，远小于第二代的1×10-5/堆年和1×10-6/堆年的水平。
简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，35%，80%，70%和45%。同时采用标准化设计，便于采购、运行、维护，提高经济性。西屋公司以AP600的经济分析为基础，对AP1000作的经济分析表明，AP1000的发电成本小于3.6美分/kWh，具备和天然气发电竞争的能力。AP1000隔夜价低于1200美元/千瓦（包括业主费用和厂址费用）。
（3）严重事故预防与缓解措施
AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：
堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁路。
为防止堆芯熔融物熔穿压力容器和混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。在发生堆芯熔化事故后，将水注入到压力容器外璧和其保温层之间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。在AP600设计时已进行过IVR的试验和分析，并通过核管会的审查。对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需作一些附加试验。由于采用了IVR技术，可以保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。
针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。
针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳璧的威胁。同时在环安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。
对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物没有和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。
对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。事故后长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。
针对安全壳旁路事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
（4）仪控系统和主控室设计
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。
（5）建造中大量采用模块化建造技术
AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。
通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。美国西屋电气公司在中国核电招标中成功竞标，将向中国进行技术转让，建设4台核电机组。西屋公司总裁兼首席执行官史睿智先生接受新华社记者采访时表示，西屋的AP1000核电技术是目前唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的“第三代＋”核电技术，“这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术”。
AP1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技术。
AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”，比如重力理论、自然循环、聚合反应等，比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。这样既进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。
西屋公司提供的技术材料称，AP1000在建设过程中，可利用模块化技术，多头并进实施建设，极大地缩短了核电机组建设工期。AP1000从开工建设到加载原料开始发电，最快只需要36个月，建设成本方面的节约优势明显。西屋预计，中国的4台核电机组将于2013年建成发电。
中国在美国、法国、俄罗斯等投标方中认真比较后选择西屋的核电技术。在美国本土，计划中将要建设的18台核电机组中，已经有至少12个确定选择AP1000技术为设计基础。他说：“西屋非常高兴这次中国也选择了AP1000。现在能够进军中国核电市场对于西屋意义重大，我们致力于和中国核电市场发展长期、互利的合作关系。”
西屋公司是全球压水反应堆核电技术的龙头，早在1957年就开发出了全球首个压水反应堆。目前全球超过40%的运营核电机组都是由西屋建造或经西屋批准利用其设计基础建造的。
AP1000是西屋在AP600技术的基础上延展开发的。AP600以“非能动性”为特点的设计最早始于1991年，西屋当初试图将核电站技术从经济效益和安全水平两方面都提升到一个新高度，保持自己在核电领域的技术领先优势。AP600在1998年获得美国核管会的“最终设计批准”，但随着世界电力市场的不断变化，核电新的目标电价降至每度3美分，AP600已无法满足这个要求。为此西屋启动了AP1000的开发工作，目标是更便宜、更安全、更高效的核反应堆技术，以提升其在核电市场的竞争力。
由于AP1000脱胎于AP600，因此研发进程大大加快，通过设计改进达到增容目的，显著提高发电功率，同时又保持了原有系统的安全性和简洁性。从AP600到AP1000，经过了15年的开发和完善。史睿智特意提到，在多年的开发工作中，不少中国工程技术人员也参与其中。
AP1000作为当今核电市场最具竞争力的技术，应用到中国核电机组建设中，“对于中美双方是真正的双赢合作”。中国将依托先进核电技术，更好地满足日益增加的能源需求。而与中国合作，一方面为美国创造大量就业岗位，同时也为美国的产品、技术和服务出口提供了良机。
西屋电气的 AP1000 有以下特点：
1、世界市场现有的最安全、最先进、经过验证的核电站 (保守概率风险评估 (PRA):堆芯损毁概率为可忽略不计的 2.5x10- 7 )；
2、唯一得到美国核管会最后设计批准（FDA）的新三代+核电站；
3、基于标准的西屋压水反应堆 (PWR)技术，该技术已实现了超过 2,500 反应堆年次的成功的运营 ；
4、1100 MWe设计，对于提供基本发电负荷容量很理想；
5、模块化设计，有利于标准化并提高建造质量；
6、更经济的运营 (更少的混凝土和钢铁，更少零部件和系统，意味着更少的安装、检测和维护 )；
7、更简便的运营(配备行业最先进的仪表和控制系统 )；
8、符合美国用户要求文件（URD）对新一代商用反应堆的要求。 3 中国第3代核电站开工
1、核电站核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注技术
2009年3月31日14时06分，世界上首台AP1000核电机组三门核电站一号机组核岛第一罐混凝土浇注顺利完成，4月20日混凝土养护取得成功。这是世界核电站工程建设中首次成功采用核岛筏基大体积混凝土一次性整体浇注的先进技术，中国成为首个成功掌握此项技术的国家。核电站核岛筏基是核反应堆厂房的基础部分，其大体积混凝土一次性整体浇注，可以实现核电站核岛基础的一次整体成形，具有无接口、防渗好等技术优点，特别适合安全性能要求较高的核电施工。但由于浇注后的养护是难点，一直是施工的一大技术难题。该项技术的成功实施，可以有效缩短工期，将为未来第三代核电的批量化建设带来巨大的经济价值。
2、核岛钢制安全壳底封头成套制造技术
2009年12月21日15时28分，三门核电站一号机组核岛钢制安全壳底封头成功实现整体吊装就位，这一底封头的钢材制造、弧形钢板压制、现场拼装焊接、焊接材料生产、整体运输吊装等都是由中国企业自主承担完成的。AP1000首次采用在核电站反应堆压力容器外增加钢制安全壳的新技术。钢制安全壳是AP1000核电站反应堆厂房的内层屏蔽结构，是非能动安全系统中的重要设备之一。AP1000钢制安全壳底封头钢板的典型特征是大尺寸、多曲率、高精度，采用整体模压一次成型技术，尚属世界性难题。中方企业攻克了一系列世界性的技术难题和工艺难关，提升了我国核电装备制造和相关材料研制的水平。
3、模块化设计与制造技术
2009年6月29日，三门核电站一号机组核岛最大的结构模块CA20模块成功吊装就位，开启了中国核电站工程模块化建造的新时代。CA20模块的工厂化预制和现场拼装、组焊、整体吊装的顺利完成，标志着AP1000技术的模块化设计和施工的先进理念已经从理论变成了现实。CA20模块是AP1000的最大一个结构模块，长20.5米，宽14.2米，高20.7米，近7层楼高，由18个房间构成，包括32个墙体子模块和40个楼板子模块，结构总重达749吨，加上吊具等起吊总重量达到968吨，相当于700多辆小汽车的重量。使用模块化建造方法，可以实现核电站核岛工程建设中的土建和安装的交叉施工，能大大缩短核电站的工程建设周期。通过模块的工厂化预制，可有效提高工程建造的质量。
4、主管道制造关键技术
2010年1月11日，中国AP1000自主化依托项目国产化主管道采购合同在北京签订。国核工程公司与中国第二重型机械集团公司(德阳)重型装备股份公司签订了主管道采购合同。核电站主管道是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大厚壁承压管道，是核蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”，是压水堆核电站的核一级关键设备之一。AP1000机组采用了超低碳控氮不锈钢整体锻造技术，材质要求高、加工制造难度大，堪称目前世界核电主管道制造难度之最。AP1000主管道是中国AP1000自主化依托项目中唯一没有引进国外技术的核岛关键设备。中国二重集团等国内多家企业通过为时两年的科研攻关，自主突破了AP1000主管道制造的技术难关，制造的主管道1：1模拟件综合技术指标已完全符合美国西屋公司的设计技术标准，达到世界一流水平，大幅降低了主管道的采购成本。
5、关键设备大型锻件制造技术
2009年12月22日，中国一重承担的三门核电站2号机组蒸汽发生器管板锻件研制取得成功，在先前实现AP1000核岛反应堆压力容器锻件完全国产化的基础上，再次实现了蒸汽发生器锻件的完全国产化，一举攻克了制约我国核电发展的重大技术难关，大幅提升了中国核电装备制造的整体水平和技术能力，打破了国外企业在高端大型铸锻件市场的垄断。以前中国的大型铸锻件企业因制造能力和技术上的差距，使国内高端大型铸锻件市场和技术被国外巨头垄断，尤其是在核电大型铸锻件上，国外更是实行技术封锁。除大型锻件外，目前反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、主管道、钢制安全壳等核岛关键设备国产化工作均取得实质性进展，确保了中国后续三代核电批量化、规模化发展。 EPR1000
第2篇：测量技师先进事迹测量技师先进事迹材料
××同志XX年8月加入中国共产党。长期以来，该同志都以一个优秀共产党员的标准来严格要求自己，处处起着共产党员的先锋模范带头作用，曾先后荣获六公司“十大标兵”、局劳动模范和铁道部火车头奖章称号。
××同志是××铁路w13标项目经理部的一名测量技师。他所在的作业队管段全长3.6公里多，10座桥梁、4座隧道、9座涵管，还有2公里多长的高填方和深挖方路基以及挡护工程。施工地段山峦起伏，条件艰苦，其测量工作复杂而种类繁多，难度是可想而知的。但他并未被困难所吓倒，迎难而上，进点以来，他爬山涉水，活跃在施工生产第一线。
工作认真负责，一丝不苟。他深知，只要测量工作有一点点疏忽或失误就会影响工期进度，使企业蒙受巨大的经济损失。为了确保测量技术资料的准确，进点不久，他就利用电子表格，根据工程测量的实际要求，结合各项曲线参数成功编制出一系列计算程序，解决了以往通过计算机软件计算时稍有不慎就会出错的问题，确保了数据的准确性。同时提高了工作效率，简化了工作量。在计算内业资料时只需输入某一点的里程和距离等参数，就可以立刻计算出所需的数据。为了进一步保证数据的准确性，他总是利用工程计算软件再计算一遍，然后将两组数据相复核，确定准确无误后才放心使用。
自编程序，缩短了现场计算时间。为了工地临时计算方便、快捷，他又利用卡西欧4800型计算器,先后编写出一些计算程序, 解决了野外计算时间长、测量放样速度慢等难题。在需要计算直线和各种曲线上某一点时，只需要网输入曲线要素和里程便可立即计算出该点的方位角和坐标，大大缩短了野外计算时间，加快测量放样速度。
测量技术过硬，解决了许多复杂难题。桥隧工程分布在大山深处，结构特点、地理位置较为复杂特殊，为了方便测量，根据现场条件和施工的需要，××同志采用“后方交会法”测量，在两个导线点和前方通视的地方置镜，以两个导线点做为后视点测设出置镜点的坐标，再以此点为置镜点，以一个导线点为后视，经另一个导线点符合无误后，再用极坐标法进行放样，达到了快速、省时、省力的效果。
鲁竹坝一号隧道复线在XX米半径的曲线上，分上下台阶开挖。为了保证隧道的贯通精度，根据鲁竹坝一号隧道施工的具体情况，他采用每10米就在隧道拱顶放出一个中线点，并且放出一个切线方向，在10米之内根据失距法量出中线点，保证开挖时的贯通精度，并定期进行监控量测，防止因为地质情况变化影响隧道施工。
鲁竹坝ⅱ线t构桥对中线精度和高程精度要求都很高。为了减小每次测量的误差，他根据t构桥施工的具体情况，将一个控制点做在t构桥的另一端，后视距离为前视距离的两倍以上，每次中线测量都采用同一置镜点和后视点，减少了因每次置镜点和后视点的不同而产生的偶然误差。每次模板和混凝土浇注或张拉后，他都要对中线和高程进行复核。每次浇筑混凝土他都要全过程值班，以观测t构挂篮的下沉情况，确保施工顺利进行。
第3篇：测量技师先进事迹材料测量技师先进事迹材料
××同志XX年8月加入中国共产党。长期以来，该同志都以一个优秀共产党员的标准来严格要求自己，处处起着共产党员的先锋模范带头作用，曾先后荣获六公司“十大标兵”、局劳动模范和铁道部火车头奖章称号。
××同志是××铁路w13标项目经理部的一名测量技师。他所在的作业队管段全长3.6公里多，10座桥梁、4座隧道、9座涵管，还有2公里多长的高填方和深挖方路基以及挡护工程。施工地段山峦起伏，条件艰苦，其测量工作复杂而种类繁多，难度是可想而知的。但他并未被困难所吓倒，迎难而上，进点以来，他爬山涉水，活跃在施工生产第一线。
工作认真负责，一丝不苟。他深知，只要测量工作有一点点疏忽或失误就会影响工期进度，使企业蒙受巨大的经济损失。为了确保测量技术资料的准确，进点不久，他就利用电子表格，根据工程测量的实际要求，结合各项曲线参数成功编制出一系列计算程序，解决了以往通过计算机软件计算时稍有不慎就会出错的问题，确保了数据的准确性。同时提高了工作效率，简化了工作量。在计算内业资料时只需输入某一点的里程和距离等参数，就可以立刻计算出所需的数据。为了进一步保证数据的准确性，他总是利用工程计算软件再计算一遍，然后将两组数据相复核，确定准确无误后才放心使用。
自编程序，缩短了现场计算时间。为了工地临时计算方便、快捷，他又利用卡西欧4800型计算器,先后编写出一些计算程序, 解决了野外计算时间长、测量放样速度慢等难题。在需要计算直线和各种曲线上某一点时，只需要网输入曲线要素和里程便可立即计算出该点的方位角和坐标，大大缩短了野外计算时间，加快测量放样速度。
测量技术过硬，解决了许多复杂难题。桥隧工程分布在大山深处，结构特点、地理位置较为复杂特殊，为了方便测量，根据现场条件和施工的需要，××同志采用“后方交会法”测量，在两个导线点和前方通视的地方置镜，以两个导线点做为后视点测设出置镜点的坐标，再以此点为置镜点，以一个导线点为后视，经另一个导线点符合无误后，再用极坐标法进行放样，达到了快速、省时、省力的效果。
鲁竹坝一号隧道复线在XX米半径的曲线上，分上下台阶开挖。为了保证隧
道的贯通精度，根据鲁竹坝一号隧道施工的具体情况，他采用每10米就在隧道拱顶放出一个中线点，并且放出一个切线方向，在10米之内根据失距法量出中线点，保证开挖时的贯通精度，并定期进行监控量测，防止因为地质情况变化影响隧道施工。
鲁竹坝ⅱ线t构桥对中线精度和高程精度要求都很高。为了减小每次测量的误差，他根据t构桥施工的具体情况，将一个控制点做在t构桥的另一端，后视距离为前视距离的两倍以上，每次中线测量都采用同一置镜点和后视点，减少了因每次置镜点和后视点的不同而产生的偶然误差。每次模板和混凝土浇注或张拉后，他都要对中线和高程进行复核。每次浇筑混凝土他都要全过程值班，以观测t构挂篮的下沉情况，确保施工顺利进行。
他是个闲不住的人。只要稍有空闲他就上工地向工人师傅请教，和同事们一起探讨如何进行放样、控制才能达到最佳的效果。虚心听取他人意见，积极采纳好的建议，结合施工现场的实际情况，更新测量方法，让测量工作更好的为施工现场服务。
第4篇：测量技师先进事迹材料××同志XX年8月加入中国共产党。长期以来，该同志都以一个优秀共产党员的标准来严格要求自己，处处起着共产党员的先锋模范带头作用，曾先后荣获六公司“十大标兵”、局劳动模范和铁道部火车头奖章称号。
××同志是××铁路w13标项目经理部的一名测量技师。他所在的作业队管段全长3.6公里多，10座桥梁、4座隧道、9座涵管，还有2公里多长的高填方和深挖方路基以及挡护工程。施工地段山峦起伏，条件艰苦，其测量工作复杂而种类繁多，难度是可想而知的。但他并未被困难所吓倒，迎难而上，进点以来，他爬山涉水，活跃在施工生产第一线。
工作认真负责，一丝不苟。他深知，只要测量工作有一点点疏忽或失误就会影响工期进度，使企业蒙受巨大的经济损失。为了确保测量技术资料的准确，进点不久，他就利用电子表格，根据工程测量的实际要求，结合各项曲线参数成功编制出一系列计算程序，解决了以往通过计算机软件计算时稍有不慎就会出错的问题，确保了数据的准确性。同时提高了工作效率，简化了工作量。在计算内业资料时只需输入某一点的里程和距离等参数，就可以立刻计算出所需的数据。为了进一步保证数据的准确性，他总是利用工程计算软件再计算一遍，然后将两组数据相复核，确定准确无误后才放心使用。
自编程序，缩短了现场计算时间。为了工地临时计算方便、快捷，他又利用卡西欧4800型计算器,先后编写出一些计算程序, 解决了野外计算时间长、测量放样速度慢等难题。在需要计算直线和各种曲线上某一点时，只需要网输入曲线要素和里程便可立即计算出该点的方位角和坐标，大大缩短了野外计算时间，加快测量放样速度。
测量技术过硬，解决了许多复杂难题。桥隧工程分布在大山深处，结构特点、地理位置较为复杂特殊，为了方便测量，根据现场条件和施工的需要，××同志采用“后方交会法”测量，在两个导线点和前方通视的地方置镜，以两个导线点做为后视点测设出置镜点的坐标，再以此点为置镜点，以一个导线点为后视，经另一个导线点符合无误后，再用极坐标法进行放样，达到了快速、省时、省力的效果。
鲁竹坝一号隧道复线在XX米半径的曲线上，分上下台阶开挖。为了保证隧道的贯通精度，根据鲁竹坝一号隧道施工的具体情况，他采用每10米就在隧道拱顶放出一个中线点，并且放出一个切线方向，在10米之内根据失距法量出中线点，保证开挖时的贯通精度，并定期进行监控量测，防止因为地质情况变化影响隧道施工。
鲁竹坝ⅱ线t构桥对中线精度和高程精度要求都很高。为了减小每次测量的误差，他根据t构桥施工的具体情况，将一个控制点做在t构桥的另一端，后视距离为前视距离的两倍以上，每次中线测量都采用同一置镜点和后视点，减少了因每次置镜点和后视点的不同而产生的偶然误差。每次模板和混凝土浇注或张拉后，他都要对中线和高程进行复核。每次浇筑混凝土他都要全过程值班，以观测t构挂篮的下沉情况，确保施工顺利进行。
他是个闲不住的人。只要稍有空闲他就上工地向工人师傅请教，和同事们一起探讨如何进行放样、控制才能达到最佳的效果。虚心听取他人意见，积极采纳好的建议，结合施工现场的实际情况，更新测量方法，让测量工作更好的为施工现场服务。