AP1000是国家大力引进的第三代新型核电厂，引入非能动安全系统的理念，使安全系统配置得到简化，人因失误发生的可能性极大地降低，系统运行的可靠性和核电厂的安全性、经济性大大提高。另外，根据法规给出的现实的LOCA安全分析方法，采用最佳估算加量化估算不确定性，保证结果在接受的准则范围内。参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系，更加真实的模拟电厂状态，在兼顾安全性的前提下，提高电厂的经济性。文章建立了AP1000的RELAP5模型，将稳态调试与瞬态计算结果与西屋公司LBLOCA分析结果进行比对，以确立分析模型的实用性；在此基础上，首先对模型节点数进行灵敏度分析，得到保守的核电厂几何模型，随后对电厂状态参数进行灵敏度分析，得到包络的大破口失水事故工况和燃料包壳峰值温度（PCT）包络值。文章利用保守的AP1000核电厂几何模型采用三种不确定性分析方法量化电厂状态参数对AP1000LBLOCA的影响。分析结果表明，随机取样统计方法、敏感性分析数值方法、传统误差传递分析方法均能够提供较大的燃料包壳峰值温度（PCT）安全裕量，对核电厂经济性提高过程中参数不确定性量化方法的选择具有参考意义。此外，随机取样统计方法利用数理统计理论进行分析，减少了分析过程中的保守性，因此在三种方法中可以提供最大的安全裕量。相较传统的参数包络分析方法，随机取样统计方法可额外提供的PCT裕度约为100K，而敏感性分析数值方法和传统误差传递分析方法额外提供的PCT裕度则约为50-60K。