反应堆堆内构件是核电厂安全、老化问题主要涉及的核心部件之一,其释热问题在反应堆设计中需要重点考虑因素之一,堆芯中核燃料发生裂变时,伴随产生极强的中子及γ辐射,这些辐射在堆内构件中发生能量沉积,产生热量、辐照等诸多影响。本工作首先选择BNL(Brookhaven National Laboratory)开发的NUREG/CR-6115压水堆计算基准问题中标准的IN-OUT堆芯装载模式为基础,对使用的MCNP程序和数据库进行了基准验证计算,结果吻合良好,使用的程序和数据库的精度均满足工程计算要求。其次,以国内某典型二代压水堆核电站长循环堆芯装载参数为计算依据,利用三维蒙特卡罗输运计算程序MCNP进行反应堆堆内构件中子、γ释热率计算。同时采用离散纵标程序TORT进行释热率结果对比验证,对比结果吻合良好,证明MCNP程序计算结果的正确性。相关数据可为堆内构件进行应力分析提供参考。