指對包含多種效應的熱工過程進行的全系統模擬實驗，用以觀測各種效應之間的相互影響和反饋關係，驗證、改進和完善描述該過程的電腦程式。整體效應實驗的典型例子有：反應堆一迴路自然循環實驗，反應堆冷卻劑系統的小破口和大破口事故實驗，堆芯再淹沒過程中液滴的夾帶和去夾帶過程的整體效應實驗。
(1)反應堆一迴路自然循環實驗：自然循環是一種重要的載出熱量的方式，也是反應堆冷卻劑強迫循環停止以後，把堆芯熱量傳到二迴路的主要途徑。在自然循環中包含的熱工流體力學現象有：堆芯傳熱和兩相流動、蒸汽發生器中冷凝傳熱和凝結水的回流、自然循環停滯和倒流，二迴路中的流體流動和傳熱工況對一迴路的影響等。此外，還應指出：自然循環實驗迴路中各部件的結構尺寸和相對標高一定要符合相似條件。
LOFT實驗裝置(2)反應堆冷卻劑系統的小破口和大破口事故實驗：這種實驗的規模很大。美國愛達荷(Adaho)國立工程實驗室的LOFA實驗迴路是典型的實驗裝置之一。該迴路的堆芯有1300根核燃料元件，總釋熱功率為55MW。堆芯高度1.68m，直徑0.6m。迴路中有反應堆壓力容器、冷卻劑循環水泵、冷段和熱段冷卻劑管道、蒸汽發生器等主要模擬設備，分完整環路和破裂環路兩部分。圖是LOFA實驗迴路的布置簡圖。德國、日本、法國等國也有規模相當大的類似實驗設施。
(3)堆芯再淹沒過程中液滴的夾帶和去夾帶過程的整體效應實驗：這方面最典型的研究工作是美國、日本和德國三方從1985年開始進行的2D/3D聯合研究計畫。該項研究的主要目的是測量全尺寸上腔室的去夾帶量，其堆芯有2000個全長度的板狀燃料元件。
(4)嚴重事故實驗研究：在此領域，德國、日本和美國做了較多的工作。研究事故工況下燃料組件及堆內結構的失效行為，主要包括燃料及包殼的熔化，鋯水反應產生氫氣，蒸汽的產生及爆炸等；熔化燃料與壓力殼結構材料的反應及壓力殼的失效行為以及安全殼的失效行為，主要包括熔化燃料與混凝土結構的反應及混凝土結構的熔穿，堆內的裂變產物、氫氣、蒸汽以及其它不凝氣體在安全殼的流動及安全殼內壓力變化，氫氣、蒸汽爆炸，以及蒸汽在安全殼內冷凝及安全殼降溫降壓等。
(5)先進堆被動安全系統實驗研究：在此領域美國和日本做了較多的工作，研究下一代輕水堆非能動安全系統，如堆芯冷卻系統，餘熱排出系統，安全注入系統及重力注硼停堆系統的運行及安全特性。
