EAST（Experimental Advanced Superconducting Tokamak）超导托卡马克核聚变实验装置，是国家大科学工程建设项目。纵场（Toroidal Field）磁体系统是EAST装置的重要组成部分，它是采用以NbTi/Cu为超导材料的CICC（Cable in Conduit Conductor）绕制而成。采用超临界氦迫流冷却，使得线圈的工作温度维持在3.8K～4.5K。本文根据纵场线圈的结构和工作温度，分析和计算了在稳定状态下由热传导、热辐射等产生的热负荷。计算结果显示：在纵场磁体温度为3.8K～4.5K的稳定工况下，热负荷值达到了3928W，其中由内外氮屏对磁体的热负荷、稀薄气体传导热和核热是热负荷的重要组成部分，大约占到了整个热负荷的96％。而冷凝吸附热、接头电阻热和电流引线引起的焦耳热则占了很小的一部分。在等离子体放电过程和等离子体破裂后交流损耗在15ms的时间内每单位长度上的平均损耗达到了18J/m，总的交流损耗产生的热量达到了4375W。纵场线圈的氦流量至少保持在196g/s以上，才能一直维持3.8K～4.5的稳定状态，防止线圈温度升高出现失超现象；纵场磁体在等离子体破裂时，当流量维持在218g/s才能使线圈的温度在等离子体破裂后3分钟内恢复，并且氦流的进出口温差控制在0.5K左右。文中还给出了在磁体从300K到80K的预冷过程中，纵场线圈所需要的冷却氦流的质量流量随着温度变化的曲线。纵场磁体冷却实验成功的模拟了磁体在运行过程中的工况。实验进行了抽真空及检漏，装置总体漏率及分系统漏率测定、装置降温及相关热工水力性能测试、接头电阻的测量的实验，得到了包括冷却回路流量、压力、温度、热负荷等关键性能参数在内的各项指标。实测接头电阻值均小于2×10^-9Ω；装置主机的真空维持在了10^-4～10^-3pa之间；在300K～80K的降温过程中，平均降温速率约为1.02K/h，在80K～4.5K的降温过程中，平均降温速率为0.45 K/h：在稳定状态下，纵场磁体系统总的氦流量为192g/s，这些数据都将为EAST的首次运行提供宝贵的经验。