随着ITER装置建设的推进和各国相继启动的聚变反应堆概念设计，迫切需要发展对tokamak整体超导磁体系统的设计进行评估与预测的程序。而东方超环(EAST)是目前世界上正在运行的仅有的两个全超导tokamak之一，对目前 EAST超导磁体运行状态进行分析，有两方面重要的意义：一方面为了EAST装置将来更高参数的安全运行；另一方面可以利用装置目前得到的实验数据来校准和验证超导磁体运行分析程序，为将来设计下一代聚变反应堆做准备。　　 本论文把SAITOKPF code应用于EAST超导磁体系统的运行分析，通过PF线圈出口温升与实验数据的比较，验证了程序的可行性。运用SAITOKPF code模拟了250kA至1MA的不同等离子体放电情况，发现了在等离子体放电过程中CS1-6线圈的最大温度远远大于其他线圈的最大温度；线圈中最大温度位于线圈的高场侧，也是线圈的内侧；在等离子体放电过程中PF线圈中的最大温升，随着总交流损耗的增加而增大，并且CS1-6线圈内最大温升与CS1-6线圈总出口温升的差别，随着交流损耗的增加也在加大；在正常炮的放电过程中CS1-6线圈的最小分流温度出现在线圈中所通电流的绝对值达到最大的时候，线圈内的最小温度裕度出现在线圈的电流达到反方向最大的时候。等离子体放电过程中，超导股线的耦合损耗远远大于超导股的磁滞损耗、铜基体和纯铜股的涡流损耗以及铠甲的涡流损耗等的和，它的大小决定着整个线圈的热负荷。在超导线圈入口流量的模拟中运用了katheder准则关系式和多孔介质模型准则关系式，并与实验测量值相比较发现多孔介质模型更适合于EAST中超导线圈入口流量的模拟。等离子体放电过程中，CS1-6线圈的交流损耗越大，入口流量减小的就越多。　　 通过对EAST超导线圈出口温升的分析，发现在控制单一变量的情况下，随着等离子体电流和放电时间的增长，CS线圈出口处温升会增加；CS线圈总出口温升与F值(CS线圈电流变化率平方的积分值)有比较好的线性关系，将来可以考虑用F值来快速的判断PF线圈的温升；另外CS线圈温升在加低杂波放电条件下比在纯欧姆放电条件下的小；从实验结果和模拟结果都证实等离子体破裂对PF线圈温升的影响是比较小的，可以不去考虑。