我国自主设计的中国聚变工程实验堆CFETR，是一种物理和工程参数介于ITER和DEMO之间的托卡马克实验堆，它将为我国未来实现商业核聚变反应堆具有重要意义。中心螺线管线圈，即CS线圈是CFETR装置核心部件之一，需要满足最高达12T的磁场及1.5T/s的磁场变化率的要求，因此，为了解决大型超导磁体设计和制造过程中关键的工程技术问题，开展了CS模型线圈的设计和研制。CS模型线圈由内Nb3Sn线圈，外Nb3Sn线圈以及NbTi线圈构成，将采用超临界氦迫流冷却，线圈被冷却至4.5K后进行通电测试，由于交流损耗会产生大量热负荷，为了保证线圈能够在低温下正常的工作，线圈的冷却设计和分析尤为重要。　　首先，基于超导股线和导体的参数，对CS模型线圈的结构做了设计，运用ANSYS软件对模型线圈做了磁场分析;根据模型线圈的结构，对线圈的稳态热负荷和瞬态热负荷做了计算和分析，尤其是瞬态热负荷，其中包括了导体的磁滞损耗和耦合损耗，计算较为复杂。热负荷的计算为冷却回路的设计提供参考。　　其次，根据冷却回路的设计原则对CS模型线圈的冷却回路做了设计和分析，提出了一种大型超导线圈冷却回路的设计方法，给出了两种冷却回路的设计方案，比较了各方案的优缺点，择优选取，确定了各个线圈冷却回路的长度，进出口压，进口温度以及流量，为了分析通电过程中冷却回路热工水力参数的变化，验证冷却回路设计的正确性，建立了一维数学模型，选取了条件最为恶劣的冷却回路进行分析，给出了各冷却回路不同位置，不同时刻的温度分布，流量分布以及压力的变化值。　　最后，对CS模型线圈的低温实验做了设计，其中包括低温流体分配系统的设计和冷却流程的设计;对相关实验设备做了分析和选型，包括温度计，流量计，压力压差变送器以及流量控制阀和安全阀等;对模型线圈的降温做了初步的计算和分析，给出了各个降温过程中冷却回路低温氦气的降温速率和各个线圈的流量分配。