次世代高速炉プラントの蒸気発生器や配管部等の冷却系全般に改良9Cr-1Mo鋼を採用することを検討している。運転温度は550$^{\circ}$C、設計寿命は60年の次世代高速炉プラントが検討されている。改良9Cr-1Mo鋼は既に火力発電設備において採用されており、長期にわたる運転実績がある。次世代高速炉プラントの運転温度は火力発電設備の運転温度と比較して低いものの、試験データを取得困難な長時間領域でのクリープ強度や高速炉プラントで防止すべき損傷モードであるクリープ疲労強度を把握し、それらの強度特性を評価する評価技術の開発が必要である。本報告では、(1)改良9Cr-1Mo鋼継手の強度特性(クリープ強度、クリープ疲労強度)、(2)補修溶接継手の強度特性、及び(3)異材溶接継手の強度特性について、日本原子力研究開発機構における検討状況について報告する。