Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к пирохимической переработке отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах. В способе отделения нитридного ядерного топлива от оболочки тепловыделяющих элементов фрагменты тепловыделяющих элементов топлива, содержащие мононитрид урана не менее 30%, вместе с оболочкой нагревают и выдерживают в аргон-кислородной смеси, содержащей от 10 до 50 об % кислорода при температуре от 500 до 900 °С, что способствует увеличению объема нитридного ядерного топлива, отделяемого от оболочки тепловыделяющего элемента. Способ позволяет достичь полного отделения нитридного ядерного топлива от оболочек тепловыделяющих элементов при пирохимической переработке отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах.