Изобретение относится к области разработки и создания инновационных видов ядерного топлива. Способ получения антикоррозийного смешанного уран-плутониевого нитридного ядерного топлива, в котором в качестве исходных материалов используются оксиды урана и плутония, порошок графита. Последовательно выполняют осуществление контроля соотношения O/U в порошке, содержащем оксид урана UO2. Удаляют газы из порошков в атмосфере аргона высокой чистоты. Взвешивают порошки оксидов урана и плутония и графита до обеспечения необходимого молярного соотношения C/(0,8UO2+0,2PuO2) = 2,5. Механически смешивают порошки в шаровой мельнице в брикеты диаметром от 6 до 15 мм. Проводят карботермическое восстановление в вакуумно-компрессорной печи при температуре 1823 K в течение 10 часов в потоке смеси N2 + 8% Н2. Измельчают полученные брикеты на шаровой мельнице, добавляют связующее в виде 0,25 масс. % полиэтиленгликоля при давлении 200-400 МПа, с последующим прессованием порошка в таблетки. На этапе измельчения брикетов, или после измельчения, или при добавлении связующего осуществляют введение примеси кремния в количестве 0,5-1,0 масс. %. Изобретение обеспечивает снижение коррозионных повреждений в оболочках твэлов. 3 з.п. ф-лы, 9 ил., 2 табл.