Abstract. The numerical solution of the neutron transport equation for one-speed neutrons in a finite homogeneous slab is investigated. The neutrons are assumed to be scattered isotropically through the medium involving constant isotropic source. The stationary transport equation is first written in the form of discrete ordinates and then it is solved for the eigenvalue spectrum of the neutrons using the Chebyshev polynomials of first kind. The eigenvalues are calculated for various values of the c0, the mean number of secondary neutrons per collision, using the Gauss-Chebyshev quadrature set and they are given in the tables.Keywords: Neutron transport equation, eigenvalues, SN method, Chebyshev polynomials. Özet. Nötron transport denkleminin, sonlu ve homojen bir dilimde tek-gruplu nötronlar için nümerik çözümü incelenmiştir. Nötronların sabit ve izotropik bir kaynak bulunan ortam boyunca izotropik olarak saçıldıkları varsayılmıştır. Kararlı durum transport denklemi, önce diskret ordinatlar formunda yazılmış ve daha sonra bu denklem birinci tip Chebyshev polinomları kullanılarak nötronların özdeğer spektrumu için çözülmüştür. c0’ın, çarpışma başına ortalama ikincil nötron sayısı, farklı değerleri için Gauss-Chebyshev kuadratür seti kullanılarak özdeğerler hesaplanmış ve bunlar tablolarda verilmiştir.