Telah dilakukan penelitian mengenai distribusi fluks neutron dan nilai koefisien difusi neutron sebagai fungsi energi dalam persamaan difusi neutron multigrup satu dimensi. Jenis reaktor yang digunakan adalah reaktor cepat dengan teras berbentuk slab dan bahan bakar yang digunakan yaitu U-PuN. Penelitian ini menggunakan penampang lintang makroskopik di level sel bahan bakar sebagai masukan awal untuk 70 grup energi. Data library yang digunakan adalah JFS-3- J33 70 grup energi yang merupakan data dari kode komputer SLAROM dari JAEA Jepang. Rentang energi dibagi ke dalam tiga daerah grup energi yaitu grup energi cepat, grup energi menengah dan grup energi rendah. Metode iterasi yang digunakan dalam penelitian ini adalah metode iterasi Gauss-Seidel. Hasil penelitian menunjukkan bahwa distribusi fluks pada grup energi cepat untuk bahan bakar U-235 dan Pu-239 berkisar antara 32,96 n/s cm2 sampai 121,95 n/s cm2. Distribusi fluks neutron pada grup energi cepat memiliki nilai fluks neutron berubah seiring dengan kenaiakan energi grup, sedangkan pada grup energi menengah dan energi rendah overlap disetiap grup energi. Hasil perhitungan nilai koefisien difusi terhadap fungsi energi didapatkan bahwa nilai koefsien difusi U- 235 dan Pu-239 hampir sama, sedangkan untuk U-238 diperoleh nilai koefisien difusi yang lebih kecil. Perbedaan nilai ini terjadi karena U-238 merupakan bahan fertil
